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Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives

e-den Une monographie de la Direction de l’énergie nucléaire

e-den Une monographie de la Direction de l’énergie nucléaire Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Alors que le nucléaire civil connaît un véritable regain d’intérêt, il faut savoir aussi exactement que possible de quoi on parle, qu’il s’agisse du nucléaire proprement dit ou des sciences et techniques qui lui sont associées. Pourtant, les documents de synthèse de bon niveau scientifique sur ce type d’énergie sont rares… Pour combler cette quasi-lacune et donner à ses travaux l’éclairage qu’ils méritent, le Commissariat à l’énergie atomique (CEA) dresse, sous forme de courtes monographies, un tableau complet des recherches en cours dans le domaine de l’énergie nucléaire civile. Celles-ci étant pluridisciplinaires et de nature diverse, la série de monographies du CEA explore et synthétise des thèmes aussi différents, mais complémentaires, que les réacteurs du futur, le combustible nucléaire, les matériaux sous irradiation ou les déchets nucléaires… S’adressant à la fois à des scientifiques dont ce n’est pas le domaine de compétence, mais qui sont en quête d’information, et à un plus grand public curieux de son environnement technologique présent et futur, les monographies du CEA présentent les résultats récents de la recherche dans leur contexte et avec leurs enjeux.

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Le premier réacteur nucléaire à produire de l’électricité a été, en 1951, un réacteur à neutrons rapides refroidi par du métal liquide. Par la suite, dix-neuf réacteurs rapides, utilisant le sodium comme fluide caloporteur, ont été construits comme réacteurs expérimentaux, puis comme réacteurs de puissance. On trouvera dans cette monographie la description de cet historique et du retour d’expérience technique accumulé par ces réacteurs, dont les trois réacteurs français : RAPSODIE, PHÉNIX et SUPERPHÉNIX : conception, matériaux, mesures, instrumentation, inspection en service, composants, bilans de fonctionnement, etc. Les principes de conception de ce type de réacteur sont également explicités, mettant en valeur leurs considérables avantages potentiels : possibilité de brûler tout l’uranium, ce qui permettrait d’assurer l’approvisionnement électrique de la planète pour des millénaires ; possibilité de recycler tout le plutonium et l’uranium issus du retraitement en bouclant le cycle du combustible, ce qui minimiserait les déchets ultimes. Deux réacteurs rapides à sodium de forte puissance sont en construction : l’un en Inde et l’autre en Russie, et de nombreux projets sont à l’étude, dont le projet ASTRID, en France. Cette monographie donne l’état en 2013 de ces développements. Le déploiement de cette technologie prometteuse est actuellement ralenti, en particulier à cause du surcoût à la construction de ces réacteurs, par rapport aux réacteurs de la filière à eau. Un chapitre technico économique analyse les perspectives de ce déploiement, en relation avec l’évolution de la ressource uranium.

22 € ISBN 978-2-281-11675-5 ISSN 1950-2672

9:HSMCSB=VV[\ZZ:

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

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Pourquoi des réacteurs rapides refroidis au sodium ?…

Pourquoi des Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR) ?…

Le principe de fonctionnement des réacteurs nucléaires est d’entretenir et de contrôler une réaction de fission en chaîne*. La fission est la faculté que présentent les noyaux d’éléments lourds de la famille des actinides* (uranium, plutonium…) de se scinder, sous l’impact d’un neutron, en deux noyaux plus petits appelés « produits de fission* ». Chaque fission s’accompagne d’une importante libération d’énergie et de l’émission de deux à trois neutrons qui pourront, à leur tour, provoquer une nouvelle fission et entretenir la réaction. Ces neutrons produits lors de la fission ont une énergie moyenne d’environ 2 MeV. Ils n’ont pas été ralentis et sont donc appelés « neutrons rapides* ». À ce niveau d’énergie, la probabilité que le neutron scinde un isotope fissile* est relativement faible. À titre d’exemple, la probabilité de fission (appelée « section efficace* ») du Pu 239 en fonction de l’énergie du neutron incident est indiquée sur la figure 7. À 2 Mev, la probabilité de fission n’est que de l’ordre du barn*, alors qu’à plus faible énergie, et au-delà de la région des résonances* nucléaires qui induisent des variations très importantes de la section efficace, la probabilité de fission atteint plusieurs centaines de barns, et même davantage pour les très faibles énergies, inférieures à l’électron-volt.

