Le systeme de protection a pour mission d’assurer la bonne tenue des differentes barrieres en cas d’accident sur l’installation nucleaire.

Il comprend deux ensembles de moyens de protection de l’installation :

• le systeme d’arret automatique

Ce systeme conduit a un arret rapide du reacteur par chute dans le creur de grappes de crayons absorbants et a l’arret de la turbine par fermeture des vannes reglant l’admission de la vapeur a la turbine. Le signal d’arret automatique est fourni par differentes chaines de protection, chaque chame etant constituee d’un dispositif de
mesure d’une ou plusieurs grandeurs caracterisant l’etat du reacteur (puissance, tem­perature, debit…), d’une chaTne de traitement des informations analogique pour le palier 900 MWe et numerique pour les paliers 1300 MWe et N4 et d’un dispositif de comparaison de l’information ainsi generee a une valeur predeterminee (seuil d’ar­ret automatique ou point de consigne d’arret automatique), le depassement du seuil conduisant alors a l’arret automatique.

• le systeme de sauvegarde

L’action d’arret automatique du reacteur peut parfois s’averer insuffisante a court ou a long terme et doit etre completee par des actions dites de sauvegarde. Il s’agit essentiellement:

— du demarrage du systeme d’injection de securite (RIS) qui permet, en cas de breche primaire, de compenser la perte de fluide primaire et, en cas de breche secondaire, de compenser l’augmentation de reactivite du creur resultant de son refroidissement par injection d’eau boree dans le primaire;

— du demarrage de l’eau alimentaire de secours (ASG) assurant la realimentation en eau des generateurs de vapeur en cas de perte de l’eau alimentaire normale (perte du reseau, rupture de tuyauterie d’eau alimentaire normale, …);

— du demarrage de l’aspersion dans l’enceinte (EAS) en cas de breche primaire et secondaire;

— du demarrage de systemes assurant des actions d’isolement de l’enceinte, des lignes vapeur ou de l’eau alimentaire normale.

Nous limiterons la presentation du systeme de protection au systeme d’arret automa­tique du reacteur et plus precisement a l’aspect protection du creur (integrite de la pre­miere barriere). La protection du circuit primaire est en effet assuree par le systeme d’arret automatique mais egalement par d’autres systemes (vannes et soupapes installees sur les circuits primaires et secondaires, intervention des systemes de sauvegarde).

Une variation de puissance, par deplacement des groupes de regulation de puissance ou de variation de temperature, se traduit essentiellement par un effet axial sur la distribution du flux et entraTne une modification de la distribution de I’135I et du 135Xe.

L’effet local se decompose en plusieurs phases d’evolution differentes qui peuvent conduire a la generation de ce que l’on appelle une oscillation xenon.

Le mecanisme de l’oscillation xenon est le suivant (figure 9.8) :

• Phase A

En regime permanent, la distribution axiale de puissance, des concentrations en 135I et 135Xe sont en phase.

• Phase B

Une modification de la distribution axiale de puissance, lors de I’insertion d’un groupe de grappes par exemple, va rompre l’equilibre entre la production, par de — croissance radioactive de l’135I, et la consommation de 135Xe, par capture neutro — nique. Dans les premiers instants du transitoire, les distributions en 135I et 135Xe restent inchangees alors que la puissance est poussee vers le bas du creur.

• Phase C

Dans le haut du creur, du fait de la baisse du flux :

— la concentration en 135I diminue,

— le 135Xe disparaTt plus lentement. Il commence a s’accumuler et provoque par empoisonnement une baisse de la reactivite.

Dans le bas du creur, du fait de la hausse du flux :

— la concentration en 135I augmente,

— le 135Xe disparaTt plus rapidement et provoque une hausse de la reactivite.

Cette redistribution de la reactivite entre les regions du creur tend a amplifier le phenomene de desequilibre avec un maximum atteint au bout de 7 a 8 heures de transitoire.

• Phase D

Au bout de ces 7a 8 heures :

— dans le haut du creur, la diminution de l’135I entraTne un deficit de produc­tion du 135Xe dont la concentration commence a decroTtre ce qui entraTne une augmentation de la reactivite.

— dans le bas du creur, l’accumulation de l’135I compense la disparition du 135Xe dont la concentration commence a croTtre. II s’ensuit une baisse de la reactivite par empoisonnement.

