/.ES REACTEURS fotripes FUSION-FISSION. C.S./l. Service d'etudes des Réacteurs et de Mathœnêtiques Appliquées Centre d'etudes Nucléaires de SACLAÏ

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1 DCIS-mf 9429 /.ES REACTEURS fotripes FUSION-FISSION J.B. THOMAS C.S./l. Service d'etudes des Réacteurs et de Mathœnêtiques Appliquées Centre d'etudes Nucléaires de SACLAÏ î - INTRODUCTION Le principe des hybrides fusion-fission est l'association d'une source de neutrons de fusion et d'une couverture de noyaux lourds multipliant neutrons et énergie par fission.. Dans un réacteur de fission, chaque fission produit 200 Mev mais l'entretien du cycle de combustible (régénération des noyaux fissiles) impose une rigoureuse économie de neutrons.. Dans un réacteur de fusion, l'amorçage et l'entretien de la réaction sont difficiles. Chaque fusion ne produit que 18 Mev. Il est nécessaire (au moins dans le cycle D-T) de régénérer un noyau de tritium. Un produit remarquable de la réaction est le neutron de 14 Mev. Il ne sert pas à l'entretien de la fusion, mais porte la plus grande partie de l'énergie et permet de régénérer le noyau de tritium, par une réaction de conversion sur le lithium. Or son potentiel d'utilisation est remarquable dans une couverture de noyaux lourds. Par réactions(n,xn)et surtout par fission rapide des noyaux fertiles, il produit de l'énergie et une cascade de neutrons secondaires. Ceux-ci peuvent à la fois régénérer le noyau de tritium et produire par conversion des noyaux fissiles utilisables dans un parc de réacteurs de fission associé. L'amplification obtenue par cett~ utilisation du neutron de fusion est considérable.

2 - 2 - Le réacteur hybride se présente donc comme un réacteur â source. Le système qui comprend l'hybride et le parc de- réacteurs de fission qu'il entretient opère une symbiose des cycles de fusion et de fission. Ce système est auto-entretenu, assurant la régénération du tritium et des noyaux fissiles consommés. Par le rapport des énergies produites dans une réaction de fission et une réaction de fusion, la source de fusion a dans le système un poids limite, ce qui permet de s'accommoder d'un coût élevé, d'un rendement faible, d'une souplesse d'exploitation modeste (c'est le parc de fission qui fournit au réseau l'essentiel de l'énergie). Par contre, le bilan du système est sensible au taux de régénération propre du parc de fission. En résumé, l'hybride semble pouvoir résoudre, par complémentarité, les problèmes actuels de la fusion : régénération du tritium, faible rendement et coût élevé, et de la fission : régénération des noyaux fissiles. Par contre, l'hybride peut également présenter simultanément les défauts des deux filières dans certains domaines. Historiquement, le principe des hybrides fusion-fission a été exploré dès les années cinquante, dans un autre cadre. i Le récent regain d'intérêt paraît dû : - au caractère surgénérateur de l'hybride, sans aucun inventaire initial de noyaux fissiles ni contrainte de temps de doublement, exploitant directement les stocks d'uranium appauvri pour entretenir un parc de réacteurs existants, tout en bénéficiant fortement de toute amélioration éventuelle de leur cycle (augmentation du facteur de conversion, quasi-breeders). L'utilisation exhaustive des noyaux lourds est alors possible, la consommation de lithium est modérée ;

