FR 3121263 A1 20220930 FR 2201041 A 20220207 La présente invention concerne, dans des modes de réalisation, un assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère (7) qui est capable de réduire les valeurs calorifiques à la fois de l’Am-241 et du Cm-244, pour réduire la quantité de déchets vitrifiés générés sans utiliser de réacteurs rapides. L’assemblage de combustible à uranium pour réacteur à eau légère (7) est un assemblage de combustible à uranium pour réacteur à eau légère à utiliser dans un cycle de combustible nucléaire. Un isotope de l’américium est extrait au moment du retraitement du combustible usé à ajouter à un combustible, dans lequel une fraction massique W (unité : % en poids) d’américium 241 à ajouter à un métal lourd de combustible est dans les plages suivantes W W par rapport à un enrichissement moyen en uranium 235 e (unité : % en poids) de l’assemblage de combustible (7). Figure de l’abrégé : 1 ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE D’URANIUM DE RÉACTEUR À EAU LÉGÈRE ET PROCÉDÉ DE FONCTIONNEMENT D’UN CYCLE DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE DOMAINE DE L’INVENTION Un mode de réalisation de la présente invention concerne un assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère et un procédé de fonctionnement d’un cycle de combustible nucléaire. CONTEXTE DE L’INVENTION Les assemblages de combustible utilisés dans les réacteurs à eau légère pour la production d’énergie (appelés réacteurs à eau légère ci-dessous) consistent chacun en une pluralité de barres de combustible contenant des matières nucléaires disposées selon une configuration en treillis et regroupées. Lors du fonctionnement d’un réacteur nucléaire, les barres de combustible génèrent de la chaleur en raison de la réaction de fission nucléaire des matières nucléaires à l’intérieur des barres de combustible. L’assemblage de combustible est conçu de telle manière que la chaleur générée est évacuée par de l’eau de refroidissement amenée dans l’assemblage de combustible. Il existe deux types de réacteurs à eau légère : un réacteur à eau bouillante, qui génère de l’énergie électrique en extrayant la chaleur de l’assemblage de combustible sous forme de vapeur d’eau ; et un réacteur à eau sous pression, qui génère de l’énergie électrique en extrayant la chaleur de l’assemblage de combustible sous forme d’eau chaude et en la transférant à un échangeur de chaleur appelé générateur de vapeur pour la transformer en vapeur d’eau. Le premier est appelé REB et le second est appelé REP. Il existe deux types d’assemblage de combustible utilisés dans les réacteurs à eau légère (aussi bien les REB que les REP) : un assemblage de combustible à uranium, qui ne contient que de l’uranium en tant que matière nucléaire pour provoquer une réaction de fission nucléaire ; et un assemblage de combustible MOX, qui contient du plutonium (appelé Pu ci-dessous) et de l’uranium en tant que matière nucléaire. Les assemblages de combustible d’uranium contiennent de l’uranium-234, de l’uranium-235 et de l’uranium-238, qui sont des isotopes de uranium, et certains des assemblages de combustible d’uranium contiennent également de l’uranium-236 (appelés respectivement U-234, U-235, U-238 et U-236). De plus, il existe deux types de barres de combustible d’uranium chez les assemblages de combustible d’uranium : une barre de combustible à uranium contenant un poison consommable et une barre de combustible à uranium ne contenant pas de poison consommable. Le poison consommable est une substance à ajouter à la matière nucléaire pour contrôler la réaction de fission nucléaire de la matière nucléaire et, par exemple, dans l’assemblage de combustible utilisé dans le réacteur à eau bouillante, un oxyde de gadolinium (Gd 2 O 3 ) est parfois utilisé, mais en tant que substance ayant une capacité d’absorption des neutrons, des substances autres que l’oxyde de gadolinium sont également connues. Les capacités d’absorption des neutrons de ces substances sont atténuées par la combustion. L’assemblage de combustible après avoir généré une certaine quantité d’énergie dans le