24 Sources de production et gestion du tritium produit par les installations nucléaires 3 2 1 6 Les réacteurs à neutrons rapides (FBR) Cinq réacteurs de la filière à neutrons rapides (FBR) sont en exploitation à travers le monde (réacteurs BOR 60, BN 600, JOYO, MONJU et FBTR), leurs puissances unitaires variant de 15 MWe (FBTR) à 1 400 MWe (JOYO). Certains sont à l’arrêt suite à des incidents de fonctionnement. Le réacteur PHENIX est actuellement en cours d’arrêt définitif, le réacteur SUPERPHENIX de 1 200 MWe ayant été arrêté en 1997. En 2007, seuls les réacteurs PHENIX et BN 600, de puissances nettes respectivement égales à 130 et 560 MWe, étaient connectés au réseau [3]. Toutes ces installations utilisent le sodium comme fluide primaire, celui-ci cédant sa chaleur à un circuit intermédiaire utilisant également du sodium, lui-même cédant sa chaleur au circuit eau/vapeur. Deux variantes ont vu le jour, le circuit primaire pouvant être un circuit à boucle ou intégré (pompes et échangeurs du circuit primaire à l’extérieur ou à l’intérieur de la cuve). Un réacteur à neutrons rapides est caractérisé par une forte densité de puissance, une teneur en matière fissile élevée (combustible à base d’oxyde mixte de plutonium et d’uranium appauvri, la teneur en Pu pouvant varier de 10 à 25 %), un flux de neutrons de haute énergie (de l’ordre de 1 MeV en moyenne), l’absence de modérateur et finalement la possibilité de fonctionner dans différents modes : surgénération, iso-génération ou sous-génération. Dans les réacteurs à neutrons rapides, les sources de production de tritium indirectes et directes sont les suivantes [4][6][15][16] : • la fission ternaire de l’U et du Pu dans le combustible, le taux de production de tritium, de l’ordre de 740 TBq.GWe-1.an-1, étant plus élevé que celui correspondant aux réacteurs de puissance à neutrons thermiques16. Plus de 95 % du tritium produit dans le combustible diffuse par perméation dans le sodium primaire au travers de la gaine en acier inoxydable (contrairement au cas des alliages en zirconium), l’activité du tritium dans le caloporteur étant toutefois maintenue à un niveau faible, de l’ordre de quelques dizaines de milliers de Bq.g-1, compte tenu de la présence de pièges froids mis en place pour épurer le sodium primaire des hydrures et des oxydes présents17 ; • la production de tritium dans les barres de commande borées, celle-ci pouvant atteindre des taux voisins de 2 220 TBq.GWe-1.an-1 18 ; le tritium produit dans les barres pouvant former avec les carbures et le lithium du méthane tritié (CT 4 ) et des hydrures de lithium (LiT) très stables, seule une faible fraction de la quantité produite (moins de 10 %) diffuse dans les barres et passe dans le sodium primaire (ces barres ne sont pas totalement étanches pour éviter les phénomènes de montée en pression liés à la production d’hélium) ; • l’activation de certaines impuretés, principalement le bore et le lithium, présentes dans le sodium, le combustible et les matériaux de structure ; le taux de production de tritium dans le caloporteur sodium est évalué au maximum à 74 TBq.GWe-1.an-1 ; • la contamination directe du sodium primaire en cas de rupture de gaine. Le tritium présent dans le sodium primaire peut ensuite diffuser par perméation dans le sodium secondaire, voire dans l’eau du circuit eau/vapeur, à travers les parois métalliques des composants principaux tels que l’échangeur intermédiaire et le générateur de vapeur. Le retour d’expérience d’exploitation du réacteur SUPERPHENIX (cf. rapport de sûreté de démantèlement) montre toutefois que l’activité en tritium du sodium secondaire reste inférieure d’un facteur 10 environ à celle du sodium primaire, la quantité de tritiumprésente dans le circuit eau-vapeur représentant moins de 1 % de la quantité présente dans le sodium primaire. La quantité de tritium accumulée en fin de vie du réacteur dans les pièges froids est de l’ordre de 10 000 TBq.GWe-1. A titre indicatif, les activités en tritium dans les pièges froids des circuits primaires et secondaires des réacteurs SUPERPHENIX et PHENIX sont respectivement de l’ordre de 660 et 250 TBq aux dates d’arrêt de production d’électricité de ces deux réacteurs (1997 et 2009 respectivement), ces derniers ayant produit de l’ordre de 0,9 et 3 GWe. an durant toute la durée de leur exploitation. Ainsi, près de 90 % du tritium produit est piégé dans les ensembles de purification du sodium primaire et du sodium secondaire. A cet égard, il convient de souligner que, lors du démantèlement des réacteurs FBR, des quantités importantes de sodium (plusieurs milliers de tonnes) contenant une grande partie du tritium produit durant toute la phase d’exploitation du réacteur (plusieurs milliers de TBq) devront être éliminées. Le procédé actuellement envisagé pour traiter le sodium des réacteurs PHENIX et SUPERPHENIX est un procédé basé sur la réaction sodium-eau avec formation de soude et dégagement d’hydrogène, le tritium contenu passant quasi-intégralement dans les effluents gazeux, celui-ci pouvant être, le cas échéant, recombiné sous forme d’eau tritiée avant rejet. Ainsi, dans le cadre de la conception de nouveaux réacteurs FBR fonctionnant au sodium (déploiement d’un parc de 4ème génération…), il semblerait utile d’examiner les possibilités de récupérer, au moment du démantèlement, le tritium accumulé dans le caloporteur, soit pour le valoriser, soit pour le conditionner en vue d’un entreposage ou d’un stockage direct, cette analyse devant, en tout état de cause, résulter d’une démarche d’optimisation tenant compte de critères techniques et économiques, mais également des enjeux de sûreté et de radioprotection associés à chacune des options envisagées (récupération ou rejet). Pour l’ensemble des réacteurs de type FBR dans le monde, les valeurs de rejet de tritium par voies liquide et gazeuse, fournies par l’UNSCEAR [1][2][10][11], varient respectivement de 0,4 à 1,8 TBq.GWe-1.an-1 et 16 Des valeurs plus élevées de taux de production sont également citées si l’on prend en compte les fortes incertitudes sur les rendements de fission ternaire de certains isotopes en spectre « rapide ». A titre d’exemple, les données de l’installation SUPERPHENIX font état d’une production annuelle de tritium de 1 110 TBq dans le combustible. 17 Les données des installations SUPERPHENIX et PHENIX, en cours de démantèlement, font état respectivement de 30 000 et 6 000 Bq.g-1 de tritium dans le sodium primaire aux dates d’arrêt de production d’électricité de ces deux réacteurs (1997 et 2009 respectivement). 18 Les données de l’installation SUPERPHENIX font état d’une production annuelle de 925 TBq de tritium par activation du bore des barres de commande. Schéma de principe d’un réacteur FBR à chaudière à circuit primaire intégré (type PHENIX)
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