3 aux progrès de la fusion. Ceux-ci déterminent les filières les plus performantes vis-à-vis de la physique des plasmas et mettent en évidence les contraintes d'architecture (conception, technologie) qui s'imposent à elles. Il faut alors introduire l'ensemble des critères qui s'appliquent aux systèmes de production d'énergie : sûreté, économie, fiabilité, souplesse d'exploitation, afin de confirmer le choix des filières, orienter leur développement (en particulier par le choix des systèmes de chauffage, de traitement des impuretés), définir les étapes menant à un réacteur de fusion optimisé. L'hybride apparaît en ce sens comme une étape possible dans le développement et l'orientation des systèmes de fusion. Dans un premier temps, il permet de s'accommoder d'un rendement faible, d'un coût élevé et d'une souplesse d'exploitation limitée (fonctionnement puisé, par exemple) de la source de fusion, tout en aidant à résoudre le problème de régénération du tritium. Ultérieurement, en fonction des progrès de la fusion, l'équilibre peut se déplacer vers une conception différente ou l'abandon de la symbiose au profit de. la fusion. Dans cette perspective, le concept de l'hybride se trouve lié aux études de système à long terme plutôt qu'à une alternative vis-à-vis de la fusion pure. En fait, les deux motivations précédemment exposées sont présentes dans la plupart des nombreuses études menées sur les hybrides durant ces dernières années, en particulier aux USA et en URSS. " Ces études ont mené à envisager plusieurs types d'hybrides et de cycles de combustible, aussi bien au niveau du réacteur de fusion, en confinement magnétique (réacteur à miroir, Tokamak) ou inertiel, du cycle de fusion (cycle DT ou cycles avancés), qu'au niveau de la couverture (uranium, thorium, réfrigérants divers) et du parc de fission associé, à cause de l'importance du facteur de conversion atteint. Ces études ont également contribué à une réévaluation plus générale des systèmes symbiotiques fondés sur un réacteur à source, la source pouvant être un accélérateur de particules produisant une cascade de neutrons secondaires par des réactions de spallation et d'cvaporation dans une cible primaire.

4 - 4 - Ce foisonnement de concepts rend difficile une comparaison et un jugement précis, s'agissant de systèmes peu ou pas éprouvés et parfois d'évaluations purement prospectives. Dans la suite, un seul exemple sera envisagé : un réacteur hybride dont la source serait un Tokamak entretenu de petite taille, tel que les travaux menés en France et dans la Communauté permettent de le concevoir dès à présent, avec un cycle de fusion D,T. Les paramètres principaux influençant ses performances et sa faisabilité seront examinés. Les conclusions de la plupart des études paramétriques sont peu tributaires de ce choix particulier. II - PRINCIPE Le principe de l'hybride est l'amplification par la fission de noyaux lourds des produits de la fusion : énergie et neuttons. L'hybride possède en principe deux composants : - la source de fusion - la couverture de noyaux lourds. Le système énergétique auto-entretenu en combustible nucléaire associé à l'hybride comprend également le parc de réacteurs de fission consommant l'excédent éventuel de noyaux fissiles produit par la couverture. Le principe de l'hybride est illustré par les schémas ci-dessous 1 + conversion / fissiles Figure 1 : Schéma de principe

5 - 5 - Equations des cycles de : - Fusion D + T -> a Li 7 + n * Li + n-> Li nat + n (3.5 Mev) + n (14.1 Mev) ' a + T + n Mev J L a + T +4.8 Mev \ (14.1 Mev)-»- environ 1.7 T inatj l 92 6 % de Li t.de Li Fission Fission U n * 2PF + v n Mev Réactions U 238 (n,xn) Conversion U n ->... > Pu 239 Le même type de réactions peut être produit v = 4 sur le.5 à 14 Mev Th i 232 Figure 2 Exemple de bilan indicatif de noyaux et d'énergie 1n 1T 2 Pu 239 -v - 15 Mev Mev <\» Mev Figure 3

6 - 6 - Figure 4 Illustration de la symbiose fusionfission Uranium naturel ou appauvri ou thorium 1. Plasma 2. Couverture 3. Chauffage Figure 5 : Schéma de principe d'un réacteur hybride de type Tokamak d'aprôs ([!])

7 Plasma 2. U ou Th 3. Li 1. Plasma 2. Couverture U ou Th 3. Couverture Li 4. Enveloppe et protection 5. Chauffage 6. Divertor 1. Plasma 2. Couverture U ou Th 3. Couverture Li 4. Enveloppe et protection 5. Chauffage 6. Divertor Figure 6 : Schéma de principe d'une couverture d'hybride - couverture idéale : taux de couverture sr = 1 - couverture externe (Tokamak) - couvertures externe (U + Li) et interne (Li) Le problème peut, être décomposé en deux termes liés aux deux cycles nucléaires concernes : la fusion (cycle D-T) et la fission. Le cycle D-T et le problème de la régénération du tritium sont résumés par les tableaux suivants : - Figure 7 : Equations - Figure 8 : Sections efficaces de production de T sur Li et Li 7 - Figure 9 : Production de tritium en fonction du taux de couverture (noyaux de tritium par fusion)

