Livre blanc du Tritium

23 Sources de production et gestion du tritium produit par les installations nucléaires Les réacteurs de type AGR (Advanced Gas-cooled Reactor) constituent la seconde génération des réacteurs britanniques à caloporteur gaz et a été développée à partir du concept du réacteur MAGNOX. Les principales caractéristiques sont rappelées ci-après : • réacteurs à modérateur graphite et à caloporteur CO2 ; • crayons combustibles constitués d’oxyde d’uranium enrichi (2,5 à 3,5 % en 235U), gainés en acier inoxydable, disposés en grappes empilées et entourées de manchons en graphite ; • combustible irradié jusqu’à 27 000 MWj.t-1 ; • rendement thermique (de l’ordre de 40 %) plus élevé que dans le cas des réacteurs MAGNOX ; • chargement et déchargement du réacteur en ligne ; • barres de commande (bore-acier) insérées dans la structure graphite par le haut du réacteur ; • caloporteur sous pression à 650 °C en sortie de cœur améliorant le transfert de chaleur, mais nécessitant l’utilisation d’un caisson en pression en béton isolé thermiquement ; • recirculation du CO2 à l’intérieur du cœur afin de le maintenir à une température suffisamment basse pour éviter l’oxydation du graphite ; • échangeurs de chaleur implantés dans la cuve en acier et non à l’extérieur comme dans le cas des réacteurs MAGNOX. Enfin, la filière française des réacteurs de technologie UNGG (Uranium Naturel-Graphite-Gaz) a été développée conjointement par le CEA et EDF dans les années 1950 jusqu’à son abandon en 1969 au profit de la filière des réacteurs à eau sous pression (PWR). Neuf réacteurs électrogènes ont été construits et exploités sur les sites de Chinon, Saint-Laurent-des-Eaux, Bugey et Marcoule pendant cette période et sont aujourd’hui en partie démantelés. Leur conception était très proche de celle des réacteurs de type MAGNOX (modérateur graphite et caloporteur CO2, combustible métallique à uranium naturel gainé en magnésium et logé dans des canaux aménagés dans l’empilement de graphite, échangeurs de chaleur intégrés ou non au caisson du réacteur, circulation du CO2 assurée par des turbosoufflantes). Dans les réacteurs de type graphite-gaz, les sources de production de tritium sont les suivantes [4][6] : • l a fission ternaire de l’U et du Pu dans le combustible (de l’ordre de 520 TBq.GWe-1.an-1). Dans le cas des réacteurs AGR, une partie du tritium produit dans le combustible diffuse dans le caloporteur CO2 au travers de la gaine en acier inoxydable (taux inférieur à 30 %) ; le relâchement de tritium en cas de crayon combustible fuyard reste très faible car le rechargement du réacteur est réalisé en continu. Dans le cas des réacteurs MAGNOX, très peu de tritium diffuse du combustible dans le caloporteur (combustible métallique gainé en magnésium) ; • l a formation par activation neutronique du lithium présent en tant qu’impureté dans le graphite modérateur (teneur fonction de la pureté du graphite et de la durée d’irradiation), le taux de production de tritium variant de 0 à 185 TBq.GWe-1.an-1 et la diffusion dans le caloporteur d’une faible partie du tritiumproduit, due à la corrosion du graphite par le CO2 ; la quantité de tritium accumulée dans le graphite en fin de vie du réacteur est de l’ordre de 37 TBq.GWe-1 ; • l ’activation neutronique du deutérium présent dans la vapeur d’eau du caloporteur (taux de production très faible) ; il faut noter que, dans le cas des réacteurs MAGNOX et à la différence des réacteurs AGR, le CO2 est traité en continu dans des déshumidificateurs, le tritium se retrouvant dans les effluents liquides produits, sous forme d’eau tritiée. Pourl’ensembledesréacteursdetypegraphite-gazdanslemonde, lesvaleurs de rejet de tritium par voies liquide et gazeuse, fournies par l’UNSCEAR pour la période 1975-1997 [1][2][10][11], varient respectivement de 25 à 280 TBq.GWe-1.an-1 et de 8,1 à 3,9 TBq.GWe-1.an-1 en moyenne, les rejets atmosphériques diminuant progressivement depuis les années 1980 (mise en place de déshumidificateurs pour récupérer l’eau tritiée présente dans le caloporteur gaz) et les rejets liquides augmentant progressivement en fonction du démarrage des réacteurs AGR (davantage de tritiumdiffusant du combustible gainé en acier inoxydable dans le caloporteur gaz). Ces rejets semblent avoir atteint un palier depuis les années 1995. Il faut enfin noter que les rejets normalisés de tritium sous forme liquide des réacteurs AGR sont actuellement assez proches de ceux émis par les réacteurs à eau lourde et, par conséquent, beaucoup plus importants que ceux émis par les réacteurs PWR. 3 2 1 5 Les réacteurs eau-graphite (LWGR) A la fin 2007, 16 réacteurs de la filière eau-graphite (LWGR) du type RMBK (puissance unitaire variant de 11 à 925 MWe), principalement localisés en Russie, de capacité nette totale de 11,4 GWe, étaient connectés au réseau [3]. D’autres réacteurs RMBK ont été arrêtés à la suite de l’accident de Tchernobyl. Les réacteurs RMBK sont des réacteurs à tubes de force refroidis à l’eau bouillante (70 bar) et modérés au graphite. L’eau et la vapeur sont séparées dans des ballons séparateurs extérieurs au réacteur et la vapeur est envoyée à la turbine. Ils utilisent un combustible constitué d’oxyde d’uranium faiblement enrichi (de l’ordre de 2 %) et sont dotés d’un système de renouvellement du combustible en marche. Les principaux défauts de conception concernent les risques d’augmentation immédiate de puissance en cas d’assèchement des tubes de force lié à la présence d’une trop grande quantité de modérateur (eau et graphite), la prise en compte insuffisante des risques de surpression à l’intérieur du bloc réacteur en cas de rupture multiple des tubes de force et l’absence d’enceinte de confinement autour du bloc réacteur capable de résister aux conditions accidentelles. Pour ce qui concerne les sources de production et le comportement du tritium dans les réacteurs du type RMBK, peu d’informations sont disponibles. Le tritium se forme principalement par fission ternaire de l’U et du Pu dans le combustible, par activation du lithium présent en tant qu’impureté dans le graphite modérateur et par activation neutronique du deutérium présent dans le fluide caloporteur (eau). Pour l’ensemble des réacteurs de type LWGR dans le monde, les valeurs de rejet de tritium par voies liquide et gazeuse, fournies par l’UNSCEAR [1][2][10][11], sont respectivement de l’ordre 11 TBq.GWe-1.an-1 et de 26 TBq.GWe-1.an-1 en moyenne (valeurs calculées). Le niveau des rejets normalisés de tritium dans les effluents liquides est par conséquent relativement proche de ceux des réacteurs PWR. Schéma simplifié d’un réacteur de type RMBK

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