. .. Parcs-mixtes-rep/rnr-isogénérateurs--méthodologie-d'analyse, 152 4.1.1 Cadre de l'étude, p.155

. .. Analyse-des-résultats, 159 4.2.1.2 Ce qu'il faut retenir pour les défauts de chargement

. .. Parcs-À-l'équilibre, , vol.187

. .. Introduction-de-réacteurs-rnr-incinérateurs-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-.-;-expérience, 194 4.3.1 Parcs symbiotiques pour une stabilisation du plutonium en cycle

. .. Stratégies, 4.3.2 Réduction de l'inventaire des transuraniens en cas de phase out après un parc 100% REP

. .. Conclusion-du-chapitre,

, Chapitre 5

, Des scénarios réalistes : application à un parc proche du cas français

. .. Analyse-des-résultats, 217 5.5.2 Conséquence du déploiement anticipé de quelques unités, p.218

. .. Conclusion-du-chapitre, Mise en service de l'EPR-UOX

, environ 16 ans est nécessaire pour permettre à la fois le remplacement des REP par les EPR et la démonstration de faisabilité à partir de 2039 du réacteur ASTRID isogénérateur de plutonium d'une puissance électrique de 600 M W e . La fabrication des combustibles pour le réacteur ASTRID est réalisée, entre 2039 et 2053, en utilisant les combustibles REP-UOX usés, puis, entre 2054 et 2055, en utilisant les combustibles REP-MOX usés. Le deuxième palier, appelé Palier B, débute ensuite autour de l'année 2055 et s'étend jusqu'en 2085

M. W-e-en, Les combustibles présents en cycle sont toujours de type UOX, MOX et URE et le cycle stabilisé se composerait de 22 EPR-UOX, 10 EPR-MOX 30%, 4 EPR-URE, 2 RNR-Na et 1 ASTRID. La part de la puissance produite par les 3 RNR-Na est d'environ 4,5%. Les combustibles RNR-MOX, en plus du réacteur ASTRID, permettant le bi-recyclage des combustibles REP-UOX usés : en EPR-MOX puis en RNR-MOX, 2055.

. Le-troisième and C. Palier, étend de l'année 2086 environ à l'année 2150, a pour objectif de stabiliser les inventaires en plutonium en cycle. Pour cela, il prévoit jusqu'en 2120 environ, le déploiement de 12 RNR-Na surgénérateurs de plutonium, d'une puissance électrique de 1450 M W e et le remplacement des combustibles UOX et URE en EPR par des combustibles MOX

I. E. Epr-mox-100%, dont tous les assemblages sont chargés avec du combustible MOX, et 12 RNR-Na. Ainsi, la part de la puissance produite par les RNR-Na est d'environ 31%

, Ils sont surgénérateurs de plutonium et doivent améliorer la qualité isotopique du plutonium provenant des combustibles EPR-MOX usés afin de permettre le recyclage des combustibles RNR-MOX usés à la fois en RNR-Na et en EPR. Cette strate permet donc la mise en place du multi-recyclage du plutonium. Le quatrième palier ou Palier D1 débute en 2150 et prévoit le remplacement progressif de tous les EPR par des RNR-Na isogénérateurs de plutonium d

. M-w-e, Ce palier permet l'indépendance vis-à-vis de l'uranium naturel et la stabilité des inventaires de plutonium en cycle

. L'étude-de-parcs, réalistes" menée dans la section suivante, s'inspire des paliers A, B et C du scénario de référence présenté en 2015, cependant de nombreuses modifications sont apportées. Le scénario principal est présenté ci-dessous, 1982.

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, Évolution et répartition de la consommation d'énergie primaire dans le monde en, 2017.

. .. , Évolution et répartition de la production d'électricité dans le monde, graphiques issus du site Connaissance des Énergies [5]

, les flèches en pointillés correspondent à des étapes non-opérationnelles en 2017, 2017.