8 - 8 - D + T-> Li 7 + n Li 6 + n a (3. 5 Mev) + n (14.1 Mev) + T+n Mev L. Nat a + T Mev + a > ' Li Nat + n (14.1 Mev) * environ 1.7 T (92.6 l de Li 7 % de Li 6 '... Figure" 7 : Equations a barns A 'A N - \\ Eo Mev Li 6 (nt) He 4 o millibarns / / / / Eo Mev Li 7 (n,n'at) Figure 8 : Sections efficaces de production du T sur Li et Li7 Figure 9 : Production de tritium en fonction du taux de couverture (noyaux de tritium par fusion)

9 - 9 - La fermeture du cycle du tritium est essentielle, car un déficit systématique ne pourrait pas être compensé raisonnablement par un parc de réacteurs de fission. Si l'on dispose par exemple d'un excédent idéal de 1 noyau de tritium par fission, on ne peut alimenter une production de 17.6 Mev de fusion qu'en provoquant une fission de 200 Mév, sans assurer la régénération du combustible fissile. Dans un cas plus réaliste où l'on utilise des réacteurs de fission existants en considérant le tritium comme un sous-produit, on peut espérer obtenir environ 0.1 noyau de tritium par fission. Pour compenser un déficit systématique de 0.1 noyau de tritium par fusion, la disproportion des puissances installées selon les deux modes serait donc considérable. La régénération du tritium doit donc être efficace (1.05 noyau par fusion, par exemple) et continue car pour les mêmes raisons la gestion des stocks ne permet pas d'envisager un long fonctionnement sans appoint. Un facteur de régénération de l'ordre de 1.7 serait atteint dans des conditions idéales, grâce aux réactions sur le Li (fig. 7). Néanmoins, la fermeture du cycle est sujette à des incertitudes de calcul et de conception. En effet, pour représenter la configuration réelle du réacteur, il faut tenir compte : - de la première paroi et des structures ainsi que des effets de streaming (fuites et diffusions radiales de neutrons, par exemple à travers un réfrigérant gazeux) ; - du taux de couverture (fraction de la première paroi enveloppée par la couverture) qui peut devenir très inférieur à 1. (chauffage, divertor...) La variation des performances en fonction du taux de couverture est illustrée en figure 9, à l'aide d'un modèle simplifié, dans trois schémas de conversion différents :

10 dopage par un multiplicateur de neutrons. lithium naturel. lithium naturel et structures. Si on fixe, compte tenu des incertitudes, la valeur de conception du facteur de régénération à 1.1, on voit que le taux. de couverture doit être maintenu à une valeur élevée. Les noyaux susceptibles d'améliorer la régénération du tritium sont essentiellement le Be, le Pb et les noyaux lourds, fissiles pour les neutrons de fusion. Vu les valeurs élevées de v pour les neutrons de fusion, la multiplication neutronique paraît un moyen efficace pour réaliser la régénération recherchée avec des configurations réalistes et procure simultanément un gain énergétique élevé,. A l'inverse, si l'on suppose que la régénération du tritium est facilement assurée par une voie quelconque et laisse un excédent de 0.3 neutron par fusion, un autre type de symbiose est valable. Cette symbiose consiste à convertir, derrière la couverture tritigène, de VU 238 en Pu 239 ou du Th 232 en U 233, sans fission à condition d'extraire fréquemment ou en continu les noyaux fissiles. L'excédent d'énergie récupérable dans un parc de fission thermique conventionnel associé serait de l'ordre de 90 Mev (ou plus avec un cycle avancé) pour une fusion de 18 Mev. Ces deux exemples illustrent la valorisation réciproque du neutron de fusion et du noyau lourd (fertile) pour la multiplication des neutrons et de l'énergie. Réactions de fission Le potentiel de multiplication neutronique et énergétique d'un massif de noyaux lourds, pour un neutron de fusion est également illustré en figure 10 où sont représentés des paramètres et des bilans neutroniques caractéristiques.

