9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 1 – 5 Décembre 2003
ANALYSE D’ACTIVATIONDU GRAPHITE DU REACTEUR DE TYPE
RBMK-1500
D. Ancius, M. Cometto, D. Ridikas
DSM/DAPNIA CEA Saclay, F-91191, Gif-sur-Yvette, France,[email protected]
9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 1 – 5 Décembre 2003
Problème des déchets nucléaires
Étude d’activation de l’empilement et des réflecteurs du RBMK-1500
Résultats
Conclusions
9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 30 Novembre – 5 Décembre 2003
Introduction
9ème Journées Jeunes Chercheurs, Aussois, 30 1 – 5 Décembre 2003
Introduction
Suite à l’intégration à l’UE la centrale d’Ignalina doit être fermée
Ignalina-1 – avant 2005
Ignalina-2 – 2009 ? ( à décider à 2004)
Stratégie du démantèlement – démantèlement immédiat après une courte période (10 – 25 ans) de décroissance
Quantités et sortes des déchets radioactifs – à définir !
Stratégie de gestion des déchets après démantèlement
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Dossier technique du RBMK-1500
Type bouillant Puissance, MW: Coeur, m: Thermique 4250
hauteur 7 Combustible diamètre 11.8 Nombre des canaux de combustible: 1661
réflecteur en graphite, m: Composition chimique U2O supérieur/inférieur 0.5 Enrichissement 235U, % 2.0 circulaire 0.88 Taux de combustion, MW*jour/kgU 21.6
21m
25m
14m
7m
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Étude d’activation de l’empilement et des réflecteurs du RBMK-1500
Schéma de calcul
Géométrie &Matériaux
Composition des matériaux(impuretés)
Données Nucléaires
MCNPX(LANL)
CINDER(LANL)
Distribution de flux
Activation de matériaux
Seuils d’activitéPour démantèlement
Historique d’irradiationet de décroissance
Données Nucléaires
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Étude d’activation de l’empilement et des réflecteurs du RBMK-1500
Modèle MCNPX du réacteur
zone active (canaux du combustible) et modérateur
Zone du réflecteur où le flux est le plus
thermalisé réflecteurs supérieur et inférieur
réflecteur circulaire
l’assemblage du combustible avec 18 crayons d’U2O
Modérateur: 3 assemblages de combustible,
1 barre de contrôle et
des anneaux en graphite
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Résultats
Le spectre énergétique des neutrons
1.0E-5
1.0E-4
1.0E-3
1.0E-2
1.0E-1
1.0E+0
1.0E-9 1.0E-8 1.0E-7 1.0E-6 1.0E-5 1.0E-4 1.0E-3 1.0E-2 1.0E-1 1.0E+0 1.0E+1
Energie, MeV
Ph
i (u
)/D
elt
a u
anneaux en graphite
modérateur
réflecteurs supérieur et inférieur
réflecteur circulaire
spectre le plus thérmalisé
3 2 1
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Résultats
Taux de réaction
Energie Réaction Thermique
(57.26%) Epithermique
(30.87%) Rapide
(11.88%) Li 6 (n, α) → Tritium 97.4% 2.6% 0.0% C 13 (n, γ) → C 14 95.9% 3.1% 1.0% N 14 (n, p) → C 14 96.9% 2.6% 0.5% Cl 35 (n, γ) → Cl 36 97.7% 2.3% 0.0% Fe 54 (n, γ) → Fe 55 96.6% 3.3% 0.1% Co 59 (n, γ) → Co 60 85.5% 14.5% 0.0% Ni 62 (n, γ) → Ni 63 97.7% 2.3% 0.0% Cs 133 (n, γ) → Cs 134 48.4% 51.6% 0.1% Eu 151 (n, γ) → Eu 152 98.3% 1.6% 0.0% Eu 153 (n, γ) → Eu 154 67.3% 32.7% 0.0%
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Résultats
Incertitudes de données nucléaires
Energie thermique Energie epithermique et rapide Réaction JEF JENDL CINDER’
90 JEF JENDL CINDER’
