Plutonium produit par MWh nucléaire

Objectif : Estimer la quantité moyenne de plutonium (Pu total) produite par mégawattheure d'électricité (MWh_e) générée par le parc nucléaire français.
Contexte : Importance de la quantification du plutonium dans la stratégie française du cycle du combustible (cycle fermé, retraitement, MOX).
Pertinence :
Comptabilité matières et suivi des flux.
Optimisation de la gestion des déchets (transmutation).
Évaluation des ressources et planification à long terme (RNR).
Méthodologie :
Identification des réacteurs dominants (REP/PWR).
Mécanisme de formation du plutonium (U-238).
Analyse de la composition du combustible usé (Pu/tonne).
Détermination du rendement thermique moyen.
Calcul de la Pu/MWh_e.
Facteurs influençant (burnup, MOX).
Synthèse et fourchette d'estimation.
Périmètre : Limité aux informations des documents fournis.

Prédominance REP (PWR) : Standard après l'abandon de l'UNGG. Eau sous pression comme modérateur et caloporteur.
Composition par Paliers de Puissance :
900 MWe (CP0/CPY) : 32 réacteurs (915 MWe net, 2785 MWth).
1300 MWe (P4/P'4) : 20 réacteurs (1320 MWe net, 3817 MWth).
1450 MWe (N4) : 4 réacteurs (1450 MWe net, 4250 MWth).
1600-1650 MWe (EPR) : 1 réacteur (Flamanville 3, 1600 MWe net, 4324 MWth).
Puissance Installée Totale : ≈ 61.4 - 63 GWe (2ème/3ème mondial).
Standardisation : Économies d'échelle et optimisation, mais vulnérabilité en cas de problèmes techniques.
Tableau 1 : Synthèse des Caractéristiques des Paliers REP Français (voir tableau original).

Composition du Combustible Nucléaire :
UOX (UNE) : Oxyde d'uranium enrichi (3-5 % U-235, reste U-238).
MOX : Plutonium (≈ 8.5 %) issu du retraitement + uranium appauvri.
Mécanisme de Génération du Plutonium (Combustible UOX) :
Capture neutronique par U-238 : 238U + n → 239U
Désintégration bêta de U-239 (t₁/₂ ≈ 23 min) : 239U → 239Np + β⁻ + ν̅<0xE2><0x82><0x91>
Désintégration bêta de Np-239 (t₁/₂ ≈ 2.3 jours) : 239Np → 239Pu + β⁻ + ν̅<0xE2><0x82><0x91>
Résultat net : U-238 (fertile) → Pu-239 (fissile).
Formation des Isotopes Supérieurs du Plutonium : Captures neutroniques successives sur Pu-239, Pu-240, Pu-241 formant Pu-240 (fertile), Pu-241 (fissile, β⁻ → Am-241), Pu-242 (fertile, longue vie). Production de Pu-238 par voies complexes.
Dégradation Isotopique : Augmentation des isotopes supérieurs avec le burnup, diminuant la proportion de Pu-239.
Contribution du Plutonium à l'Énergie : 30-50 % de l'énergie en fin de cycle UOX provient de la fission du plutonium formé.
Considérations Spécifiques au Combustible MOX : Consommation nette des isotopes fissiles (Pu-239, Pu-241) et augmentation relative des isotopes pairs (Pu-240, Pu-242). Réduction nette du plutonium initial (≈ 30 % pour WPu-MOX). Réacteurs MOX : consommateurs nets de plutonium recyclé.

Base de Quantification : Masse de plutonium par tonne de métal lourd initial (kg Pu / tMHLi ou kg Pu / tUi).
Valeurs Rapportées :
≈ 12 kg Pu / t (REP 1300 MWe, 4.5 ans) [3].
≈ 10 kg Pu / t (≈ 1 % masse, dont 5.7 kg Pu-239) [28].
11.7 kg Pu / tUi à 47.5 GWj/t [26] :
Pu-239 : 6.1 kg
Pu-240 : 2.8 kg
Pu-241 : 1.5 kg
Pu-242 : 0.9 kg
Pu-238 : 0.4 kg
≈ 1 % (≈ 10 kg/t) à 40 GWj/t [27].
≈ 9.4 kg Pu / t (retraitement) [2].
≈ 1 % Pu [5].
Conclusion : Teneur en plutonium de l'ordre de 10 à 12 kg par tonne de combustible UOX usé (≈ 1 % masse) pour burnups typiques. 11.7 kg/t à 47.5 GWj/t [26] : référence précise.
Influence du Taux de Combustion (Burnup) :
Augmentation du burnup → légère augmentation du Pu total / tUi, mais augmentation proportionnellement plus importante de l'énergie extraite.
Augmentation du burnup → diminution de la proportion de Pu-239 au profit des isotopes supérieurs (dégradation isotopique) [15].
Tendance en France : augmentation du burnup [5].
Tableau 2 : Composition Typique d'une Tonne de Combustible UOX Usé (REP, 47.5 GWj/t) (voir tableau original).