, Représentation schématique du coeur actif du démonstrateur ASTRID dans sa configuration isogénératrice de plutonium

, Représentation schématique du scénario de référence pour le déploiement des RNR, proposé en 2015 par le CEA et ses partenaires industriels, issue du Dossier CEA, 2015.

, Sections efficaces de capture et de fission (a) de l' 235 U , (b) de l' 238 U et (c) de l' 239 P u

-. Rep-mox and . .. Rnr-mox, Spectres en énergie des neutrons pour un combustible REP

, Chaîne de production des principaux actinides dans le cycle nucléaire français, vol.29, p.24

, Représentation de la démarche d'analyse des scénarios utilisée dans ce travail, p.27

, Représentation de la prise en compte de potentielles disruptions, p.28

]. .. , , p.32

, Schéma de fonctionnement du modèle d'irradiation du combustible monozone, p.33

, Exemple du tirage de quatre points par la méthode du LHS dans un espace à deux dimensions

. .. Exemple-d'architecture-d'un-perceptron-multicouche, , p.35

.. .. Exemple-d'un-réseau-simple,

, Cas simple de minimisation de la fonction de coût

. Représentation and . .. Vesta, 45 2.2 Coupes de la modélisation du réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium avec le code MCNP6

, Visualisation d'un assemblage combustible (a) avec le réseau d'aiguille combustible, (b) avec la notation des différentes grandeurs du réseau principal, p.48

, Évolution (a) du k ef f pour les trois compositions d'intérêt et (b) de l'écart entre la référence et les combustibles A et B

. .. , Évolution (a) des inventaires en plutonium et (b) en plutonium 239, (c) de la qualité du plutonium, pour les trois combustibles d'intérêt, vol.84

, Variation (a) du k ef f ou (b) de l'incertitude statistique associée et du temps de calcul sur 28 coeurs en fonction du nombre de neutrons sources simulés dans les cycles actifs des simulations Monte-Carlo

, Évolution du k ef f au cours de l'irradiation pour les 50 évolutions ne différant que par la graine aléatoire utilisée pour les calculs Monte-Carlo, p.88

, Évolution du coefficient de multiplication effectif des neutrons pour (a) la configuration isogénératrice et (b) la configuration incinératrice de plutonium, en fonction du burnup du réacteur et de la masse initiale de plutonium chargée en coeur

, Variation de réactivité pendant l'évolution pour (a) la configuration isogénératrice et (b) la configuration incinératrice de plutonium, en fonction de la masse de 239 P u et de 241 P u chargée en coeur, en début d'irradiation, et la valeur du coefficient multiplicateur de neutrons en début de cycle, p.94

, Évolution de la section efficace de fission du plutonium 239 dans la zone fissile interne supérieure (Zone 1 ) en fonction du burnup global du réacteur, p.95

, 31 (a) Évolution de la puissance produite dans la zone fissile interne supérieure (Zone 1 ) en fonction du burnup global du réacteur et du rapport des teneurs en plutonium en début de cycle. (b) Relation entre les puissances fissiles du coeur interne et la puissance de la zone fissile externe en début de cycle, Évolution du flux neutronique dans la zone fissile interne supérieure (Zone 1 ) en fonction du burnup global du réacteur, p.96

, Évolution de l'inventaire total en plutonium en fonction du burnup et de la masse initiale de plutonium chargée

, Variation de l'inventaire en plutonium pendant l'évolution pour (a) la configuration isogénératrice et (b) la configuration incinératrice de plutonium en fonction de la masse de 239 P u et de 241 P u chargé en début d'irradiation et la valeur du coefficient multiplicateur de neutrons en début de cycle, p.97

, Évolution de l'inventaire total en actinides mineurs en fonction du burnup et de la masse initiale de plutonium chargée

, Vue en coupe radiale et axiale de la version simplifiée de l'ESFR disponible dans le code CLASS

, Rapport entre la teneur plutonium interne et la teneur plutonium externe en fonction de la puissance interne ou externe, à 0 GW