Ce processus se poursuit au cours du temps et on obtient une repartition spatiale de la puissance proche de la situation initiale au bout de 17 a 18 heures. Les concen­trations en 135I et 135Xe sont cependant fortement desequilibrees.

• Phase E-F

Le phenomene s’inverse et le pic de puissance bascule vers le haut du creur. La periode de cette oscillation est de l’ordre de 35 heures.

On essaie, en general, d’eviter ce phenomene oscillatoire qui complique le maintien du reacteur dans son domaine de fonctionnement et provoque des pics de puissance inadmissibles prejudiciables a la sQrete du creur. Pour cela, l’exploitant applique des regles de pilotage appropriees.

La stabilite d’un reacteur vis-a-vis des oscillations xenon depend :

• des dimensions du reacteur, les REP 1300 MWe etant theoriquement moins stables que les REP 900 MWe en raison d’une hauteur active plus elevee;

• des caracteristiques neutroniques du combustible comme le spectre et l’enrichisse — ment;

• de la distribution de flux et du niveau de flux;

• des contre-reactions.

C’est essentiellement a cause des oscillations xenon que I’on a impose un controle du desequilibre axial de puissance.

9.1.3.2.3.1. Suivi de charge

Les variations de charge en Mode A demandent un controle strict de la distribution axiale de puissance sur le palier bas dans la bande AIref±5 % PN afin de conserver a tout moment la possibilite de remonter en puissance sans palier a 87 % PN.

Le mode A assoupli permet de supprimer dans un domaine plus vaste la contrainte d’un palier de stabilisation.

9.1.3.2.3.2. TSiSrSglage

Le telereglage en mode A n’est possible que parce que le groupe D reprend instantanement le defaut de puissance dans une bande de ± 5 % PN. Le retour d’experience montre que durant ces transitoires, le point de fonctionnement (Pr, ЛІ) decrit une ellipse centree sur le ЛІ,-^. Il apparaTt des situations a I’exterieur de la bande ЛігЄ ± 5 % PN, aussi bien a gauche qu’a droite, qu’il faut comptabiliser compte-tenu des Specifications Techniques d’Exploitation : 1 heure de sortie de la bande de reference sur les 12 dernieres heures.

Le mode A assoupli permet de s’affranchir de la contrainte de comptabilisation de sortie de la bande ЛігЄ± 5 % PN et permet, theoriquement, un telereglage dans une bande de 8 % PN en pratique.

Dans les annees 1980, EDF, qui dispose d’un parc tres jeune, s’oriente vers un allongement des campagnes, essentiellement pour ameliorer la disponibilite du parc et reduire les doses integrees par le personnel lors des arrets de tranches.

Du rechargement standard, par tiers de creur enrichissement 3,25 % a longueur de campagne de douze mois pour le 900 MWe (290 jepp), on envisage alors a terme un re­chargement par tiers de creur enrichissement a 4,2 %. Une etape intermediate est retenue avec un enrichissement a 3,7 % toujours par tiers de creur compatible avec un taux de combustion moyen lot de 39 GWj/t. Six tranches sont alors renouvelees selon ce mode de rechargement, qui necessite l’utilisation d’oxyde mixte de Gadolinium Gd2O3 melange a l’oxyde d’uranium dans un certain nombre d’assemblages (figure 2.2).

EDF engrange alors une bonne experience de ce poison neutronique avec plus de 300 assemblages irradies en reacteur sur ce palier, des teneurs en gadolinium comprises entre 7 % et 9 %, le support UO2 etant constitue d’uranium appauvri ou enrichi a 1,8 ou 2,4 % (tableau 2.1). Les campagnes correspondantes ont des longueurs de l’ordre de 330 jepp, ce qui, compte tenu du facteur de disponibilite, correspond a des durees de 16 mois, arret pour rechargement et entretien compris.

GR501 : Gravelines tranche 5 cycle 1 ; DA : Dampierre; TN : Tricastin; CHB :; BL :

Blayais

Auparavant, une gestion a 64 assemblages a 3,45 % dont 36 gadolinies est utilisee ponctuellement sur les trois tranches de Gravelines 2, Dampierre 3 et Tricastin 3. Par ailleurs, le premier creur de Gravelines 5 comporte un melange d’assemblages empoison — nes de deux types, pyrex et gadolinium.