JEFF-3,0 Pu 239

106

Fission Capture

105

Pour ralentir les neutrons, il faut introduire dans le réacteur un élément de masse atomique faible, afin que par collisions successives sur ce matériau les neutrons soient progressivement ralentis. Cela est illustré sur la figure 8. Les matériaux répondant le mieux à ce cahier des charges sont l’eau lourde D2O et le graphite. De fait, les deux premières filières* de réacteurs nucléaires qui ont vu le jour sont les réacteurs utilisant de l’uranium naturel et refroidis à l’eau lourde (filière des CANDU, toujours utilisée actuellement) et au gaz, avec modérateur graphite (typiquement, la filière française des UNGG qui a été abandonnée). Ces filières présentent l’avantage de ne pas nécessiter d’uranium enrichi et de fonctionner avec de l’uranium naturel. L’eau H2O, dite « légère » par opposition à l’eau lourde, est un excellent modérateur mais présente un niveau de capture parasite de neutrons élevé qui ne permet pas de faire fonctionner un réacteur avec de l’uranium naturel. C’est grâce aux progrès réalisés dans le domaine de l’enrichissement de l’uranium qu’il a été possible de développer cette filière qui constitue aujourd’hui la grande majorité des réacteurs de puissance du parc mondial.

RNR

1 MeV

Neutrons de fission E ~ 2 MeV

104 1000 100

1 keV 10

RNT

Sigma E (en barns)

Une forte probabilité de fission a l’intérêt de minimiser la proportion de noyaux fissiles nécessaire dans le cœur* du réacteur. À l’origine du développement de l’énergie nucléaire, la

ressource en isotopes fissiles était rare. Seul l’U 235 présent à 0,7 % dans l’uranium naturel était disponible. Il a donc été privilégié la voie consistant à ralentir les neutrons issus de la fission pour les amener dans ce domaine des basses énergies. On les appela alors « neutrons thermiques* ».

Énergie neutrons

Neutrons rapides ou neutrons thermiques ?…

Pas de modération : fission rapide RNR 1fission faibles → e élevés Modération : perte d’énergie par diffusions. Modérateur léger, peu absorbant

0,1 0,01 0,001

1 eV

10-4 10-5 10-5

10-4

0,001

0,01

0,1

100

1000

104

105

106

107

Fig.7. Variation des sections efficaces de capture et de fission du Pu 239, en fonction de l’énergie du neutron incident.

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Après modération : fission thermique RNT (HTR, REP, REB…) 1fission élevées → e faibles

Fig. 8. Schéma de principe des filières de réacteurs à neutrons thermiques et à neutrons rapides.

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Le principe des réacteurs à neutrons rapides (RNR*) est d’utiliser directement les neutrons issus de la fission. Cela nécessite alors de mobiliser un inventaire en matière fissile beaucoup plus important. Cet inventaire sera alors constitué soit d’uranium très enrichi, soit de plutonium. Comme nous le verrons par la suite, le plutonium qui est produit dans les réacteurs à neutrons thermiques constitue le combustible de choix pour les RNR. Nous voyons donc qu’une production de plutonium par des réacteurs à eau thermiques est nécessaire avant d’envisager le développement industriel de la filière des réacteurs à neutrons rapides.

