Livre blanc du Tritium

22 Sources de production et gestion du tritium produit par les installations nucléaires Dans les réacteurs de type PHWR, les sources de production de tritium sont les suivantes [4][6][9] : • la fission ternaire de l’U et du Pu dans le combustible (de l’ordre de 520 TBq.GWe-1.an-1). Une partie du tritiumdiffuse dans les gaines en zircaloy, le taux d’inclusion étant a priori inférieur à celui des réacteurs LWR et le taux de sortie dans le circuit caloporteur restant extrêmement faible ; • des défauts de gainage (moins de 1 % de la quantité de tritium formée dans le combustible diffusant dans le caloporteur) ; • l ’activation neutronique du deutérium de l’eau lourde présent dans le caloporteur du circuit primaire (de l’ordre de 1850 TBq.GWe-1.an-1) et dans le modérateur (de l’ordre de 51 800 TBq.GWe-1.an-1), ces quantités de tritium produites étant directement proportionnelles au flux neutronique et à la durée d’irradiation. La teneur en eau lourde et le flux de neutrons thermiques étant plus faibles dans les canaux de refroidissement que dans le circuit du modérateur, le taux de production de tritium est par conséquent moins élevé dans le fluide caloporteur (facteur de l’ordre de 40 entre les activités volumiques en tritium dans le caloporteur et le modérateur au bout de 40 ans de fonctionnement) ; • la formation par activation neutronique du bore (0,25 ppm) et du lithium présent dans le caloporteur du circuit primaire, la quantité de tritiumproduite étant toutefois très faible (la teneur en bore de 0,25 ppm est à comparer avec les 1100 ppm présents dans le circuit primaire d’un PWR à pleine puissance en début de cycle) La production totale de tritium dans le modérateur et le caloporteur des réacteurs PHWR, de l’ordre de 90 000 TBq.GWe-1.an-1 au maximum, est par conséquent beaucoup plus importante (facteur supérieur à 2000) que la quantité formée dans le circuit primaire des réacteurs PWR (37 TBq.GWe-1.an-1), la quantité de tritium accumulée dans l’eau lourde en fin de vie du réacteur étant de l’ordre de 7,4.105 TBq.GWe-1. Pour ce qui concerne le comportement du tritiumdans un réacteur à eau lourde, il faut souligner que les fuites possibles d’eau lourde (maximum 1 à 2 % par an), au niveau des circuits du caloporteur et du modérateur et des équipements auxiliaires (vannes, brides…), nécessitent la mise en place, d’une part de systèmes de surveillance et de récupération de l’eau lourde en circuit fermé pour recyclage, d’autre part d’un confinement adéquat (sécheurs d’air, ventilation, cascades de dépression…), afin de minimiser les risques de contamination du bâtiment réacteur et les rejets de tritium sous forme liquide et gazeuse dans l’environnement. Un moyen complémentaire permettant de limiter les rejets liquide et gazeux de tritium est la mise en place de systèmes de détritiation permettant de traiter une partie de l’eau lourde présente dans les circuits du caloporteur et du modérateur avant recyclage dans le réacteur, le tritium étant récupéré sous forme gazeuse comme sous-produit économiquement valorisable (exemple de Darlington). La mise en œuvre de ces procédés de séparation, facilitée par le fait que l’activité en tritium des flux à traiter est très importante (de l’ordre de 1011 à 1012 Bq.L-1) et beaucoup plus élevée que dans le cas des réacteurs PWR (environ 106 Bq.L-1), introduit toutefois des risques supplémentaires de fuites de tritium en exploitation qu’il convient de gérer. Par ailleurs, il faut noter que, bien que la quantité de tritium produite dans le caloporteur représente moins de 3 % de celle produite dans le modérateur, les conséquences, en termes d’impact dosimétrique sur les travailleurs, des rejets en tritium issus du circuit primaire, compte tenu des conditions de température et de pression régnant dans ce circuit (11 bar, 300 °C), sont à peu près du même niveau que les conséquences des rejets issus des circuits contenant le modérateur. Pour cette raison, le maintien de l’intégrité de la séparation physique entre ces deux circuits s’avère essentiel pour éviter les transferts de contamination et maintenir en particulier l’activité massique en tritium du caloporteur à une valeur inférieure à 37 GBq.kg-1, celle du modérateur avoisinant les 1 500 GBq.kg-1 (le double en absence de système de détritiation ou de renouvellement d’une partie de l’eau lourde tritiée). Pour l’ensemble des réacteurs PHWR dans le monde, les valeurs de rejet de tritium par voies liquide et gazeuse, fournies par l’UNSCEAR [1][2] [10][11] pour la période 1975-1997, varient respectivement de 290 à 490 TBq.GWe-1an-1 et de 690 à 330 TBq.GWe-1.an-1 en moyenne, les rejets atmosphériques diminuant depuis les années 1980 (mise en place progressive de systèmes de confinement et de détritiation complémentaires) et les rejets liquides augmentant progressivement en fonction de la puissance totale nette installée. Des données récentes [14] indiquent que les rejets de tritiumpar voies liquide et gazeuse durant l’année 2006, pour l’ensemble des réacteurs CANDU exploités au Canada, sont respectivement de l’ordre de 1 600 et 2 100 TBq.an-1 pour une production nette d’électricité nucléaire de l’ordre de 10 GWe.an, soit des rejets de l’ordre de 160 et 210 TBq.GWe-1.an-1 en moyenne. Pour toutes les raisons évoquées ci-avant et principalement l’utilisation d’eau lourde en grandes quantités dans le caloporteur et le modérateur, les rejets en tritium des réacteurs PHWR sont donc beaucoup plus importants que ceux issus des réacteurs à eau légère (PWR et BWR). 3 2 1 4 Les réacteurs graphite-gaz (GCR) A la fin 2007, 18 réacteurs de la filière graphite-gaz de types AGR et MAGNOX (puissance unitaire variant de 217 à 625 MWe), de capacité nette totale de 9 GWe, étaient connectés au réseau au Royaume-Uni [3]. Les réacteurs de type MAGNOX à modérateur graphite et caloporteur CO2 constituent la première génération des réacteurs britanniques à caloporteur gaz (concept identique à celui des réacteurs graphite-gaz français du type UNGG). Seules deux unités étaient encore en fonctionnement en 2007. Leurs principales caractéristiques sont rappelées ci-après : • utilisation de combustibles métalliques à base d’uranium naturel gainés en magnésium ; • combustibles irradiés en moyenne à 6 000 MWj/t ; • températures de sortie de gaz (de l’ordre de 360-400 °C) et rendement du cœur limité ; • échangeurs de chaleur implantés à l’extérieur de la cuve en acier. Schéma simplifié d’un réacteur MAGNOX

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