, Schéma de principe du fonctionnement du modèle de fabrication du combustible multizone à teneurs ajustées en plutonium, adapté au cas du réacteur de type ASTRID

, Schéma de la structure des perceptrons multicouches utilisés par le modèle de fabrication du combustible multizone à teneurs ajustées en plutonium, adaptés au cas du réacteur de type ASTRID

. .. , Interpolation par une gaussienne des déviations induites à 0 GW.j/t par le prédicteur de k ef f pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium en magenta et le concept incinérateur de plutonium en turquoise

, Schéma de principe du fonctionnement du modèle d'irradiation multizone, p.117

, Schéma de la structure des perceptrons multicouches utilisés par le modèle d'irradiation du combustible multizone, adaptés au cas du réacteur de type ASTRID

, Écart relatif, pour chaque zone combustible, entre la section efficace moyenne de fission du 239 P u issue de la base de vérification et la section efficace correspondante prédite par le perceptron multicouche, à 115,5 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium, p.119

, Spectres en énergie des neutrons en début de cycle pour deux zones du réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium chargé avec le combustible de référence : en magenta la couverture fertile externe et en bleu la zone fissile interne supérieure. Spectres obtenus à partir d'un calcul réalisé avec le code MCNP

, Écart relatif, pour chaque zone combustible, entre la section efficace moyenne de capture ou (n,2n) du 239 P u issue de la base de vérification et la section efficace correspondante prédite par le perceptron multicouche, à 115,5 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium, p.121

, Écart relatif, pour chaque zone combustible, entre la section efficace moyenne de fission du 239 P u issue de la base de vérification et la section efficace correspondante prédite par le perceptron multicouche, à 100 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID incinérateur de plutonium

, Déviations induites, pour chaque zone combustible, par le prédicteur de flux moyen, à 115,5 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Écart relatif, pour chaque zone combustible, entre la puissance moyenne extraite de la base de vérification et la puissance correspondante prédite par le perceptron multicouche d'observable de sortie P z (t), à 100 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID incinérateur de plutonium

, Écart relatif, pour chaque zone combustible, entre l'inventaire en 239 P u extrait de la base de vérification et l'inventaire correspondant estimé par le modèle d'irradiation multizone, à 115,5 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Écart relatif, pour la zone fissile interne, entre l'inventaire en 239 P u extrait de la base de vérification et l'inventaire correspondant, estimé par le modèle d'irradiation multizone utilisant le perceptron multicouche d'observable de sortie P z , en fonction de la teneur en plutonium, à 100 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID incinérateur de plutonium

É. Relatif, entre l'inventaire extrait de la base de vérification et l'inventaire correspondant estimé par le modèle d'irradiation multizone utilisant le perceptron multicouche d'observable de sortie ? z , à 115,5 GW.j/t, pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Évolution de la puissance du parc lorsque l'usine de fabrication des combustibles RNR utilise S2 en bleu ou S1 et S2 en vert. (b) Sélection à 120 ans des couples formés par la fraction de REP-MOX et le nombre de RNR lorsqu'il y a missload et que l'usine

, Sélection à 120 ans des couples formés par la fraction de REP-MOX et le nombre de RNR lorsqu'il y a missload et que les combustibles RNR usés sont entreposés dans S2 en bleu et dans S1, Évolution de la puissance du parc lorsque les combustibles RNR usés sont entreposés dans S2 en bleu et dans S1 en vert. (b)

, Évolution de la quantité moyenne de plutonium dans chaque zone du réacteur de type ASTRID, dans le cas B : les zones fissiles interne supérieure en jaune, interne inférieure en rouge, externe en bleue foncé, la plaque fertile interne en vert, les couvertures fertiles interne en rose, externe en bleu clair, p.166

. Évolution and B. Le-cas, dans les zones fertiles : la plaque fertile interne en vert, la couverture fertile interne en rose et externe en bleu clair et (b) dans les zones fissiles : qualité moyenne en fonction de la teneur moyenne en plutonium des zones fissiles