A partir de 1986, cette politique de rechargement va s’inflechir compte tenu des pro — gres realises en matiere de duree des arrets pour rechargement, des nouveaux combus­tibles a grilles en zircaloy, au lieu d’inconel initialement, qui reduisent les doses integrees pour le personnel, et surtout en raison de l’hypothese, qui se confirme, d’un parc nucleaire durablement surequipe par rapport a une progression moderee de la consommation. Sans changer l’enrichissement de l’uranium retenu jusqu’alors, soit 3,7 %, il est officiellement decide en 1988 d’adopter un renouvellement par 1/4 de creur, ce qui correspond a une ir­radiation moyenne lot accrue a 42 GWj/t et une longueur de campagne reduite a 275 jepp.

Le gain de 12 % ainsi realise sur le cout de cycle par rapport a la gestion standard initiale s’avere benefique pour le systeme production transport dans son ensemble, compte tenu des hypotheses evoquees plus haut. La periode annuelle des arrets pour rechargement et entretien est consideree comme optimale pour l’ensemble du parc. La politique retenue pour le REP 900 MWe sera un temps envisagee pour le palier REP 1300 MWe pour lequel a ete etudiee une gestion par 1/4 de creur avec un enrichissement de 3,6 %.

Au meme moment, il est decide de recycler le plutonium issu du retraitement du combustible nucleaire dans les REP 900 MWe, dans un contexte ou l’utilisation de ce

Crayon MOX a 3.35% de PU Crayon MOX a 5.10% de PU Crayon MOX a 6.75% de PU Tube guide Tube instrumentation

combustible dans les reacteurs a neutrons rapides devient hypothetique. Vingt tranches du palier 900 MWe pouvaient recevoir ce combustible en vertu de leur decret initial d’au- torisation de creation. Ce nombre a ete porte a 24, puis a 26 fin 2007. D’une maniere generale, la proportion d’assemblages MOX est limitee a un tiers (figure 2.3). De la meme fagon, l’uranium de retraitement peut etre recycle comme cela est le cas sur le site de CRUAS.

Malgre le surcoQt de fabrication, la maTtrise du stock de plutonium issu du retraitement conduit EDF a adopter des recharges par tiers de creur comportant 52 assemblages dont 16 sont constitues d’oxyde mixte UO2-PUO2, le MOX, avec une teneur en plutonium maximale de 5,3 %. Cette teneur permet l’equivalent energetique du combustible UO2 enrichi a 3,25 % qui constitue les 36 autres assemblages.

A la fin des annees 1980 (tableaux 2.2a et 2.2b), la quasi-totalite des tranches REP 900 MWe est chargee en combustible uranium 3,7 %, 5 tranches recyclent du plutonium en gestion 1/3 UO2 3,25 % 1/3 MOX 5,3 %. En parallele, certaines tranches 900 MWe experimented la gestion UO2 quart de creur 3,25 %.

Neanmoins, il est clair que l’interet economique par rapport a la gestion standard sera sensiblement ameliore si l’on peut porter l’enrichissement des assemblages uranium a 3,7 %. Pour ce faire, on etudie une gestion dite hybride ou le combustible uranium 3,7 % effectue 4 cycles en reacteur alors que le combustible a oxyde mixte y demeure durant 3 cycles. Cette nouvelle gestion a pour but de limiter l’irradiation atteinte par le MOX, dans l’attente d’un retour d’experience accru concernant ce combustible. Cette gestion correspond a une des deux gestions, avec la gestion UO2 1/4 3,7 %, du projet GARANCE initiee en 1993 sur Dampierre 2.

De meme, une variante analogue 1/4 3,10 % est testee transitoirement sur deux tranches de Saint-Alban. A cette epoque, les tranches REP 1300 MWe sont toujours rechargees selon le mode de renouvellement standard initial (1/3 de creur 3,10 %).

Les etudes ulterieures, comme nous allons le voir, vont conduire EDF a introduire un nouveau modele de renouvellement pour le palier 1300 MWe.

Nous avons vu dans ce chapitre l’ensemble des criteres et contraintes prises en compte lors de l’optimisation des plans de chargement. Il peut etre interessant maintenant de considerer la situation du parc vis-a-vis des modes de gestion et des produits combustibles adoptes.