11 '.' Par la suite, pour évaluer l'amplification globale résultant du système hybride (le réacteur hybride et le parc de fission associé entretenu par l'excédent éventuel de noyaux fissiles), on accordera à chaque noyau fissile produit un potentiel conventionnel de 270 Mev, qui correspond à une étude de cycle simplifiée sur un réacteur de type PWR à eau légère avec un cycle adapté. Il est évident que dans le cas d'un réacteur thermique quasi régénérateur le potentiel, pour le cycle à l'équilibre, est nettement supérieur. i Jï - A.o. / / ' o.s" 0' } o. ^ ^ Jto. to. {M«*) E = Mev (b) o V vof an, a.n, fn 2n 3n U Th Figure 10 : Sections efficaces de fission Multiplication des neutrons à 14 Mev

12 III - POTENTIEL V'UN REACTEUR HVSRWE - ELEMENTS V'ETUVE PARAMETRIQUE ([2]) Le potentiel de l'hybride doit être évalué en tenant compte des divers composants du système : la source, la couverture, le parc de fission associé. III. î - La couvea.tun.e. Nous ne cherchons pas ici à définir une couverture réelle mais à analyser les tendances vis-à-vis des principaux paramètres de conception.. III Coi de. Kzizn.vn.ee. Ils sont représentés par l'expérience de Weale (fig. 11) d'après [3] et le calcul d'un massif infini d'u 238 (fig. 12). Dans le deuxième cas, on a effectué une simple provision de 1.1 neutron de conversion pour le tritium, en supposant que le pouvoir de multiplication neutronique du massif n'était pas sensiblement affecté par la ' réduction de taille nécessaire aux fuites. U 23S U 238 U 238 U 238 U 238 Fuites Cn, (n, Cn, Cn, (n, f) ) Y) 2n) 3n) Figure 11 : Expérience de WEALE ([3]) Effets de l'irradiation d'un massif d'unat par un neutron de fusion Taux de réaction par fusion

13 , Cas E fission couverture E totale couverture E fission parc associe E totale système U 238 UC uo S Figure 12 : Calcul d'un massif infini On effectue une provision de 1.1. neutron de conversion pour le tritium. On compte 19 Mev par neutron de fusion, 200 Mev par fission, 270 Mev par noyau de plutonium (PWR). III.T.2 - Le Les couvertures rapides s'avèrent préférables, par leur meilleure utilisation du neutron de fusion (particulièrement pour l'uranium appauvri). Les couvertures thermiques présentent une diminution simultanée de l'enrichissement critique et de l'enrichissement d'équilibre. A même enrichissement, l'amplification énergétique croît par l'effet du facteur = r- et l'on tend à devenir consommateur net de noyaux fissiles. Jîî Elêmzivti de. compaacuaon U 238/Tk 232 Le Th 232 est moins bon multiplicateur de neutrons par fission et ne compense pas ce handicap par sa supériorité en réactions (n, Xn). '. La qualité de l'u 233 dans les réacteurs thermiques réduit l'écart. De plus, on peut utiliser l'u 238 comme amplificateur et produire derrière de l'u 233.

14 ' III EwUcltliivnent [&lq. 13) - EpaliAziva ( 3. 14) L'enrichissement est profitable, du point de vue des performances. t En contrepartie, en augmentant l'enrichissement,' - on s'approche de la criticité (surtout compte tenu de l'évolution) ; - la densité de puissance augmente - la puissance unitaire du système hybride croît - l'investissement en combustible et en puissance installée dans une couverture complexe et coûteuse augmente et il est mal utilisé dans l'hybride (fonctionnement puisé, dégradation du combustible, facteur de charge incertain). D'autres systèmes subissent moins l'effet de taille unitaire et se prêtent mieux à l'enrichissement. L'hybride considéré semble plutôt adapté,' au moins dans un premier temps, à la production de noyaux fissiles à partir d'uranium appauvri. w) 3000 ENERGIE TOTALK BYSrEMB ENEIIGIE TOTALE COUVKHTUKE FUSION Figure 13 : Calcul d'un massif infini Effet de l'enrichissement en Pu 239

15 - t5 - rv T i FISSIONS 3 - <. «. t.o 1 ^* -O.S S) C (an) Figure 14 : Effet de l'épaisseur d'u 238 sur une couverture à deux zones radiales (U 238 et Li) (remplissage conventionnel). Taux de réaction par fusion. I1J Compoiëtion du combustible. H-Lg. 12] Diverses compositions du coirbustible ont été testées, confirmant le classement suivant : uranium métallique, UC, U0 2. Des combustibles tels que U-Mo, U,Si se rapprochent de l'uranium métallique Taux de. COWJQMSJAZ [fcg. 15) L'effet du taux de couverture sur les performances du système a été évalué en imposant un taux fixe de régénération du tritium de 1.1, ce qui conduit à une épaisseur variable. La production locale et différée d'énergie décroît rapidement avec le taux de couverture. Ceci limite l'efficacité de la couverture de noyaux lourds comme remède à l'encombrement de la