, Évolution de la quantité de plutonium en RNR au cours des irradiations successives, coloration en fonction de la teneur en plutonium moyenne, (a) pour le cas A et (b) pour le cas B

, Évolution de la qualité de plutonium en RNR au cours des irradiations successives, coloration en fonction de la teneur moyenne en plutonium, (a) pour le cas A et (b) pour le cas B

, Évolution de la quantité (a) et de la qualité (b) de plutonium en RNR au cours des irradiations successives des scénarios du cas B lorsque l'usine de fabrication utilise seulement l'entreposage S2 avec une stratégie LIFO en bleue et FIFO en jaune

, Variation de la quantité de plutonium en cycle en fonction du burnup des REP-UOX et de la fraction des REP-MOX dans la phase b, à 65 ans pour le cas B

, (a) sur la quantité de plutonium et (b) sa qualité dans les REP-UOX, (c) sur la teneur en plutonium dans les REP-MOX ; (d) impact de la fraction des REP-MOX dans la phase b sur la quantité de plutonium dans les REP-MOX

, Évolution de la quantité de plutonium en cycle en fonction du burnup des REP-UOX, (a) dans le cas A et (b) dans le cas B

, Évolution de la teneur en plutonium des combustibles REP-MOX lorsque les combustibles RNR neufs sont fabriqués à partir de la matière fissile disponible présente dans S1 et S2 suivant la stratégie de classement, en turquoise pour LIFO et en corail pour FIFO : (a) dans le cas A et (b) dans le cas B, dans ce cas les combustibles RNR usés sont déchargés dans

, Évolution de la qualité du plutonium présent dans S1 en bleu, dans S2 en rouge et en S3 en beige, pour les scénarios du cas A

, Évolution de la teneur en plutonium des combustibles REP-MOX en fonction de l'entreposage où sont déchargés les combustibles RNR-MOX usés : déchargement dans S1 en vert et dans

, Évolution de la quantité moyenne par RNR d'actinides mineurs en rouge, d'américium en bleu foncé incluant l'américium 241 en bleu clair, de neptunium en jaune et de curium en vert, pour le cas B

, Évolution de la quantité moyenne par RNR de neptunium pour le cas B, en fonction (a) de la teneur moyenne en plutonium des zones fissiles, (b) de la stratégie de gestion des entreposages utilisée pour la fabrication des combustibles RNR neufs : LIFO en rouge et FIFO

, Évolution de la quantité moyenne par RNR de curium pour le cas B, en fonction (a) de la teneur moyenne en plutonium, (b) de la stratégie de gestion des entreposages utilisée pour la fabrication des combustibles RNR neufs : LIFO en rose et FIFO en turquoise

, Évolution, suivant la stratégie de gestion des entreposages utilisée pour la fabrication des combustibles RNR neufs (LIFO en rouge, FIFO en turquoise), de la quantité moyenne par RNR (a) d'américium 241, (b) d'américium total, p.178

, (a) de S in RN R pour une stratégie FIFO, en beige S in RN R correspond à S2 et en rose S in RN R correspond à S1 et S2, (b) de S out RN R pour une stratégie LIFO et S in RN R correspondant à S2, en bleu S out RN R correspond à S1 et en vert S out RN R correspond à S2, p.179

, Impact du burnup des REP-UOX et de la part de la puissance totale produite par les REP-MOX, en phase b i.e. à 65 ans, sur la quantité totale (a) de neptunium, (b) d'américium et (c) de curium

, Impact du burnup des REP-UOX et de la part de la puissance totale produite par les REP-MOX, en phase c i.e. à 120 ans, sur la quantité totale (a) de neptunium, (b) d'américium et (c) de curium

, Évolution de la quantité totale d'actinides mineurs en rouge, d'américium en bleu foncé incluant l'américium 241 en bleu clair, de neptunium en jaune et de curium en vert, (a) pour le cas A, (b) pour le cas B

