L’Énergie atomique du Canada limitée (EACL) a annoncé hier que la toute première grappe de combustible à utiliser directement de l’uranium récupéré à partir de réacteurs à eau légère a été placée dans l’unité 1 du réacteur à eau lourde sous pression (RELP) CANDU de Qinshan.
Au cours des six prochains mois, un total de 24 grappes de combustible d’équivalent d’uranium naturel sera inséré dans deux canaux de combustible distincts à l’unité 1 du réacteur du site de Qinshan à Haiyan, en Chine. Le combustible d’équivalent d’uranium naturel est obtenu en mélangeant de l’uranium récupéré à partir du combustible épuisé de réacteurs à eau légère et de l’uranium appauvri provenant des résidus de traitement d’installations d’enrichissement. L’irradiation de chacune des 24 grappes de combustible d’équivalent d’uranium naturel prendra environ 12 mois.
"Cette démonstration commerciale du combustible d’équivalent d’uranium naturel marque le premier effort de collaboration du genre pour un cycle de combustible avancé pour les parties et souligne le début de l’application technique des cycles de combustible avancés des réacteurs CANDU", a déclaré le président et chef de la direction d’EACL, Hugh MacDiarmid. "Elle montre la capacité des réacteurs CANDU d’utiliser d’autres cycles de combustible, ainsi que la puissante synergie qui existe entre la technologie CANDU et celle des réacteurs à eau légère."
La démonstration commerciale de l’utilisation du combustible d’équivalent d’uranium naturel dans le réacteur CANDU constitue la phase finale d’un projet de recherche en trois phases entre EACL et ses trois partenaires chinois, soit TQNPC, NPIC et CNNFC. Le projet a été lancé en 2008 afin d’explorer l’utilisation d’uranium récupéré à partir de réacteurs à eau légère dans un réacteur CANDU et pour montrer que l’utilisation de sources de combustible de substitution constitue le procédé le plus simple, le plus rentable et le plus écologique.
"En tant que réacteur commercial reconnu, notre réacteur évolué CANDU 6 offre une efficacité neutronique supérieure à celle des technologies concurrentes et consomme environ 30 % moins d’uranium naturel. Notre cycle de combustible d’équivalent d’uranium naturel ouvre la voie à un développement durable menant à un accroissement global des ressources de combustible d’uranium tout en réutilisant le combustible épuisé provenant de réacteurs à eau légère." a ajouté Anthony De Vuono, directeur de la technologie chez EACL.
L’actuelle centrale nucléaire Qinshan de Phase III comprend deux réacteurs CANDU 6 RELP de 728 MWe conçus par EACL et construits en collaboration avec TQNPC.
** Une grappe de combustible est un groupe de crayons juxtaposés et montés parallèlement. Le crayon, appelé aussi élément combustible ou élément, est constitué d’un long cylindre métallique nommé gaine, de pastilles d’uranium empilées à l’intérieur et de deux bouchons4 soudés aux extrémités de la gaine pour la rendre étanche. Dans le cas des réacteurs CANDU, les pastilles de combustible sont faites en général de poudre de bioxyde d’uranium (UO2).
cela manque de précision !!! c’est quoi de l’uranium équivalent naturel ? Quel uranium est utilisé ? du 235 ou du 338 voire du 233 sera t il transmutté ? Si oui en quoi ? Du Plutonium 238 en plutonium 239 ? Du thorium en Uranium ? Inutile de faire un article dans lequel il manque le point technique le plus important ….