Masse de Pu (kg/t)

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239

UOX 4 % U 235

240

241 242

238 0 0

10 000

20 000

30 000

40 000

50 000

60 000

Taux de combustion (MWj/t)

Plutonium et réacteurs nucléaires La production Selon les données de l’AIEA, à fin août 2012, 435 réacteurs nucléaires étaient opérationnels au niveau mondial avec une puissance nette installée de 370 GWe. Ces réacteurs sont en grande majorité des réacteurs à neutrons thermiques fonctionnant avec de l’uranium enrichi. Ce parc consomme chaque année environ 50 000 tonnes d’uranium naturel et produit du plutonium et des actinides mineurs (Np, Am et Cm) évalués respectivement à 70 tonnes et 8 tonnes. La séparation* La France a développé, depuis les années 70, des capacités industrielles de traitement des combustibles des réacteurs à eau légère permettant d’extraire le plutonium produit en réacteur. Ces capacités représentent le premier pas nécessaire, si l’on veut utiliser la ressource plutonium et ne pas la considérer comme un déchet. La France produit ainsi annuellement environ 10 tonnes de Pu. Le recyclage* en réacteur à eau Depuis 1987, EDF recycle, dans une vingtaine de réacteurs du parc, le plutonium issu du traitement de ses combustibles. Dans la même veine, EDF réutilise environ 60 % de l’uranium récupéré lors de ce traitement pour fabriquer, après enrichissement, le combustible des quatre réacteurs de la centrale de Cruas. Une telle stratégie permet déjà d’économiser 17 % de la consommation annuelle d’uranium naturel. Cette économie pourrait atteindre 20-25 % si tous les combustibles* UOX usés étaient traités et si l’intégralité des matières valorisables récupérées était réutilisée. Néanmoins, ce principe de récupération des matières valorisables et de recyclage dans les réacteurs à eau présente des limites dues à la dégradation de leur qualité isotopique (baisse de la proportion des isotopes fissiles au profit de celle des isotopes absorbants) au fur et à mesure de leur utilisation. En raison de cette dégradation isotopique, il n’est pas possible de recycler plusieurs fois le plutonium dans les réacteurs à eau actuels.

Fig. 9. Production des différents isotopes du plutonium en REP, à partir de combustible UOX et en fonction du taux de combustion.

C’est la principale raison pour laquelle le plutonium n’est actuellement recyclé qu’une seule fois dans les réacteurs à eau. Bien que les techniques de traitement des combustibles MOX usés existent, ces derniers sont aujourd’hui entreposés dans la perspective d’un traitement différé pour récupérer les matières valorisables, notamment le plutonium.

Les raisons de la limitation du recyclage du Pu dans les réacteurs à eau Le plutonium est produit, en réacteur, à partir de l’U 238 qui, après une première capture neutronique suivie de deux désintégrations )- se transforme en Pu 239. Le Pu 239 produit, à son tour, les isotopes supérieurs du Pu par captures* successives jusqu’au Pu 242. Cette chaîne de production est illustrée sur la figure 9 indiquant la production des isotopes du Pu dans un combustible d’oxyde d’uranium (UOX) irradié jusqu’à 60 GWj/t. Les caractéristiques de physique nucléaire des isotopes du Pu sont très différentes. La comparaison de leurs sections efficaces de fission et de capture dans un spectre neutronique correspondant à celui d’un REP MOX est présentée dans le tableau 1. Tableau 1.

Sections efficaces du Pu en REP MOX Section efficace de fission (barns)

Section efficace de capture (barns)

Rapport fission sur capture

Pu 238

0,15

Pu 239

1,80

0,01

2,80

0,02

Pu 240 Pu 241 Pu 242

0,6 44 0,5

Pourquoi des Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR) ?…

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Les isotopes pairs du Pu, de par leur structure nucléaire, ne fissionnent pratiquement pas et sont essentiellement capteurs de neutrons. Ils représentent, à ce titre, des poisons neutroniques grevant le bilan neutronique du cœur du réacteur. Seuls les isotopes impairs, les Pu 239 et Pu 241, ont une probabilité de fission supérieure à celle de capture et sont donc à même d’assurer le maintien de la réaction de fission en chaîne.