, Évolution de la quantité totale (a) d'actinides mineurs et (b) de plutonium 241 pour le cas B en fonction de la stratégie de classement des matières utilisées pour la fabrication des combustibles RNR-MOX : LIFO en rouge et FIFO

, Évolution de la quantité d'actinides mineurs (a) en cycle et (b) aux déchets en fonction du nombre de RNR déployés dans la phase c des scénarios du cas B, vol.183

, Évolution de la quantité d'actinides mineurs en rouge, d'américium en bleu foncé, d'américium 241 en bleu clair, de neptunium en jaune et de curium en vert aux déchets dans les scénarios du cas B

, Évolution des inventaires en cycle de plutonium et d'actinides mineurs en fonction du temps et du burnup

, Schéma des différentes installations considérées dans le code CLASS pour un parc à l'équilibre dans lequel les RNR sont surgénérateurs de plutonium, p.186

, Schéma des différentes installations considérées dans le code CLASS pour un parc à l'équilibre dans lequel les RNR sont incinérateurs de plutonium, p.187

, Évolution de la répartition de puissance par type de réacteur en cycle pour le cas C

, Caractérisation des scénarios présentant des défauts de chargement, en rouge dans le cas où seul S2 est utilisé pour la fabrication du combustible des RNR et où seul S1 est utilisé pour le déchargement des combustibles usés des RNR, en bleu dans le cas où les combustibles RNR sont déchargés dans S2 utilisé pour la fabrication des combustibles RNR, et en vert dans le cas où les combustibles RNR sont fabriqués à partir des matières de S1 et de

, Impact des paramètres BU U OX et F b M OX sur les défauts de chargement lorsque les combustibles RNR sont fabriqués à partir des matières de S1 et de S2, p.189

, burnup des REP-UOX, (b) total après 60 ans en fonction du burnup des REP-UOX et (c) en cycle en fin de scénario en fonction du burnup des REP-UOX et de la fraction de la puissance produite par les REP-MOX en phase b

, Évolution de la qualité du plutonium (a) en cycle et (b) dans l'entreposage S2 en vert lorsque les RNR se déchargent dans S1 et en bleu dans S2, p.191

, Évolution de la quantité de plutonium contenue dans les usines, les piscines et les entreposages après 60 ans lors du déploiement d'un RNR en violet et de 20 RNR en bleu foncé

, Évolution de la quantité totale d'actinides mineurs en rouge, d'américium en bleu foncé, d'américium 241 en bleu clair, de neptunium en jaune et de curium en vert

C. .. , Évolution de la quantité totale d'actinides mineurs et de plutonium en fonction du burnup des REP-UOX en phase a et b, pour le cas, p.194

, Définition du plan d'expérience pour l'exploration des scénarios symbiotiques mettant en oeuvre le multi-recyclage dans les RNR incinérateurs de plutonium 195

, de (a) la quantité de plutonium et de (b) la qualité du plutonium, au cours des irradiations successives, coloration en fonction de la teneur moyenne en plutonium

, Inventaire (a) en plutonium et (b) en transuraniens présents en cycle en fonction du temps et du nombre de réacteurs de type ASTRID incinérateur déployés

, Définition du plan d'expérience pour l'exploration des scénarios mettant en oeuvre les RNR pour incinérer le plutonium produit dans un parc de REP, p.199

, Évolution de l'inventaire de transuraniens en cycle mettant en oeuvre 20 RNR ou 1 RNR

, Proposition de déploiement progressif des RNR issue du scénario de référence en, 2015.