La situation du parc electronucleaire, fin 2007, est la suivante :

Pour le palier 900 MWe :

• Les 28 reacteurs du palier CPY sont desormais sous le regime GARANCE et les 6 re — acteurs du palier CP0 sont exploites en gestion CYCLADES :

— 6 reacteurs CP0 en gestion CYCLADES UO2 1/3 4,2 %, a l’equilibre,

— 8 reacteurs CPY en gestion UO2 1/4 3,7 % a l’equilibre (dont 2 tranches de CRUAS avec du combustible URE),

— 19 reacteurs CPY en gestion hybride UO2 1/4 3,7 % — MOX 1/3 7,08 %,

— sur 4 tranches CPY est prevue une modification du DAC pour autoriser le pas­sage au MOX et les 4 tranches de Cruas devraient a terme pouvoir accueillir l’URE,

— 1 reacteur en gestion PARITE MOX.

• Deux fournisseurs de combustible :

— AREVA (assemblages AFA 2G, AFA 2Ge, AFA 3G, HTP),

— EFG — GROUPE WESTINGHOUSE (RFA).

• Des programmes experimentaux sur quelques tranches.

• Durees de campagnes :

— longueur naturelle comprise entre 220 et 280 jepp,

— prolongation maximale de 50 jepp.

• Une plus grande variete de plans de chargement:

— recharge a +4 a -8 assemblages,

— proportion variable de MOX,

— type de plans : FF et FFG.

• De nombreuses reprises d’etudes: environ 50 % des plans de chargement sont repris, essentiellement suite aux mesures d’efforts de deplacement des grappes dans les assemblages. [6]

• Un effort important de desencombrement des piscines du batiment reacteur (BK).

Pour le palier 1300 MWe :

• Les 20 reacteurs du palier sont tous en gestion GEMMES UO2 1/3 4 % ayant atteint leur cycle a I’equilibre.

• Deux fournisseurs de combustible :

— AREVA (assemblages AFA 2GL, AFA 2GLe, AFA 3GL, AFA3GLr, AFA3GLr-AA),

— EFG (BELLEVILLE 1 & 2).

• Des programmes experimentaux sur 3 tranches (QUATUOR, APA, Produit remede IPG).

• Durees de campagnes :

— longueur naturelle comprise entre 330 et 370 jepp,

— prolongation moyenne de 50 jepp.

• Une certaine stabilite des plans de chargement, consequence :

— de la contrainte imposee par les deformations d’assemblages (pas d’assem — blages effectuant un troisieme cycle sous grappe), contrainte aujourd’hui re — laxee avec l’AFA3GLr,

— des efforts de reduction de la fluence au point chaud de la cuve.

• De tres nombreuses reprises d’etudes : environ 50 % des plans de chargement sont repris, essentiellement suite aux mesures d’efforts de deplacement des grappes dans les assemblages et aux arrachages de grilles. Ces mesures ont pour but justement de verifier que la deformation inevitable des assemblages sous flux reste acceptable. [7]

• Des plans de chargement « difficile » :

— faiblesse des marges en REC et en puissance lineique vis-a-vis des etudes d’ac — cidents (RTV),

— faiblesse des marges au redemarrage des cycles 2,

— des cycles relativement courts (~200 jepp en moyenne) du fait du fraction — nement (1/4 de creur), de l’enrichissement relativement faible (3,4 %) et de l’historique de fonctionnement (les premiers cycles ont ete longs avec une lon­gueur de cycle superieure a 350 jepp).

1.6. Conclusion

L’optimisation des plans de chargement est un domaine tres technique ou les choix effec — tues ont un impact economique important a court, moyen et long terme tant sur le creur (utilisation du combustible, protection de la cuve) que sur l’optimisation globale du sys — teme de production. Il ne faut pas oublier que le choix d’un plan de rechargement impacte de fagon irreversible le devenir de la tranche concernee.

On s’oriente de plus en plus aujourd’hui vers la realisation de plans « a la carte » en fonction des contraintes propres a chaque site (maintenance, aleas sur les gros compo — sants, …) et des contraintes globales du systeme (planification des arrets de tranches en fonction des ressources externes parfois uniques disponibles).

Pour l’avenir, le concept de « souplesse » (recharges avec un nombre d’assemblages et des enrichissements variables) devrait permettre d’ameliorer encore l’adequation de la gestion des creurs aux besoins de la production.

References

Barral J. C., Le Bars M., Castelli R., La recherche des plans de chargement en exploitation : Contraintes, souplesse et traitements des aleas, RGN 1995 N°2 mars-avril.