réacteur à eau légère est appelé combustible usé (appelé CU ci-dessous). Le terme « assemblage de combustible » mentionné ici inclut non seulement l’assemblage de combustible d’uranium mais également l’assemblage de combustible MOX qui contient également du Pu en tant que matière nucléaire dans un nouveau combustible. Bien que le CU contienne du Pu, en plus des produits de fission (appelés PF ci-dessous) et d’autres isotopes de l’uranium, tels que l’U-235 et l’U-238 résiduels, il existe un groupe de nucléides appelés collectivement actinides mineurs (appelés AM ci-dessous) tels que ceux dont le numéro atomique est supérieur à celui du Pu et le neptunium 237 (appelé Np-237 ci-dessous). En plus de l’exemple ci-dessus, les AM comprennent en outre les nucléides ayant des isotopes du Pu ou de l’uranium en tant que nucléide parent. Le Pu est une matière fissile nucléaire utile et, par conséquent, au Japon et en France, le recyclage des combustibles nucléaires a été effectué, dans lequel le Pu extrait après le traitement chimique du CU (appelé retraitement ci-dessous) et l’uranium résiduel sont réutilisés comme combustible à mélange d’oxydes (appelé combustible MOX ci-dessous). Les PF et les AM sont pour la plupart des nucléides instables qui provoquent une désintégration ß, une désintégration α, ou similaires. Un CU qui génère de la chaleur par ces désintégrations doit être stocké pendant un certain temps pour être refroidi jusqu’à un niveau de génération de chaleur permettant d’effectuer le retraitement. Après refroidissement, un retraitement est effectué pour extraire le Pu et l’uranium. Des AM et des PF sont contenus dans le résidu en tant que déchets. Les PF et les AM contenus dans une solution de déchets après le retraitement génèrent également une chaleur de décroissance, et sont appelés déchets radioactifs de haute activité (appelés DHA ci-dessous) car la solution est un liquide présentant des niveaux élevés de radioactivité et de génération de chaleur. Après retraitement, les DHA sont mélangés avec un verre et solidifiés (ce que l’on appelle la vitrification) afin de les enfouir de manière stable dans des strates géologiques. Parmi les AM et les PF qui restent dans le résidu, certains nucléides peuvent être chimiquement séparés. Par exemple l’américium et le curium, et peuvent être séparés des autres nucléides AM lors d’un retraitement. À mesure que la chaleur de décroissance du CU augmente en raison de l’effet de la combustion ou d’autres raisons, la période de refroidissement jusqu’au retraitement augmente et la période de stockage dans une installation de stockage devient plus longue, ce qui signifie que le nombre de combustibles de retraitement par an diminue. D’autre part, un certain nombre de CU sont déchargés du réacteur à eau légère à des fins de retraitement à chaque cycle de fonctionnement. Cela signifie que la marge de capacité de stockage du CU dans l’installation de retraitement diminue. De même, à mesure que la chaleur de décroissance des DHA par unité de volume augmente, le volume de déchets vitrifiés augmente en raison de la limite supérieure de génération de chaleur par volume de déchets. Comme décrit ci-dessus, l’augmentation de la chaleur de décroissance affecte la marge de stockage du CU et la marge de capacité des déchets vitrifiés à enfouir. En ce qui concerne la marge de capacité des déchets vitrifiés à enfouir, il a été envisagé une technique consistant à extraire des nucléides AM spécifiques lors du procédé de retraitement, et à ajouter certains des nucléides AM au combustible nucléaire destiné au réacteur à eau légère ou au réacteur rapide pour les transmuter en nucléides à demi-vie courte. Cette technique est appelée technologie de séparation et de transmutation (appelée P&T ci-dessous). Comme nucléides AM soumis à la P&T, on connaît l’américium-241 et le curium-244 (appelés respectivement Am-241 et Cm-244 ci-dessous), qui contribuent largement à la génération de chaleur dans les DHA. Le Plutonium-238 affecte également grandement la génération de chaleur de décroissance dans les AM contenus dans un CU, mais le Pu-238 est récupéré