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IRSN, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

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Enhancing Nuclear Safety


Research

Theses in progress

Impact evaluation of the management options for plutonium and minor actinides in the nuclear phase out


Host laboratory: ​Criticality Research and Neutronics Development Laboratory (LNC)

Beginning of the thesis: October 2016

Student name: Léa TILLARD


Subject description (in French)
La France arrive à un tournant décisionnel en ce qui concerne l'évolution de son parc électronucléaire avec plus de 40 réacteurs qui dépasseront les 40 ans d'exploitation dans les 10 prochaines années. Quelles stratégies mettre en place à plus ou moins long terme pour pérenniser ou améliorer la sûreté du parc ? Faut-il renouveler les installations, quels sont les choix technologiques disponibles et leurs impacts ? Les lois relatives à la gestion des déchets radioactifs ont conduit à la rédaction de rapports pilotés par le CEA en 2012 et 2015, proposant des scénarios d'évolution du parc. Le scénario de référence présente le passage progressif du parc actuel vers des Réacteurs à Neutrons Rapides refroidis au sodium de type Coeur à Faible effet de Vidange (RNR-Na-CFV).

Dans le cadre de ses missions, l'IRSN a été et sera vraisemblablement de nouveau amené à se prononcer sur la sûreté associée aux stratégies considérées en tenant compte de l'évo1ution des risques en termes de radio-toxicité, puissance résiduelle ou criticité. Cette évolution dépend des flux de matières et des inventaires (Plutonium, Actinides Mineurs...) mis en jeu à chaque étape du cycle du combustible. Pour estimer leur impact, il est nécessaire d'utiliser des outils dédiés à la simulation d'évolution dynamique de parcs nucléaires, permettant d'évaluer ces quantités dans l'ensemble des installations.

Ainsi depuis plusieurs années, l'IRSN participe au développement du code CLASS (Core Library for Advanced Scenario Simulation) dans le cadre d'une collaboration avec le CNRS, afin de disposer d'un code à l'état de l'art et entièrement maitrisé (modèles, simplifications, incertitudes...). Ce code s'appuie sur des modèles physiques complexes permettant de modéliser le combustible à charger dans chaque réacteur en fonction de ses caractéristiques et contraintes et d'effectuer rapidement de nombreux calculs d'évolution du combustible, qui nécessitent l'utilisation de librairies issues de calculs de neutronique effectués à l'aide du couplage de codes MORET-VESTA développés par l'IRSN.

L'objectif final de la thèse sera de simuler avec le logiciel CLASS des scénarios d'évolution du parc et d'étudier l'impact des options de gestion du plutonium et des actinides mineurs avec des RNR-Na-CFV en phase de sortie du nucléaire afin de pouvoir répondre aux questions soulevées par l'IRSN. Il est donc nécessaire de développer au préalable des modèles physiques représentatifs des RNR-Na-CFV à l'aide de méthodes de prédictions innovantes qui nécessiteront dans un premier temps, la réalisation d'une étude détaillée du système (simulation du réacteur, évaluation et propagation des incertitudes...).


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