Sigma E (en barns)

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JEFF-3,0 Pu 240

106

Fission Capture

105 104 1000 100 10 1 0,1 0,01 0,001

L’accumulation, au cours de l’irradiation des isotopes pairs du Pu, dégrade le potentiel en réactivité du Pu. Pour compenser cette dégradation, il faut augmenter la masse de Pu dans le cœur, au fur et à mesure. C’est là qu’intervient une limitation physique liée à la sûreté du réacteur. Le fonctionnement sûr du réacteur nécessite des coefficients dits de « contre-réaction » négatifs. Ces coefficients traduisent la réponse du cœur aux différentes perturbations pouvant survenir. Le coefficient traduisant la variation de la réactivité du cœur, en cas de réduction de la densité de l’eau, appelé « coefficient modérateur* », est un des coefficients structurants majeurs qui doit toujours rester négatif, y compris pour le cas extrême où l’eau disparaîtrait par ébullition (cas d’accident de perte de débit, par exemple). Les variations du facteur multiplicatif du cœur en fonction de la densité de l’eau pour un combustible UOX et un combustible MOX, et ce pour différentes teneurs en Pu, sont indiquées sur la figure 10. Le coefficient modérateur avec un combustible de type UOX est toujours négatif (courbe en bleu). La baisse de la densité de l’eau réduit la modération des neutrons. L’énergie moyenne de ceux-ci va augmenter (on parle de « durcissement du spectre neutronique »). La conséquence prépondérante est une augmentation de la capture des neutrons par l’U 238 qui induit une baisse de la réactivité du cœur.

MOX 12 %

Forte augmentation du η du Pu 239 haute énergie.

MOX 10 % UOX

1,05

10-4 10-5 10-6 10-7 10-8 10-5

10-4

0,001

0,01

0,1

100

1000

104

105

106

107

Fig. 11. Sections efficaces de capture et de fission du Pu 240 (origine bibliothèque JEFF).

Pour un combustible MOX, cet effet est compensé par la réduction de la capture neutronique du Pu 240 qui présente une résonance géante de près de 100 000 barns à 1 eV (fig. 11). Ainsi, le coefficient modérateur du MOX a tendance à s’annuler pour les densités intermédiaires. Au-delà, pour les situations de cœur vidangé de son eau, le coefficient modérateur augmente, en raison du fort accroissement du nombre de neutrons produits par fission du Pu 239 à haute énergie. Si l’allure de la variation du coefficient modérateur est identique, l’amplitude varie en fonction de la teneur en Pu. Au-delà de 12 % de teneur Pu dans le MOX, le coefficient modérateur devient positif, ce qui est inacceptable. La teneur en Pu dans le MOX dépend des stratégies de gestion (taux de combustion*) mais également de celles retenues pour le traitement des combustibles usés (taux de dilution des combustibles MOX avec les UOX). Pour un taux de combustion de 60 GWj/t et un niveau de dilution au retraitement de 70 % UOX/ 30 % MOX, après un ou deux multirecyclage, la teneur en Pu atteint les 12 %. Il n’est donc pas possible d’aller au-delà.

1,00 0,95

Compétition entre l’augmentation des captures dans l’U8 et la décroissance de l’absorption du Pu 240 (résonnance géante à 1 eV).

0,90 0,85 0,80 0,75

Teneur Pu limitée à environ 12 % pour respecter un effet de vidange négatif → Recyclage en REP standard limité à 1, voire 2 passages.