en tant que matière fissile pour le combustible MOX lors du retraitement, et donc seule une petite quantité de Pu-238 est contenue dans les DHA. Par conséquent, sa contribution à la génération de chaleur est négligeable. Par conséquent, dans le réacteur à eau légère, les composants de la chaleur de décroissance des AM dans un CU, qui a été refroidi pendant 10 ans à 100 ans après le déchargement du combustible, ne sont presque que Am-241 et Cm-244. En ce qui concerne leurs changements temporels au cours du temps de refroidissement, la chaleur de décroissance de l’Am-241 augmente avec le temps, tandis que la chaleur de décroissance du Cm-244 diminue. Par conséquent, les chaleurs de décroissance totales des deux AM sont à peu près au même niveau pendant environ 20 ans de période de refroidissement. L’effet d’augmentation de l’Am-241 au cours du temps de refroidissement est dû à la désintégration ß du plutonium 241 (appelé Pu-241 ci-dessous) avec une demi-vie de 14,4 ans pour produire de l’Am-241. C’est pourquoi la chaleur de décroissance de l’Am-241 augmente au cours de la période de refroidissement. Parmi les technologies P&T, on connaît un procédé consistant à ajouter de l’Am-241 à un combustible dans un réacteur à eau légère pour provoquer sa désintégration. Par exemple, on connaît également un exemple d’ajout d’Am-241 à un combustible VVER, qui est le type typique de REP. Dans cet exemple, l’Am-241 présente une grande section efficace de capture dans une région de neutrons thermiques, de sorte que la transmutation se poursuit et que l’Am-241 diminue à mesure que le taux de combustion de l’assemblage de combustible augmente. D’autre part, l’Am-241, qui a été transmuté, devient finalement du Cm-244 après des transmutations et désintégrations répétées provoquées par l’absorption de neutrons thermiques. En d’autres termes, comme pour la transmutation de l’Am-241 dans le réacteur à eau légère, la chaleur de décroissance de l’Am-241 diminue tandis que la chaleur de décroissance du Cm-244 augmente. Il y existe également un exemple d’ajout d’AM à un combustible dans un REB pour provoquer la désintégration des AM. Dans cet exemple, le nucléide d’Am seul n’est pas ajouté, mais les quatre nucléides de Np-237, Am-241, Am-243 et Cm-244 parmi les AM sont ajoutés simultanément uniquement à un combustible spécial pour consommer les AM à un taux fixe et sont ajoutés simultanément et uniformément à un combustible à UO 2 . En outre, à titre d’exemple pour évaluer cela, seul le cas dans lequel la fraction massique d’uranium des AM est de 5 % en poids est décrit. De plus, dans cet exemple, l’enrichissement en U-235 dans la barre de combustible à uranium est défini comme une valeur standard, et l’enrichissement n’augmente pas même si l’AM est ajouté. Par ailleurs, un exemple de réduction des AM produits à partir du réacteur à eau légère par un procédé autre que P&T comprend celui qui consiste à augmenter l’enrichissement en U-235 pour qu’il soit égal ou supérieur à l’enrichissement requis pour obtenir un taux de combustion de décharge et réduire la quantité de TRU produite. Par exemple, on connaît un exemple où, dans le cas où le taux de combustion est fixé à 45 GWj/t et l’enrichissement moyen en uranium 235 doit être d’environ 3,8 % en poids, l’enrichissement moyen en uranium 235 est fixé à 10 % en poids, pour ainsi réduire la fraction massique totale des AM dans le CU par rapport à un combustible n’augmentant pas l’enrichissement standard. Dans cet exemple, par rapport au combustible n’augmentant pas l’enrichissement standard, la quantité de production de Pu-241, qui est le nucléide parent de l’Am-241, et la quantité de production de Cm-244 sont chacune fortement réduites. Jusqu’à ce que le combustible usé soit retraité, il doit être refroidi jusqu’au niveau de chaleur de décroissance que le système de retraitement peut accepter, et les dernières normes des installations de retraitement au Japon exigent 15 ans ou plus de refroidissement avant de cisailler les barres de combustible à uranium dans une installation de retraitement. Les déchets radioactifs de haute activité