16 -16- -, première paroi, d'autant plus que la couverture fissile ne peut pas être située, dans un Tokamak, tout autour du plasma. Corrélativement, cet aspect favorise certaines solutions. de chauffage ou de traitement des impuretés. Les réacteurs à miroir paraissent bénéficier là d'un, avantage de principe, car ils peuvent atteindre plus facilement des taux de couverture de l'ordre de L'enrichissement de couches minces de noyaux lourds placées en tête de la couverture permettrait d'obtenir la régénération recherchée pour des taux de couverture inférieurs, au prix d'un coût et d'une complexité accrus. 1 i i / «y / y * " B, à.9 ' 1000 MBV - SOOMev On du Ef Ec ET réalise un taux de régénération tritium imposé : 1.1 : énergie de fusion : énergie dégagée dans la couverture : énergie totale dégagée dans le système Figure 15 : Effet du taux de couverture sur les performances d'une couverture U 238/Li ÏII.?.7 - EUmzrvU d'tvodbmtlon d'une. à deux zonza Pour tenir compte d'une conception plus réaliste vis-à-vis de la source choisie (un Tokamak de petite taille avec chauffage par injection de neutres), on a cherché à estimer les performances d'une

17 - 17 couverture â deux zones distinctes : vers l'intérieur du tore, une zone tritigène avec un taux de couverture de 0.25 et vers l'extérieur, une zone hybride avec un taux de couverture de 0.5. Avec les compositions idéales adoptées, on obtient une production d'énergie dans la couverture de 93 Mev et dans le parc de fission de T80 Mev, soit au total 273 Mev. Si on réduit les performances multiplicatrices de 25 I pour tenir compte de la composition du combustible et des structures, on atteint 75 Mev dans la couverture et 113 Mev dans le parc de fission, soit 188 Mev. Le potentiel de l'hybride décroît donc nettement, depuis le cas idéal du massif infini où l'on effectue une simple provision pour la régénération du tritium jusqu'à un schéma de principe plus réaliste mais encore éloigné d'une conception concrète (structures réelles, streaming). III.2 - Nous allons rechercher l'influence sur les performances du système des deux autres composants : la source et le parc de fission. Cette influence est illustrée par la figure 16. La source est caractérisée par : - son rendement énergétique représenté par Q (puissance de fusion/puissance injectée dans le plasma) et le rendement des injecteurs : nj ; - le taux de couverture accessible. Le parc est caractérisé par l'énergie produite par un noyau fissile d'appoint au cours d'un cycle à l'équilibre, avec retraitement. On néglige ainsi l'aspect de l'inventaire initial de noyaux fissiles des premières charges. La couverture est en U 238 et on n'a pas tenu compte d'un possible enrichissement.

18 ' Du point de vue de la source, on a cherché à illustrer deux alternatives : - un système formé d'une couverture de noyaux lourds entourant un accélérateur. Cette référence sert de seuil pour l'hybride. - un hybride dont la source est un réacteur â miroir, qui autorise un bon taux de couverture, avec un bilan énergétique très serré. Il faut noter que du point de vue économique, la contrainte de recycler une fraction élevée de l'énergie produite, dans le cas d'une source peu efficace, est pénalisante par l'excès d'investissements imposé.. ' Pour le Tokamak, il convient de porter le taux de couverture à son niveau maximum aussi bien par le choix des dispositifs de chauffage (RF/injection de neutres) que par la conception de la couverture. Compte tenu dés limites prévisibles pour le taux de couverture, il semble raisonnable de travailler avec un bilan énergétique de la source favorable (Q * 5 par exemple). L'influence du parc a été simulée par un doublement arbitraire de l'énergie produite par un noyau fissile d'appoint, traduisant une amélioration importante du facteur de conversion par rapport à la situation actuelle, dans les réacteurs PWR. Ce gain est accessible, mais la perspective des réacteurs hybrides ou de la fourniture de l'appoint par des systèmes surrégénérateurs ne semble pas devoir motiver à elle seule un bouleversement du parc ou du cycle de combustible à l'horizon considéré. En définitive, il paraît possible à terme d'assurer avec le système hybride auto-entretenu en combustible, une production nette de l'ordre de 100 Mevêl, pour une fusion de 17.6 Mevth, avec une faible

