Comptes Rendus
Industrial research for transmutation scenarios
Comptes Rendus. Mécanique, Volume 339 (2011) no. 4, pp. 209-218.

This article presents the results of research scenarios for americium transmutation in a 22nd century French nuclear fleet, using sodium fast breeder reactors. We benchmark the americium transmutation benefits and drawbacks with a reference case consisting of a hypothetical 60 GWe fleet of pure plutonium breeders. The fluxes in the various parts of the cycle (reactors, fabrication plants, reprocessing plants and underground disposals) are calculated using EDFʼs suite of codes, comparable in capabilities to those of other research facilities. We study underground thermal heat load reduction due to americium partitioning and repository area minimization. We endeavor to estimate the increased technical complexity of surface facilities to handle the americium fluxes in special fuel fabrication plants, americium fast burners, special reprocessing shops, handling equipments and transport casks between those facilities.

Nous présentons dans cet article des résultats de scénarios de recherche pour la transmutation de lʼaméricium vers la fin du XXIième siècle. Nous considérons un parc nucléaire français hpothétique constitué à cette époque de réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Nous évaluons les avantages et les inconvénients de la transmutation de lʼaméricium par rapport à un scénario de référence où le parc nucléaire de puissance 60 GWe est constitué de surgénérateurs dimensionnés seulement pour la production et le recyclage du plutonium. Lʼun des scénarios de parc projette dans la deuxième moitié du XXIième siècle (2064) la pratique industrielle du recyclage dans le parc dʼEDF à eau légère. Nous rappelons à ce sujet que seules 22 tranches REP sur 58 sont chargées en combustible MOX en 2010. Nous calculons avec les codes dʼEDF les flux des principaux radionucléides dans les différentes usines de tout le cycle : les réacteurs des centrales, les usines de fabrication, les usines de retraitement et le centre de stockage géologique que lʼon suppose ouvert dans lʼargile du callovo-oxfordien. Nous apportons une attention particulière à la réduction de la charge thermique en stockage quand lʼaméricium est séparé et géré dans les réacteurs et dans les installations de surface. Cela permet de réduire lʼemprise du stockage géologique, réduction dont des valeurs quantitatives peuvent être données avec les hypothèses de dimensionnement actuelles des ouvrages souterrains projetés. La comparaison de la complexité accrue des différentes installations de surface et de la réduction de lʼemprise du stockage permet de définir les principes dʼune démarche coûts/bénéfice appliquée en premier lieu aux investissements des installations de transmutation.

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DOI: 10.1016/j.crme.2011.01.006
Keywords: Fast neutron reactors, Transmutation, Americium, Minor actinides, Nuclear cycle
Mot clés : Réacteurs à neutrons rapides, Transmutation, Américium, Actinides mineurs, Cycle

Noel Camarcat 1; Claude Garzenne 2; Joël Le Mer 2; Hadrien Leroyer 2; Estelle Desroches 3; Jean-Michel Delbecq 2

1 EDF DPI, 1, place Pleyel, 93282 Saint Denis cedex, France
2 EDF R&D, 1, avenue du Général de Gaulle, 92141 Clamart cedex, France
3 EDF DCN, 1, place Pleyel, 93282 Saint Denis cedex, France
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[1] C. Prunier, et al., Some specific aspects of homogeneous Am and Np based fuels transmutation through the outcomes of the SUPERFACT experiment in PHENIX fast reactor, in: Global 1993, Seattle, USA, September 12–17, 1993.

[2] F. Carré, J.-M. Delbecq, Overview on the French nuclear fuel cycle strategy and transition scenario studies, in: Global 2009, Paris, France, September 6–11, 2009.

[3] P. Sciora, et al., A break even oxide fuel core for an innovative SFR: CEA neutronic studies, in: Global 2009, Paris, France, September 6–11, 2009.

[4] B. Valentin, et al., Heterogeneous minor actinide transmutation on a UO2 blanket and on (U, Pu)O2 fuel in a sodium fast reactor – Preliminary design of pin & subassembly, in: Global 2009, Paris, France, September 6–11, 2009.

[5] M. Salvatores, et al., Poster at the FR09 IAEA Conference, Kyoto, Japan, December 2009.

[6] S. Massara, et al., TIRELIRE-STRATEGIE, a fuel cycle simulation code for EDF nuclear strategy studies, in: Global 2005, Tsukuba, Japan, October 10–13, 2005.

[7] ANDRA research on geological disposal of high level long lived radioactive waste: Dossier, 2005.

[8] H. Leroyer, et al., Thermal model for the study of high level waste geological disposal, in: ICAPPʼ10, San Diego, CA, USA, June 13–17, 2010.

[9] S. Peuget, et al., Irradiation stability of R7T7-type borosilicate glass, in: Global 2009, Paris, France, September 6–11, 2009.

[10] N. Camarcat, et al., Fast breeder reactor development: EDFʼs point of view, in: Global 2009, Paris, France, September 6–11, 2009.

Cited by Sources:

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