. .. , Chronologie des paliers successifs simulés dans le code CLASS, p.207

, Schéma des différentes installations considérées dans les simulations réalisées avec le code CLASS suivant les paliers A, B et C, illustrant l'évolution des options de recyclages

, Paramètres des simulations de scénarios réalistes

, Évolution du nombre de RNR en fonction des paramètres P 1 , P 2 et P 3, p.210

, Évolution de la puissance entre 1975 et 2040 en fonction du paramètre P 1 , en turquoise lorsque P 1 vaut 60 et en rose lorsque P 1 vaut 30, p.213

. .. , Évolution de la part de la puissance du parc produite par chaque type de réacteurs simulés entre 2010 et 2040 lorsque P 1 vaut 30, p.213

, Évolution de la puissance au cours des scénarios, en bleu lorsque P 1 = 60 et en rose lorsque P 1 = 30

, Évolution des quantités de plutonium dans S1 au cours des scénarios présentant des défauts de chargement (a) lorsque P 1 = 60 : en bleu pour 60/1/0, en rose pour 60/1/1 et en gris pour 60/0/1 et (b) lorsque P 1 = 30

, Évolution de la quantité de plutonium en cycle lorsque P 1 = 30 et qu'il n'y a pas de défaut de chargement : en rouge le cas 30/0/0, en bleu le cas 30/0/1 et en beige le cas 30/1/1

. .. , Évolution de la quantité de plutonium dans les différents entreposages lorsque P 1 = 30, P 4 = 1,02 et qu'il n'y a pas de défaut de chargement : en rouge le cas 30/0/0, en bleu le cas 30/0/1 et en beige le cas 30/1/1, p.220

, Évolution en fonction de la valeur du P 4 de la quantité de plutonium dans les RNR pour le scénario 30/1/1

, lorsque P 1 = 30 et P 4 = 1,02, en rouge le cas 30/0/0, en bleu le cas 30/0/1 et en beige le cas 30/1/1, Évolution de la teneur en plutonium moyenne dans les REP-MOX, en (%)

, Liste des tableaux

, Données principales relatives au concept de REP utilisé pour les modèles présents dans le code CLASS [42]

, Hauteur des différentes régions du coeur du réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Dimensions relatives à l'assemblage combustible

, Dimensions relatives à l'aiguille combustible

, Dimensions relatives aux assemblages spéciaux

. .. , 52 2.6 Volumes et masses des six zones combustibles du réacteur isogénérateur de plutonium, Vecteurs isotopiques de l'U O 2 et du P uO 2 de la composition de référence du réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Composition de référence des combustibles en proportion atomique, p.53

, Concentrations atomiques du B 4 C et du sodium

). .. , 54 2.10 Concentration atomique des compositions issues du réacteur de recherche Joyo (en atome/(cm.barn)), Concentrations atomiques des aciers de structure (en atome/(cm.barn)

, Hauteur des différentes régions du coeur du réacteur de type ASTRID incinérateur de plutonium

, Vecteur isotopique de l'U O 2 , du P uO 2 et du AM O 2 pour la composition de référence du réacteur de type ASTRID incinérateur de plutonium, et composition en proportion atomique

, des deux zones combustibles du réacteur incinérateur de plutonium

, Paramètres des simulations de référence réalisées avec le code MCNP6, p.58

, Paramètres des simulations de référence réalisées avec le code VESTA2.2, p.59

, Variation entre la fin de cycle et le début de cycle des quantités de plutonium par zone pour les réacteurs de type ASTRID dans leur configuration de référence 63

, Récapitulatif des erreurs induites par les différentes hypothèses de modélisation 73

, k ef f et ? ef f calculés par simulation Monte-Carlo dans les différents tests d'effet de vidange du sodium dans les réacteurs de type ASTRID, à 0 GW.j/t et à 103 GW

, Coefficients de vidange calculés pour les différents tests d'effet de vidange du sodium dans les réacteurs de type ASTRID

, Coefficients Doppler calculés à 0 GW.j/t et à 103 GW.j/t pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Poids des barres de commandes estimé à 0 GW.j/t, 38,5 GW.j/t et 103 GW.j/t pour la composition de référence et une composition REP-MOX usé chargées dans le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium, p.79

, Récapitulatif des principaux paramètres utilisés pour les simulations présentées dans l'étude des systèmes de référence

. .. Vecteurs-isotopiques-de-deux-combustible-extrêmes, 81 2.25 k ef f , ? ef f et CV calculés à 0 GW.j/t dans deux cas de vidange du sodium considérés, pour deux combustibles différents