Gestion des c&urs en exploitation, Reunion SFEN 12/10/1999.

Les principales mesures effectuees pour permettre le calibrage de l’instrumentation sont (cf. chapitre 5) :

• Mesure de la puissance thermique de la chaudiere

Cette mesure est etablie a partir d’un bilan enthalpique du cote secondaire, au ni­veau de chaque GV. Cette mesure permet de calibrer la mesure externe de la puis­sance nucleaire au voisinage de la cuve. Elle permet aussi de calibrer la mesure thermique primaire en fonction des temperatures des branches chaude et froide de chaque boucle primaire. Elle est utilisee pour le controle du niveau de puissance par la protection « haut flux nucleaire » et les protections contre la crise d’ebullition au niveau de la gaine, la fusion de la pastille combustible et l’Interaction Pastille Gaine (protections AT et SPIN, cf. chapitre 8).

• Mesure du debit primaire par la mbthode du debit enthalpique

Dans les etudes de sOrete, on utilise un debit de conception minorant intervenant au premier ordre dans tous les criteres d’origine thermohydraulique (REC). Inversement, le dimensionnement mecanique repose sur une valeur majorante du debit primaire. Cette mesure permet donc de valider les hypotheses retenues. Elle permet de plus de calibrer la mesure relative du debit primaire a partir de l’ecart de pression au niveau du coude de la tuyauterie primaire en sortie du generateur de vapeur. Cette mesure est utilisee par la protection « bas debit primaire ».

• Mesure de la distribution axiale de puissance a l’aide de carte de flux

Cette mesure permet de calibrer la mesure du AI par les chambres externes de me­sure du flux neutronique et la reconstitution de la distribution axiale de puissance effectuee par le SPIN. Ces deux calibrages sont utilises par les systemes de pilo­tage et de protection du creur (respect des limites droite et gauche du domaine de fonctionnement, protection AT, protection SPIN).

6.1.3.2. Verification des performances du ccsur en exploitation

Afin de verifier I’aptitude du creur au suivi de reseau, une carte de flux a puissance nomi — nale et un calibrage des chambres externes sont effectues. On verifie alors que les marges disponibles permettent le fonctionnement du reacteur dans le respect des limites impo — sees par les Specifications techniques d’exploitation. De plus, dans le cas d’un pilotage en mode G (cf. chapitre 9), on realise un essai de verification du calibrage des groupes de compensation de puissance (essai EP-RGL4).

Le deuxieme moyen de surveillance de la puissance du creur est le bilan enthapique primaire (BIL KIT). Le calculateur de tranche (KIT) calcule en continu la puissance pour le pilotage en salle de commande. Il constitue la reference jusqu’a 30 % PN mais est relativement peu precis car les parametres utilises pour etablir le bilan peuvent evoluer au cours du temps du fait qu’aucune stabilite prealable n’est requise. Le bilan thermique au primaire est etabli a partir des valeurs des temperatures primaires en branches froides et chaudes et des debits primaires.

Pour chaque boucle, la puissance thermique creur est obtenue a partir de la relation :

P = Q(Hs — He)

avec Q parametre d’etalonnage image du debit massique primaire, Hs et He les enthalpies de sortie et d’entree creur determinees a partir des temperatures des boucles primaires.

Le recalage du BIL KIT est effectue tous les trente jours a partir du rapport entre la puissance thermique aux generateurs de vapeur mesuree par le BIL100, diminuee des apports et des pertes de la boucle primaire, et la puissance vue par le KIT. Une fois les coefficients de calibrage implantes, l’ecart entre le BIL 100 et le BIL KIT doit etre aussi proche de zero que possible. Le recalage du parametre Q est effectue pour tout ecart constate superieur a 0,4 %, la periodicite du controle etant hebdomadaire.

Tout comme sur les reacteurs REP 1300 MWe, le SPIN reconstitue, a partir des parametres specifiques de la recharge et des informations delivrees par les chambres externes, la distribution enveloppe de puissance dans le creur. Il assure la protection du creur vis-a-vis du phenomene de crise d’ebullition, du risque de fusion au centre du combustible, de la rupture par IPG et de l’APRP.