Les réacteurs à eau pressurisée (REP/PWR/EPR/…) sont refroidis et modérés à l’eau légère. Le problème de l’eau légère est qu’elle capte une partie des neutrons qui voyagent entre les barres de combustible (pour justement se transformer en eau lourde ou semi-lourde : H + n -> D). Pour que la réaction en chaine puisse avoir lieu, il faut qu’il y ait une concentration de neutrons suffisante à traverser le combustible. Pour pallier au problème d’absorbsion des neutrons par l’eau, on utilise du combustible “concentré” (de l’uranium enrichit à quelques % de 235U). Les réacteurs CANDU sont modérés (et refroidis au primaire?) à l’eau lourde. L’eau lourde a à peu près le même pouvoir de modération mais absorbe beaucoup moins les neutrons (la réaction D + n -> T doit certainement être possible mais de bien plus faible section efficace). La réaction en chaine peut donc avoir lieu avec du combustible “moins concentré”. Traditionnellement les réacteurs CANDU utilisent de l’uranium naturel (0,71% de 235U). On peut donc concevoir qu’ils puissent utiliser de l’uranium de retraitement à 1% (+ un peu de 234 et 236 qui ont un effet négatif sur le bilan neutronique). Ca peut être une bonne alternative au ré-enrichissement du combustible usé (plus difficile à traiter de part sa composition plus exotique) en attendant les surgénérateurs. PS à michel123 : Les neutrons ralentis (=modérés) favorisent la fission de 235U et non pas la transmutation de 238U en 239Pu, au contraire ! Les concepts de réacteurs isogénérateurs ou surgénérateurs se basent sur des neutrons rapides. Le CANDU n’est donc pas le réacteur magique qui résoud tous les problèmes (ça se saurait sinon… les CANDU ça date des années 1950 !!)
Le REP c’est comme quand on presse une orange à la main… et le CANDU, c’est comme un presse-agrume : on peu encore récupérer un peu de jus à partir de l’orange déjà pressée. Le surgénérateur, c’est quelque chose de totalement différent puisqu’il transforme la peau de l’orange en pulpe !! (si c’est pas génial ça !!)
Surgeneration or not surgeneration, il y a un peu de vrai dans les deux: A chaque fission, 2 a 3 neutrons sont réémis en moyenne. Malheureusement, la vie d’un neutron n’est pas de tout repos. Contrairement a nous, peu arrivent à survivre avant de se reproduire (enfin, de produire une nouvelle fission): en moyenne seulement un neutron parmis tous ceux émis lors de la fission…. Ce qui fait d’ailleurs plaisir: si il y en avait moins, point de reaction en chaine, et la vie des ingénieurs nucléaires seraient bien morne. Si il y en a plus, c’est chouette pour illuminer le ciel des villes japonnaises mais pas marrant dans les faubourgs d’ukraines. Alors, ou sont les morts, me direz vous ? Comme à Waterloo, certains s’enfuient, d’autres se font capturer. Les chanceux qui se font absorber par de l’uranium 238 ont l’honneur sauf: ils le transforment en plutonium 239, qui est fissible. Les autres, bah, ils se font avoir, soit betement par de l’hydrogene classique présent dans l’eau légère (que vous buvez vous et moi, sauf le soir de la St Sylvestre), soit par d’autres noyaux présents dans le réacteur. Bon, peut etre que je raconte des banalités, que c’est aussi évident que 1 et 1 font 10 (surtout en binaire) mais quel rapport avec les CANDU? Ils fonctionnent a l’eau lourde (du deuterium, un atome d’hydrogene gonflé non pas à la créatine mais au neutron, puisqu’il possede un proton et un neutron au lieu de l’eau légere qui ne possède qu’un proton, et qui est donc deux fois moins lourde, surtout lorsqu’elle fait de l’humour). Et l’eau lourde absorbe beaucoup moins les neutrons qui se balladent dans le reacteur. Au final, parmis tous les neutrons émis lors de la fission de l’uranium 235, il y a moins de neutrons qui sont absorbés dans l’eau parmis les malchenceux qui ne refissioneront pas. Par conséquent, on peut se permettre de ne pas “enrichir” en uranium 235, c’est à dire augmenter artificiellement la proportion de noyaux fissionables, et en plus, on peut se permettre de perdre plus de neutrons qui se feraient absorber par le 238. Ouf, c’est dit… Est-ce que cela fait avancer le Schmilblick? Oui, un peu. Parce que comme il ne faut pas enrichir le 235, on peut se permettre de prendre du combustible usé de centrale classique qui a un taux d’uranium 235 qui est passé de 3% environ a 0.7% en cours d’operation, c’est à dire d’uranium enrichi a de l’uranium ayant une composition equivalente à l’uranium naturel. Secundo, en cours de fonctionement, une centrale a eau légère produit 1 noyau de plutonium par absorption de l’uranium 238 pour environ 2 fissions. Une centrale a eau lourde produit elle environ 9 noyaux de plutonium pour 10 fissions. Bref, on arrive mieux a produire du potentiel combustible qu’est le plutonium. Dans le cas du surgenerateur, on produit meme plus de plutonium qu’on ne consomme d’uranium 235: chouette, on surgénère. Donc non, le Candu n’est pas un surgénérateur, mais quand meme, il s’en rapproche par rapport à une centrale a eau légère. Alors, pourquoi on en fait presque pas ailleurs qu’au Canada? Les raisons sont diverses mais une des raisons principales, c’est que l’eau lourde, c’est chèr, très cher. Bref, c’est une question de gout. Les buveurs de sirop d’érable apprécient, l’auteur de ce post aussi. Apres, avec la réduction des couts de l’enrichissement de l’uranium, il peut être plus judicieux d’utiliser de l’eau légère qui a d’ailleurs d’autres qualités… mais ceci, c’est une autre histoire.
