Contribution à l'étude de la production d'233 U en combustible MOX-ThPu en réacteur à eau sous pression : application aux scénarios de transition vers des concepts isogénérateurs Th/233 U en spectre thermique : développement du code MURE d'évolution du combustible

Production of uranium 233 mixed oxide thorium/plutonium fuel in light water reactors : french transition scenarios towards thorium cycle (thorium-uranium 233) thermal breeders : development of the Monte Carlo burnup code MURE

• Auteur / Autrice : Franco Michel-Sendis
• Direction : Hubert Doubre
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Physique
• Date : Soutenance en 2006
• Etablissement(s) : Paris 11
• Partenaire(s) de recherche : Autre partenaire : Université de Paris-Sud. Faculté des sciences d'Orsay (Essonne)

Mots clés

Mots clés libres

Code Monte Carlo

Combustible nucléaire

Cycle du thorium

Réacteur à eau légère

Résumé

Le code monte carlo d’evolution du combustible nucleaire sous irradiation neutronique mure (mcnp utility for reactor evolution) a ete developpe. Il permet de simuler l’evolution du combustible a puissance et reactivite constantes. L’etude neutronique du combustible de type mixte oxyde thorium-plutonium est interessante car elle permet de creer de l’uranium 233 fissile et de stabiliser, en l’incinerant, le plutonium produit en combustible uox conventionnel. La production d’u233 est etudiee et appliquee a une etude de scenarios de transition ou l’utilisation partielle d’un combustible de type mox thpu en reacteur a eau sous pression permet de constituer les inventaires necessaires en u-233 pour le deploiement d’une filiere isogeneratrice fonctionnant sur le cycle du thorium (th/u-233).

The monte carlo burnup code mure has been developped to study the isotopic evolution of nuclear fuel under neutron irradiation. It allows, among other functionalities, to simulate a constant power and constant reactivity burnup. The neutronic study of a mixed oxide thorium plutonium fuel in conventional light water reactors is interesting from a uranium 233 production and plutonium incineration point of view. A transition scenario towards thorium-uranium 233 breeders is proposed where it is shown that today’s french lwr park, if renewed, can feasibly support such a transition by partially using mox thpu fuel in lwr.