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L'énergie à découvert

 | 
Rémy Mosseri
, 
Catherine Jeandel

Quatrième partie. L'énergie nucléaire

8. Réacteurs régénérateurs de quatrième génération

Franck Carré et Maurice Leroy

Texte intégral

1Le Forum international Génération IV (établi par le Département Américain pour l’Énergie) contribue au développement des systèmes nucléaires appelés à compléter les réacteurs à eau de 2e et 3e générations (cf. IV.3), afin d’inscrire l’énergie nucléaire dans des durées plurimillénaires et d’élargir le champ de ses applications au-delà de la seule production d’électricité. En 2002, l’évaluation de plus de 120 concepts proposés par les pays membres du Forum a conduit à sélectionner six systèmes porteurs de potentialités. Les trois premiers concepts sont des réacteurs à neutrons rapides refroidis respectivement au sodium (550 °C), au plomb et au gaz dont la physique permet de consommer tout l’uranium (par la conversion en plutonium de l’uranium 238) et de brûler les éléments lourds créés dans le combustible (< 1 %). Le quatrième concept est un réacteur à très haute température (800 °C), dérivé des réacteurs des années 1960-1980 modérés au graphite et refroidis à l’hélium, qui ouvre des perspectives de rendement de conversion élevé (~ 45 % avec une turbine à gaz), de cogénérations* variées (chaleur, hydrogène, de carburants de synthèse…), et de robustesse aux accidents de refroidissement. Le cinquième concept est un réacteur à eau supercritique* (500 °C, 230 bars) extrapolé des réacteurs à eau actuels, qui peut théoriquement atteindre un rendement de 43 % moyennant la maîtrise de problèmes difficiles de corrosion et de stabilité de fonctionnement. Enfin, le sixième concept est un réacteur à sels fondus avec un cycle du combustible thorium-uranium dont la version la plus avancée, à neutrons rapides (cf. IV.8), pourrait peut-être constituer à long terme une autre voie que les réacteurs à neutrons rapides pour un nucléaire durable.

Fig. 1 – Sélection de six concepts de réacteurs par le Forum International Génération IV : trois réacteurs à neutrons rapides avec recyclage du combustible uranium-plutonium, un réacteur à gaz à très haute température et un réacteur à eau supercritique* à combustible uranium, et un réacteur à sels fondus avec recyclage du combustible thorium-uranium

Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium

2En 2050, les enjeux pour la France seront de pouvoir réutiliser efficacement le plutonium produit par le parc de réacteurs à eau (notamment celui des combustibles MOX usés) puis d’assurer une production nucléaire plurimillénaire (5 000 ans au niveau actuel de 420 TWh/an) en utilisant les stocks importants d’uranium appauvri disponibles aujourd’hui (~ 250 000 tonnes).

3Le choix du caloporteur est crucial pour éviter de ralentir les neutrons (métal liquide, gaz…) et, aujourd’hui, seuls des réacteurs refroidis au sodium (300 – 500 °C) ont été construits. Les développements réalisés en Europe, États-Unis, Japon, Russie, Kazakhstan, Chine… ont permis d’accumuler une expérience d’exploitation d’environ 400 années-réacteurs et deux nouvelles unités de taille commerciale (500 et 800 MWe) commenceront à fonctionner en Inde et en Russie avant 2015. Pour la France, le développement de cette filière au-delà de ces réalisations passe par des progrès décisifs en sûreté et en compétitivité économique, et par leur démonstration dans un prototype (ASTRID) représentatif d’une nouvelle génération de réacteurs à neutrons rapides.

LE DÉMONSTRATEUR* ASTRID
Par rapport aux réacteurs actuels, le démonstrateur technologique ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) adopte une configuration de cœur apte à réduire fortement les risques de criticité et de dégagement importants d’énergie en cas d’accident, même grave. Il adopte aussi un système de conversion qui exclut quasiment les risques d’interaction sodium/eau (par la conception du générateur de vapeur) ou totalement (par l’utilisation d’un système de conversion par turbine à gaz). Il met également en œuvre de nouvelles technologies d’instrumentation pour le contrôle et la surveillance du réacteur (chambres à fission à haute température, détection acoustique, spectroscopie* sur plasma induit par Laser…) et l’inspection en service (fibres optiques*, visualisation sous sodium
…). Les expériences prévues dans ASTRID s’attacheront à démontrer, avant un éventuel recyclage industriel, la faisabilité des recyclages homogène et hétérogène de l’américium, principal contributeur à moyen terme à la puissance résiduelle des déchets vitrifiés actuels. De plus, un projet international de démonstration de recyclage intégral et homogène des actinides mineurs a été lancé en 2008 entre les États-Unis, la France et le Japon.

Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb ou au gaz

4Le concept de réacteur rapide à caloporteur plomb est inspiré du réacteur des sous-marins russes de classe alpha. Les enjeux de recherche associés portent sur la mise en œuvre du plomb (température, corrosion, masse…). Deux projets de démonstrateurs* sont considérés en Russie : Brest-300 (Russie, 300 MWe) et Alfred (Europe, 600 MWe).

5Le concept de réacteur rapide à caloporteur gaz fait appel à un combustible robuste (gainage en carbure de silicium) pour permettre une gestion sûre des accidents de refroidissement. La République Tchèque, la Slovaquie et la Hongrie, rejointes en 2012 par la Pologne, proposent d’accueillir, avec le soutien de la France, un démonstrateur expérimental de 75 MWth (projet Allegro).

Fig. 2 – Schéma de principe du bloc réacteur du démonstrateur technologique ASTRID

Les enjeux de la coopération internationale

6L’effort de recherche requis pour les filières nucléaires de 4e génération invite à développer les technologies nouvelles en coopération internationale (Programme cadre européen de R & D, Forum International Génération IV…). L’enjeu pour les acteurs français est de contribuer activement au développement des filières stratégiques pour la France, l’Europe et le marché international, et de préserver un pouvoir d’influence sur la définition des règles de sûreté et de sécurité qu’elles devront respecter.

Bibliographie

Références bibliographiques

• Forum International Generation IV– A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, GIF-001-00, 2003.

• R. DAUTRAY, J. FRIEDEL et Y. BRÉCHET – Réflexions sur l’avenir de l’énergie nucléaire de la France d’aujourd’hui au monde de demain : IIeà IVegénérations, Comptes-Rendus de l’Académie des Sciences, Physique, 2012.

• J. GUIDEZ – Phénix le retour d’expérience, CEA, 2012.

• CEA/Direction de l’énergie nucléaire – Loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières nucléaires et des déchets radioactifs : bilan des recherches conduites sur la séparation-transmutation des éléments radioactifs à vie longue et sur le développement de réacteurs nucléaires de nouvelle génération, 2012.

Table des illustrations

Légende Fig. 1 – Sélection de six concepts de réacteurs par le Forum International Génération IV : trois réacteurs à neutrons rapides avec recyclage du combustible uranium-plutonium, un réacteur à gaz à très haute température et un réacteur à eau supercritique* à combustible uranium, et un réacteur à sels fondus avec recyclage du combustible thorium-uranium
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10994/img-1.jpg
Fichier image/jpeg, 212k
Légende Fig. 2 – Schéma de principe du bloc réacteur du démonstrateur technologique ASTRID
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10994/img-2.jpg
Fichier image/jpeg, 95k

Auteurs

Chimiste, Professeur émérite, IPHC, Unistra, Strasbourg.
maurice.leroy@unistra.fr

© CNRS Éditions, 2013

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