sont vitrifiés puis enfouis dans des strates géologiques pour être stockés de manière semi-permanente, c’est-à-dire qu’un stockage géologique est réalisé, ce qui nécessite des sites de stockage géologique proportionnels à la quantité de déchets vitrifiés. Un site de stockage géologique approprié doit être un endroit où il y a peu de changements géologiques sur des dizaines de milliers d’années, et le nombre de sites disponibles est limité. Si la quantité de déchets vitrifiés continue d’augmenter en réponse à la quantité de CU produite, les sites de stockage finiront par être pleins, en ne pouvant plus stocker les déchets faute d’espace sur le site. Par conséquent, le retraitement ne peut plus être effectué et la production d’électricité elle-même peut devenir impossible. Ainsi, le recyclage actuel des combustibles nucléaires, dans lequel des déchets radioactifs de haute activité sont vitrifiés pour être enfouis dans des strates géologiques comme décrit ci-dessus, est considéré comme insoutenable à long terme, ce qui est un problème majeur dans la poursuite de la production d’énergie nucléaire. Pour résoudre un tel problème, il a été envisagé de réduire les déchets radioactifs de haute activité par P&T. Cependant, étant donné que cette technologie P&T est basée sur un réacteur de transmutation tel qu’un réacteur rapide, qui n’est pas un réacteur à eau légère, une très longue période de temps est nécessaire pour qu’il soit un réel réacteur de puissance, et il existe un problème selon lequel des déchets vitrifiés sont générés les uns après les autres avant l’application pratique. Par conséquent, afin de résoudre ce problème, il est nécessaire de réduire la génération des déchets de haute activité et la quantité de déchets vitrifiés générés à partir du réacteur à eau légère sans adopter les réacteurs rapides à des fins de transmutation. D’après ce que l’on connaît jusqu’à présent, on connaît un procédé de réduction de l’Am-241 en recyclant l’utilisation de l’Am-241, qui fait partie des déchets radioactifs de haute activité dans un réacteur à eau légère, dans un réacteur à eau légère. Cependant, le procédé de recyclage de l’Am-241 dans un réacteur à eau légère présente comme problème que le Cm-244 augmente, ce qui ne permet pas de réduire la quantité totale de chaleur de décroissance des AM avec le Cm-244 produit à l’origine dans les réacteurs à eau légère. En outre, on connaît un combustible à uranium sous une forme permettant de réduire la production des AM contenant du Cm-244 en augmentant l’enrichissement en U-235 jusqu’au taux de combustion requis ou supérieur dans un combustible pour réacteur à eau légère, mais qui présente comme problème que l’Am-241 n’est pas réduit. La est une vue illustrant les positions d’agencement de barres de combustible à uranium et de barres de poison consommables d’un assemblage de combustible selon un mode de réalisation. La est un tableau illustrant l’enrichissement en uranium 235, la concentration en poison consommable et la concentration en Am-241 selon le mode de réalisation. La est un graphique illustrant les transitions des chaleurs de décroissance selon le mode de réalisation. La est un graphique illustrant les transitions des chaleurs de décroissance selon l’exemple comparatif 1. La est un graphique illustrant les transitions des chaleurs de décroissance selon l’exemple comparatif 2. La est un graphique illustrant les transitions des chaleurs de décroissance selon l’exemple comparatif 3. La est un graphique illustrant une comparaison entre les transitions des chaleurs de décroissance dans le cas d’un retraitement effectué 40 ans après le déchargement d’un combustible d’un réacteur. La est un graphique illustrant une transition d’un changement de taux de combustion d’une proportion massique d’Am-241 selon le mode de réalisation. La est un graphique illustrant une transition d’un changement lors d’un refroidissement de la proportion massique d’Am-241 après déchargement d’un combustible d’un réacteur selon le mode de réalisation. La est un graphique illustrant une comparaison des chaleurs de décroissance dans le cas