19 - 19 -, fraction d'énergie recyclée. Ceci constitue une amplification considérable. Il faut alors s'assurer de la faisabilité et de la viabilité économique du système. ' Figure 16 : Influence des composants sur les performances du système t6.1 - Eléments d'amélioration envisageables d'une filisre Source peu efficace. Taux ia couverture réduit Q» 1, Hj " 0.5,ïïj = 0.5, û 2 = 0.2S 17.6 Mevél Q - 1 b 17.6 Mevth >114 Mevth mevth UT - O.S nth» 0.35 th = liewth < 40 Mevél 60 Mevél Source efficace. Taux de couverture réduit Q * S, nj " 0.7, S, O.S, û 2 = O.ZS 65 Mevél 3.5 Movél Q - 5 > 17.6 Mevth > 100 Mewth Mevth H T ' nth «= 0.3S th = 0.33 «.35 Mevêl L 60 Mo\-él 90 Movél 5.5 MevSl Source efficace. Taux de couverture réduit. Cycle avancé : Q = S, nj = 0.7,?j = 0,5, û 2 * 0.2S Q S» 17.6 Mevth» 100 Mevth 360 >fc«h nth «0.3S th «0.33 < 35 Mevél. 120Msvél ISO Jfcvél Source efficaje. Taux de couverture élevé Q» S, nj = 0.7, ûj» Msvél Q «S s Mev?Ji ^ 1S0 tovth ^fevth H c t,0.7., t»th = 0.35 nth = Mevél - 52 Mevél 125 Mevél 172Mevél

20 Figure 16 : Influence des composants sur les performances (suite) du système Illustration d'alternatives Source peu efficace. Taux de couverture élève 1 ' ' Q " 1» "j - 0.5, ÔT, Mevél Q-- 1 M7.6 Mevth 35 tevél 1<j4 Mevth Mevth nth = 0.3S nth = 0.33 S7 MevéX v 125 Mevêl.N147 Msvél Cette presentation d'une alternative du type réacteur 3 miroir peut seriler pessimiste. Les performances montrent néararains son intérêt, même avec ces hypothèses Rfactcur 3 accélérateur source : nacc Mev - In (6 Mev) na» Mavêl 97 Mevth Mevth nth = 0.3S nth ' Mevfil. + 16'. Hwél 150 I-fevêl JV - FAISABILITE Compte tenu des diverses options possibles pour la conception, l'implantation et la technologie de la couverture, on ne peut avancer qu'un ordre de grandeur des performances d'un hybride conçu selon le modèle présenté. Une étude- de conception d'avant-projet petit Tokamak a mené aux résultats suivants : fondée sur un

21 P fusion : 340 MWth (Q = 1.7, ^ = 0.S) P gl nette : de 200 à 300 MWél Production annuelle : de 450 à 700 Kg de Pu fissile (avec un facteur de charge ^0.7) permettant d'alimenter une puissance installée de 0.7 à 1 GWél pour un parc de PWR. La conclusion provisoire est qu'un Tokamak acceptable pour un hybride devrait être une source plus performante et que la limite supérieure de ses caractéristiques est plutôt fixée par la puissance unitaire de l'hybride. De plus, il faut chercher à gagner de la place vers le centre du tore et à réduire l'encombrement de tous les systèmes auxiliaires et en particulier du chauffage. V - PARAMETRES ECOHOUIQUES On peut distinguer essentiellement : - les coûts d'investissement des composants : source de fusion, couverture, parc de fission ; - les coûts dû cycle de combustible. Compte tenu des opérations successives de fabrication et de retraitement nécessaires, le coût du cycle de combustible devrait être voisin des valeurs actuelles, malgré l'absence de minerai et d'enrichissement. Pour illustrer l'influence des coûts d'investissement de chaque composant, on prend conventionnellement comme référence un coût unité par unité de puissance thermique installée d'un réacteur PWR (correspondant par exemple à 1 F/Wth). On situe arbitrairement le coût unitaire de la source de fusion à 4 (respectivement 2), le coût unitaire de la couverture à 1.5 (respectivement 1.2). Pour le système hybride considéré (Q = S, <o- = O.S, w- = 0.25, parc de PWR) le surcoût par rapport au parc de PWR de même puissance électrique nette cédée au réseau (et consommateur de noyaux fissiles) est de 58 % (respectivement 32 I).