Définition : η_th = Puissance Électrique Nette (P_e) / Puissance Thermique (P_th) [29].
Importance : Conversion de la production de plutonium (liée à l'énergie thermique) en production par unité d'énergie électrique.
Valeurs de Rendement par Palier :
900 MWe : η_th ≈ 32.8 % (915 MWe / 2785 MWth) [17].
1300 MWe : η_th ≈ 34.6 % (1320 MWe / 3817 MWth) [17, 21].
1450 MWe (N4) : η_th ≈ 34.1 % (1450 MWe / 4250 MWth) [17] (note sur incohérence).
EPR : η_th ≈ 37.0 % (1600 MWe / 4324 MWth) [17].
Dissipation Thermique : 63 % à 67 % de l'énergie thermique est dissipée. EPR : rendement amélioré [17].
Rendement Moyen Pondéré du Parc : ≈ 33.8 %.
Tableau 3 : Rendements Thermiques Estimés des Paliers REP Français (voir tableau original).

Méthode 1 : Basée sur la Composition du Combustible Usé et le Rendement
Production de Pu par unité d'énergie thermique : ≈ 0.246 kg Pu / GWj_th (11.7 kg Pu / tUi pour 47.5 GWj_th / tUi).
Conversion en TWh_th : ≈ 10.25 kg Pu / TWh_th (1 GWj_th = 0.024 TWh_th).
Conversion en TWh_e (η_avg = 0.338) : ≈ 30.3 kg Pu / TWh_e.
Conversion en g/MWh_e : ≈ 0.0303 g Pu / MWh_e.
Méthode 2 : Basée sur une Donnée Directe de Production [25]
27 - 30 kg Pu / TWh_e (tendance de diminution avec l'augmentation du burnup).
Comparaison et Cohérence : Les deux méthodes donnent des résultats très proches, renforçant la fiabilité de l'ordre de grandeur de 27-30 kg Pu / TWh_e pour l'UOX.

Taux de Combustion (Burnup) :
Augmentation → légère diminution de la Pu/GWj_th (expliquant la tendance 30 ↘ 27 kg Pu/TWh).
Augmentation → dégradation isotopique.
Objectif principal : optimisation de l'uranium et réduction du combustible usé.
Recyclage en Combustible MOX :
Utilisation dans une part significative des réacteurs 900 MWe (18-22 autorisés, ≈ 10 % production).
Réacteurs MOX : consommateurs nets de plutonium recyclé (≈ 30 % consommation nette pour WPu-MOX [27]).
Effet sur la moyenne du parc : Diminution de la production nette moyenne (estimation indicative de 10-15 % de réduction).
Type de Réacteur et Rendement : Réacteurs plus efficaces (EPR) → moins de Pu/MWh_e. Impact actuel limité, mais potentiel futur.

Taux de Production de Référence (UOX) : 27 à 30 kg Pu / TWh_e.
Modulation par le Recyclage MOX : Réduction estimée de 10-15 %.
Estimation Proposée pour le Parc : 23 à 27 kg Pu / TWh_e.
Conversion en g/MWh_e : 0.023 à 0.027 g Pu / MWh_e.
Incertitudes et Précautions : Variabilité du burnup, rendement thermique (incohérence N4), bilan MOX (estimation), actualité des données, définition (Pu total, production nette moyenne).

Synthèse des Résultats : Production nette moyenne de plutonium : 23 à 27 kg Pu / TWh_e (0.023 à 0.027 g Pu / MWh_e).
Facteurs Déterminants : Physique nucléaire, rendement thermodynamique, stratégie de cycle (retraitement/MOX), burnup.
Implications : Gestion du cycle, utilisation des ressources (RNR), gestion des déchets (radiotoxicité, transmutation).
Conclusion Finale : L'estimation fournit un ordre de grandeur fiable de la production nette moyenne de plutonium associée à l'électricité nucléaire en France, reflétant l'équilibre UOX production / MOX consommation.