Pour cela, le SPIN evalue en continu le Rapport d’echauffement critique minimal (REC — min), la puissance lineique au point chaud et, chose nouvelle specifique au palier N4, le bilan de reactivite. Son role est donc d’initier et d’elaborer des actions de protection dont le but est : [35]

Puissance lineique (W / cm)

306

274

Rapport d’^chauffement critique

Seuil RECS modifie (seuil IPG)

4

Seuil RECS

2,59 —>1,95

16% (incertitude en fonctionnem ent norm al)

(9 2% A (REC) en logique 2/4)

AAR par "Ts elevee" (Ts > 329,4 °C)

1,95

37% (KAU)

C3 : seuil d’action automatique

1,52 16% (incertitude en fonctionnem ent norm al)

44% (A(REC) en logique 1/4)

25% (incertitude au voisinage de VAAR.)

Critere WRB1 avec penalite de flechissem ent (4,5%)
Critere W R B 1 [36]

Ainsi, les fonctionnalites du SPIN sont, pour la plupart, reprises dans I’US. La difference majeure consiste en l’utilisation d’un maillage axial du creur en 270 points pour l’US contre 31 points pour le SPIN. Cela permet en particulier une prise en compte plus fine de la position des grappes dans le calcul des marges.

Le SPIN et l’US ne sont efficaces qu’en puissance. Ils sont en service au-dessus du seuil P10 donc au-dessus de 10 % PN (15 % PN sur le palier 1300 MWe). A faible puissance, la notion de protection fondee sur la surveillance de la puissance lineique ou du REC n’a en effet plus de sens pour le SPIN et l’US.

Aussi, pour couvrir les accidents inities a puissance nulle et plus largement les ac­cidents non proteges par le SPIN et l’US, le systeme de protection des reacteurs N4 est dote, par ailleurs, de charnes de protection dites specifiques analogues a celles des autres paliers. Ces protections sont fondees sur l’observation d’un parametre de fonctionnement independant de la distribution de puissance. Citons a titre indicatif les charnes d’arret automatique suivantes :

• haut flux neutronique,

• taux eleve de diminution du flux neutronique,

• taux eleve d’augmentation du flux neutronique,

• basse pression dans le pressuriseur,

• bas debit primaire,

• basse vitesse de rotation des pompes primaires, etc.

La prolongation de cycle, ou stretch-out, consiste a exploiter le reacteur au-dela de la longueur naturelle de la campagne en jouant sur l’effet du moderateur en fin de vie.

D’un point de vue economique, l’interet de la prolongation de cycle est le suivant:

• elle permet d’economiser le combustible nucleaire par une meilleure utilisation du combustible decharge,

• elle permet un espacement entre les arrets pour rechargement,

• elle reduit la longueur naturelle des campagnes suivantes mais peut faciliter la sou — plesse d’exploitation aux cycles suivants (consommation du combustible en haut du creur en fin de cycle ce qui correspond a l’endroit ou se trouvent le minimum de marges au debut du cycle suivant).

Mais, la Puissance maximale disponible (PMD) est diminuee en raison de la baisse de puissance au-dela du passage a bore nul. Par ailleurs, la manreuvrabilite est limitee au reglage primaire de frequence.

Pour chaque modele de gestion, quelques variantes de positionnement des assemblages neufs ont ete definies en fonction du cycle (transition ou equilibre) ou des caracteristiques du cycle precedent (longueur, arret anticipe ou prolongation). Ainsi, l’ingenieur charge de determiner le plan de rechargement va dans un premier temps consulter une planotheque, c’est-a-dire une bibliotheque de plans types, enrichie au fur et a mesure de l’accumu- lation du retour d’experience. Ilya une planotheque par type de gestion (GARANCE, CYCLADES, GEMMES, gestion 1/4 — 3,7 %, gestion hybride MOX, …) et dans chaque pla­notheque, plusieurs variantes de plan. Chaque plan a un interet particulier: nombre d’as — semblages neufs gadolinium et non gadolinium, faible stretch a la campagne precedente, transition dans la gestion, caracteristique de l’assemblage central, type de fluence, etc.

Les figures 3.2 et 3.3 representent respectivement un plan de chargement de REP 900 MWe en gestion dite hybride MOX par 1/4 de creur UO2 3,7 % avec recyclage du plutonium par tiers (tranche 2 de Saint-Laurent cycle 16) et un plan de chargement de REP 1300 Mwe en gestion GEMMES 1/3 de creur 4 % (tranche 1 de Cattenom cycle 10). On y donne pour chaque assemblage, le type de combustible et le numero de cycle qu’il effectue.