22 Est-il possible de réduire le surcoût du système hybride au-dessous de 25 %? Au-delà d'un certain seuil, les gains sur la source sont peu essentiels et le surcoût de la couverture devient irréductible. Deux points importants sont : - les performances de la couverture qui sont liées directement à la conception de la source (taux de couverture, flux à la paroi) ; m.- l'efficacité de conversion du parc de fission, au moins lorsqu'on s'intéresse plus à l'appoint à effectuer au cycle à l'équilibre qu'à l'inventaire fissile initial du premier coeur. Mais un surcoût du parc de fission est alors probable pour ces cycles avancés. Ces deux points jouent sur la capacité à associer un grand nombre de chaudières classiques à un seul réacteur hybride. En résumé, il n'y a pas d'obstacle de principe I la viabilité économique d'un système hybride, mais une évaluation réaliste suppose le progrès des études de conception et de cycles et il semble prématuré de chercher à établir la compétitivité de ce système pour la période correspondant à son déploiement possible. n - UTILISATION VES RESSOURCES - VITESSE VE VEPL01EMENT VALORISATION VES STOCKS ET VU PARC EXISTANT Parmi les avantages spécifiques du système hybride, un des plus importants est l'absence d'inventaire initial de noyaux fissiles (bien qu'un enrichissement ultérieur, éventuellement obtenu à partir des noyaux fissiles produits après leur recyclage dans les réacteurs de fission, puisse être favorable).

23 L'hybride peut donc exploiter directement les stocks. d'uranium appauvri et sa vitesse de déploiement n'est limitée par aucun temps de doublement (sauf pour le tritium). L'utilisation finale des noyaux lourds est également excellente. Enfin, l'hybride ne se substitue pas au parc existant, mais le complète en lui fournissant un appoint tiré des résidus de son démarrage. VU - CONCLUSION L'exposé ci-dessus ne présente qu'une partie des systèmes symbiotiques comprenant un réacteur à source, et même une partie des systèmes hybrides fusion-fission, puisque la source considérée est un Tokamak entretenu, avec un cycle D-T. Des problèmes tels que la sûreté, la protection n'y ont pas été évoqués. La conclusion provisoire est que pour réaliser son potentiel extrêmement attrayant au niveau des cycles nucléaires de fusion et de fission, l'hybride fondé sur le Tokamak, doit utiliser un réacteur: - plus avancé que les versions minimalistes couramment envisagées dans divers projets de ce type ; - possédant un taux de couverture maximal par la conception du Tokamak (taille et géométrie, chauffage, traitement des impuretés) et de la couverture. Pour un système plus performant, on peut redouter d'atteindre rapidement des puissances unitaires élevées (par l'effet de taille sur le Tokamak et l'amélioration des performances de la couverture). A moyen terme, les performances de la couverture et l'ensemble des cycles de combustible (tritium et noyaux fissiles) devront être évalués avec une précision croissante sur des configurations concrètes et complexes, au fur et à mesure que les options de conception se préciseront. En effet, les performances du système y sont très sensibles tant du point de vue de la régénération du tritium que du bilan énergétique.

24 Les premières études menées ont mis en lumière l'importance des problèmes liés : - au cycle du tritium ; - à l'évolution des matériaux dans l'environnement (première paroi, cyclages) (essais de modules de couvertures) ; - à la protection et à la sûreté. S'il paraît prématuré d'affirmer la nécessité d'une symbiose fusion-fission et d'en déterminer la forme optimale, l'étude de système des hybrides semble cohérente avec la recherche des orienta- tions pour la conception d'un réacteur de fusion prenant en compte l'ensemble des critères qui s'appliquent aux systèmes énergétiques. o o o REFERENCE [1] Status of Westinghouse Tokamak Hybrid studies. R.P. Rose presented at the second DMFE Fusion-Fission energy Systems review meeting - Washington, D.C [2] Elements d'évaluation d'un système hybride fusion-fission. D. JAGER, J.B. THOMAS, présenté à la réunion organisée à la SFEN, le (Note SERMA T-1242) [3] Measurements of the reaction rate distribution produced by a source of 14 Mev neutrons at the centre of a uranium metal pile. J.W. WEALE et al. Reactor Science and Technology, 1961, Vol. 14.