Merci pour ces explications Romainp. Ca a le mérite d’être bien expliqué et en plus c’est drôle!
… était de moi. J’ai été déconnecté.
Merci à notre expert!!! Je suis ravi d’apprendre ces détails sur les candu travaillant à l’eau lourde. Pourrait t on savoir aussi ce que produit le plutonium lors de sa désintégration et s’il peut participer lui aussi à la fabrication de plutonium à partir d’U238 ? Et le thorium ? (puisque cette centrale accepte aussi le thorium 232 qu’elle transforme je suppose en Uranium 233 ) quel est le cycle de l’uranium 233 , participe t il lui aussi lors de sa désintégration à la production de plutonium en utilisant L’u 238 si abondant et inutilisable en l’état ? Le rendement final de cette centrale par tonne de combustible naturel étant beaucoup plus élevé , utiliser nos centrales actuelles semblent être un véritable gachis d’uranium .
Les nombres données dans le post précédent étaient fournis de tête. Après vérification et pour plus de précision, sachez donc que pour les réacteurs à eau légère,le taux de conversion est de 0.6 (et non 0.5) et pour les Candu, il est de 0.8 (et non 0.9). Excusez-moi pour l’erreur, les chiffres données ici sont tirés du livre Nuclear Reactor Physics (Weston M. Stacey). Il semblerait que j’ai été un peu trop gentil envers les CANDU. En ce qui concerne les rémarques de maxxxx, je ne permet de corriger le calcul fournis qui cela dit donne des résultats interessant: Dans les eaux légères, si on a brulé 2.3% d’uranium 235 (3%-0.7%), on obtient 0.6*2.3%=1.4% de plutonium. Pour les CANDU, je n’ai pas pu trouver le pourcentage d’uranium 235 brulé mais en partant de la base qu’on obtient seulement 0.4% d’uranium 235 après avoir brulé le combustible, on a formé 0.8*(0.7%-0.3%)=0.32% de plutonium. Par conséquent, le candu produit moins de plutonium dans l’absolu mais plus à quantité d’uranium brulé égale… Je n’ai pu trouvé le facteur de conversion de l’EPR, il ne doit pas etre beaucoup plus élevé que pour les anciennes générations. Pourquoi les canadiens ont choisi les candus? En fait,ils ont agi comme les anglais ou les francais: l’enrichissement, qui était l’étape nécessaire pour produire une bombe, n’était pas accessible pour ces pays. Il leur fallait donc faire de l’énergie sans cet enrichissement, et donc utiliser un meilleur moderateur: l’eau lourde pour le canada (qui en avait effectivement beaucoup), le graphite pour les francais et les anglais (la filiere francaise UNGG, qui a été ensuite abandonée et la filiere anglaise des magnox). Je recommande, pour ceux qui sont interessé, d’aller faire un tour sur le site C’est une véritable bible sur les candus en particulier et on trouve de tout, si on a la patience de chercher.