d’un retraitement effectué 40 ans après le déchargement d’un combustible d’un réacteur. La est un graphique illustrant une comparaison des chaleurs de décroissance dans le cas d’un retraitement effectué 20 ans après le déchargement d’un combustible d’un réacteur. La est un graphique illustrant une comparaison des chaleurs de décroissance dans le cas d’un retraitement effectué 20 ans après le déchargement d’un combustible d’un réacteur. La est une vue expliquant les équations/expressions mathématiques qui limitent une plage de concentrations d’Am-241 à ajouter. La est un graphique illustrant les différences de combustion de proportions massiques pendant la consommation du Pu-241. La est un graphique illustrant une transition de chaleur de décroissance à chaque concentration d’Am-241 dans le cas où l’enrichissement en uranium 235 est de 10 % en poids. La est un graphique illustrant une transition de chaleur de décroissance à chaque concentration d’Am-241 dans le cas où l’enrichissement en uranium 235 est de 7,5 % en poids. La est un graphique illustrant une transition de chaleur de décroissance à chaque concentration d’Am-241 dans le cas où l’enrichissement en uranium 235 est de 5,0 % en poids. La est un graphique illustrant une transition de chaleur de décroissance à chaque concentration d’Am-241 dans le cas où l’enrichissement en uranium 235 est de 3,8 % en poids. La est un graphique illustrant une concentration limite supérieure et une concentration limite inférieure en Am-241 à ajouter. La est une vue illustrant un exemple de constitution d’une coupe horizontale d’un assemblage de combustible. La est une vue illustrant un exemple de constitution d’une barre de combustible. La est une vue illustrant un exemple de constitution d’un assemblage de combustible et d’une barre de commande dans un réacteur nucléaire. Assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère (7), utilisé dans un cycle de combustible nucléaire, comprenant une pluralité de barres de combustible (3, 4) regroupées et comprenant un isotope d’américium destiné à être extrait au moment du retraitement d’un combustible usé pour ajouter l’isotope d’américium extrait à un combustible, dans lequel une fraction massique W (unité : % en poids) d’américium 241 à ajouter à un métal lourd de combustible se situe dans les plages suivantes W 2 + 0,12e - 0,43 (enrichissement : 5 % en poids ou plus), W par rapport à un enrichissement moyen en uranium 235 e (unité : % en poids) de l’assemblage de combustible. Assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère (7) selon la revendication 1, dans lequel l’assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère (7) comprend des barres de combustible à uranium (3) contenant, en tant que matière fissile nucléaire, un isotope de l’uranium et ne contenant pas de poison consommable et des barres de combustible comprenant du poison consommable (4) contenant à la fois un isotope de l’uranium et un poison consommable, et l’américium ajouté n’est contenu que dans chacune des barres de combustible à uranium (3). Procédé de fonctionnement d’un cycle de combustible nucléaire qui décharge un assemblage de combustible usé obtenu en brûlant un assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère (7) comprenant une pluralité de barres de combustible (3, 4) regroupées dans un cœur de réacteur (8) dans une plage de taux de combustion comprenant une borne inférieure supérieur ou égale à 45 GWd/t et une borne supérieure inférieur ou égale à 60GWd/t, pour retraiter l’assemblage de combustible usé, le procédé comprenant : l’extraction d’un isotope de l’américium à partir de l’assemblage de combustible usé au moment du retraitement et l’ajout de l’isotope d’américium à l’assemblage de combustible d’uranium de réacteur à eau légère (7), dans lequel une fraction massique W (unité : % en poids) d’américium 241 à ajouter à un métal lourd de combustible se situe dans les plages suivantes W 2 + 0,12e - 0,43 (enrichissement de 5 % en poids ou plus), W par rapport à un enrichissement moyen en uranium 235 e (unité : % en poids) de l’assemblage de combustible.