, Coefficients Doppler calculés à 0 GW.j/t et à 103 GW.j/t pour le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, par zone exprimées en (%) pour l'isogénérateur ; les valeurs en début de cycle, puis l'incertitude maximale observée au cours de l'évolution, puis les valeurs en fin de cycle, Incertitudes statistiques à 1·? pour les flux neutroniques et les puissances dégagées

, Incertitudes statistiques à 1·? pour les inventaires des principaux isotopes de l'uranium, du plutonium et de l' 241 Am, en fin de cycle par zone, exprimées en (%) pour l'isogénérateur

, par zone exprimées en (%) pour l'incinérateur ; les valeurs en début de cycle, puis l'incertitude maximale observée au cours de l'évolution, puis les valeurs en fin de cycle, Incertitudes statistiques à 1·? pour les flux neutroniques et les puissances dégagées

, Incertitudes statistiques à 1·? pour les inventaires des principaux isotopes de l'uranium, du plutonium et de l' 241 Am, en fin de cycle par zone, exprimées en (%) pour l'incinérateur

, Définition des bornes en (%) des bases de données générées, p.92

, Bornes de variation des paramètres tirés par la méthode du LHS pour déterminer les compositions initiales des combustibles chargées dans la version simplifiée de l'ESFR

, Bornes de variation des paramètres tirés par la méthode du LHS pour déterminer les compositions initiales des combustibles chargés dans la version modulable

, Principaux paramètres de simulation utilisés pour la construction des bases de génération et de vérification associées au réacteur de type ASTRID, p.109

, Écart relatif des déviations induites par le prédicteur de sections efficaces moyennes par zone et des incertitudes statistiques pour la

, Écart relatif des déviations induites par le prédicteur de sections efficaces moyennes par zone et des incertitudes statistiques pour la réaction (n,2n) du 239 P u, à 115,5 GW.j/t, dans le réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Déviations induites par le prédicteur de sections efficaces moyennes par zone pour le 239 P u dans la zone fissile interne supérieure (zone 1) et la couverture fertile externe (zone 6), à 115,5 GW.j/t. Ces résultats utilisent les couples de bases haute et faible statistique Monte-Carlo du réacteur de type ASTRID isogénérateur de plutonium

, Écart relatif entre les déviations moyennes induites par les modèles d'irradiation monozone et multizone sur les inventaires des principaux actinides, en fin de cycle, pour les réacteurs de type ASTRID isogénérateur et incinérateur de plutonium

, Indices de Sobol du premier ordre et totaux estimés pour la puissance totale prédite du réacteur de type ASTRID isogénérateur en début de cycle, p.149

, Variables d'entrée échantillonnées pour l'étude des parcs mixtes REP/RNR simplifiés

, Quantités totales des actinides mineurs à 120 ans pour les scénarios des familles A et B

. .. , Production d'actinides mineurs dans les REP et les RNR puis dans les entreposages associés, évaluations effectuées à partir du cas A, p.193

, Inventaire à l'équilibre en plutonium et production d'actinides mineurs pour différentes stratégies de parc. Les valeurs concernant la stratégie de multirecyclage en REP viennent de [93]

. .. -mox, scénario suivant les paramètres P 1 /P 2 /P 3 , avec le nombre de REP-UOX, puis de REP-MOX 30%, puis de REP-MOX 100%, puis de RNR, p.211

, Chronologie du déploiement simulé des REP en fonction de leur puissance électrique, les cases grisées correspondent aux REP-MOX, le changement du type de combustible a eu lieu aux environs de la seconde date présente dans ces cases

, Facteur de charge moyen pour chaque REP, calculé entre leur construction et 2015, les cases grisées correspondent aux REP-MOX, la première valeur est le facteur de charge avant le changement de combustible, la seconde après le changement

, Inventaires supérieurs à 100 kg dans S1 et S2 en 2040 pour les principaux actinides