90 Li 6 (n, α) → Tritium -0.164% 0.106% -1.143% -0.056% 0.150% -1.483% C 13 (n, γ) → C 14 - - -32.40% - - -78.10% N 14 (n, p) → C 14 -0.558% -2.996% 94.48% -2.014% -5.317% 90.94% Cl 35 (n, γ) → Cl 36 - Ref. -0.731% - Ref. 2.879% Fe 54 (n, γ) → Fe 55 14.80% -4.17% -0.441% 15.88% 16.79% -0.585% Co 59 (n, γ) → Co 60 -0.154% 0.110% -54.20% -0.497% -0.356% -54.07% Ni 62 (n, γ) → Ni 63 -0.177% -1.206% 0.013% -0.076% 23.08% -0.403% Cs 133 (n, γ) → Cs 134 -1.706% -1.815% 1.675% 14.53% 3.424% 1.691% Eu 151 (n, γ) → Eu 152 -0.188% 0.320% -31.67% -0.292% -14.53% -34.89% Eu 153 (n, γ) → Eu 154 -9.225% 7.959% -0.764% -2.735% -6.050% -0.417%
(Par rapport au ENDF/B-VI)
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Résultats
Le flux de neutrons
1.0E+12
5.1E+13
1.0E+14
1.5E+14
2.0E+14
2.5E+14
3.0E+14
3.5E+14
4.0E+14
0 100 200 300 400 500 600 700
Distance radiale, cm
Flux
, n/c
m2*
s
un quart de la zone active avec barres de contrôle
sans barres de contrôle approximation
réflecteur circulaire
zone active
plateau
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Résultats
Distribution radiale de l’activité
0.0E+0
2.0E+5
4.0E+5
6.0E+5
8.0E+5
1.0E+6
1.2E+6
1.4E+6
0 100 200 300 400 500 600 700 800
Distance radiale, cm
Act
ivité
, Bq/
g
3 ans après arrêt
30 ans après arrêt
300 ans après arrêt
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Résultats
Les isotopes produits
1.0E-1
1.0E+0
1.0E+1
1.0E+2
1.0E+3
1.0E+4
1.0E+5
1.0E+6
1.0E+7
1.0E+8
1 10 100 1000 10000 100000
Temps après arrêt, ans
Act
ivité
, Bq/
g
██████
Total
C-14
Fe-55
H-3Co-60
Ni-63
Cl-36
Ca-41Cs-134
Cs-137
Sr-90 and Y-90
Eu-154
Cm-244
Pu-241
Am-241
Pu-240
seuils d'exemption
Pu-238, Pu-240, Am-241
Co-60, Cs-134, Cs-137, Eu-154, Cm-244
Pu-241
Y-90, Eu-155Sr-90
C-14, Fe-55, Cl-36, Nb-93m
H-3
Pu-238
Ni-63
Eu-155
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Étude d’activation de l’empilement et des réflecteurs du RBMK-1500
Impuretés Impureté Concentration,
ppm Impureté Concentration,
ppm Impureté
Concentration,
ppm
Li 0.004 – 0.05 Ni 0.39 La 0.15 Be 0.02 Cu 0.1 Ce 0.269 B 0.05 Zn 0.02 Pr 0.08 N 0.5 – 70 Ga 0.01 Nd 0.11 O 40 - 197.5 Ge 9 Sm 0.0213 Na 4.64 As 0.011 Eu 0.0026 Mg 7 Se 0.003 Tb 0.0027 Al 9.2 Br 0.025 Dy 0.0032 Si 1 Rb 0.008 Ho 0.0094 P 0.5 Sr 0.96 Er 0.0053 S 5 - 52 Zr 1 Tm 0.0056 Cl 7.6 Mo 0.17 Yb 0.014 Ar 0.14 Ru 0.07 Lu 0.0015 K 1.9 Ag 0.003 Hf 0.0058
Ca 51.9 Cd 0.015 Ta 0.0019 Sc 0.05 In 0.003 W 0.047 Ti 17.4 Sn 0.15 Re 0.0019 V 17.4 Sb 0.004 Au 0.00022 Cr 0.599 Te 0.014 Hg 0.00062 Mn 0.584 I 0.04 Th 0.0079 Fe 18.7 Cs 0.0016 U 0.016 Co 0.019 Ba 2.01
spectroscopie de masse étude bibliographique l’analyse d’activation
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Résultats
Incertitudes sur les impuretés
1.0E+3
1.0E+4
1.0E+5
1 10 100
Temps après arrêt (ans)
Act
ivit
é (B
q/g)
RBMK
SLA
BUGEY
C 14
Tritium
Co 60
Total
Impuretés et réaction nucléaire Graphite Li
6Li(n,a)→Tritium N
14N(n,p)→14C Co
59Co(n,g)→60Co RBMK 0.05* 35.25 0.019 Bugey 0.013 200 3
Saint Laurent 0.1 51.4 0.012 * valeur maximale
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Conclusions
Le schéma de calcul créé permet d’évaluer la distribution spatiale des isotopes activés
Les réactions nucléaires principales sont produites par les neutrons thermiques
Les principaux isotopes radioactifs - 3H et 14C
L’incertitude dominante du calcul est liée au manque de connaissances sur la composition chimique du graphite
Les différences entre les bibliothèques des données nucléaires peuvent créer des incertitudes sur l’activation de certains isotopes
… à faire…
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A faire: validation par les mesures bien sélectionnés Distribution radiale de l’activité
0.0E+0
2.0E+5
4.0E+5
6.0E+5
8.0E+5
1.0E+6
1.2E+6
1.4E+6
0 100 200 300 400 500 600 700 800
Distance radiale, cm
Act
ivit
é, B
q/g
3 ans après arrêt
30 ans après arrêt
300 ans après arrêt