0,70 0,65 0

100

Densité du modérateur (en % de la densité normale)

L’intérêt des réacteurs rapides La possibilité de multirecyclage du Pu Dans un réacteur à neutrons rapides, tous les isotopes du Pu sont fissiles. La figure 12 compare les rapports fission sur absorption des différents isotopes, respectivement en spectre thermique et rapide. En RNR, les isotopes pairs contribuent positivement au bilan neutronique et n’engendrent pas « d’empoisonnement* », comme dans le cas des réacteurs thermiques.

Fig. 10. Variation du facteur multiplicatif des neutrons selon la densité du modérateur en REP UOX et en REP MOX.

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Fusion / absorption

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compensant celui absorbé, 1 neutron est nécessaire pour assurer la transmutation* de l’U 238 en Pu 239 et 0,3 sont nécessaires pour pallier aux disparitions stériles par capture dans les matériaux de structures et par fuite de neutrons hors du cœur.

1,0 0,9 0,8 0,7 0,6 0,5 0,4

Le tableau 2 indique, pour l’U 235 et le Pu 239, les valeurs de ce paramètre appelé η.

0,3 0,2 0,1 0

U 235

U 238

NP 237

Pu 238

Pu 239

Pu 240

Pu 241

Tableau 2.

Pu 242

Valeurs du nombre de neutrons produit par absorption de l’U 235 et du Pu 239 Fig. 12. Comparaison des rapports des section efficaces de fission sur absorption en REP (vert) et RNR (orange).

Ainsi, le potentiel de réactivité du Pu évolue peu en spectre à neutrons rapides. La teneur en Pu reste relativement stable, et le multirecyclage jusqu’à l’atteinte d’une situation d’équilibre, est possible (stabilisation de l’isotopie du Pu). Cela est illustré sur la figure 13, montrant l’évolution du potentiel de réactivité du Pu au cours de son irradiation dans un RNR iso-générateur. La courbe du haut correspond à un Pu initial issu de combustibles UOX irradiés jusqu’à 60 GWj/t. La courbe du bas correspond à un Pu initial provenant de MOX* REP usés.

η = /1 /1

Spectre thermique

Spectre rapide

U 235

2,07

1,9

Pu 239

2,10

2,4

Seul le Pu 239 en neutrons rapides offre donc la possibilité d’utiliser tout le potentiel énergétique de la ressource en uranium naturel. À partir d’un combustible à base de plutonium et d’uranium appauvri ou naturel dans une proportion d’environ 20/80, lors de l’irradiation en réacteur, il y aura disparition d’une partie de l’uranium, mais création de plutonium, capable d’être le vecteur du prochain combustible. On peut donc brûler théoriquement 100 % de l’uranium, au lieu des 0,7 % utilisés dans les réacteurs à eau actuels.

Équivalence en Pu 239 (%)

Évolution qualité Pu en multirecyclage RNR 90

Les conséquences sur le potentiel énergétique des ressources conventionnelles mondiales

85 80

L’uranium n’est pas un corps rare. Il y en a partout et en grande quantité, dans l’eau de mer, les rivières et le sol. La seule difficulté est de trouver des gisements suffisamment concentrés pour que le prix d’extraction soit faible. En fait, avec les réacteurs rapides, cet enjeu devient de peu d’importance. En effet :

75 70 65 60 55 50

3 Cycle de 3 ans

Fig. 13. Évolution du potentiel de réactivité du plutonium en RNR.

Possibilité d’utilisation de tout l’uranium naturel L’uranium naturel est constitué à 99,3 % de l’isotope fertile 238 et de seulement 0,7 % de l’isotope 235 fissile. Comme nous l’avons vu précédemment, sous irradiation l’U 238 fertile se transforme en Pu 239 fissile. Il est ainsi possible d’utiliser tout le potentiel de la ressource naturelle. Pour cela, il faut disposer de suffisamment de neutrons. La condition est que pour un neutron absorbé, le nombre de neutrons produits par fission soit supérieur à 2,3 : 1 neutron est nécessaire pour le maintien de la réaction en chaîne en

• Avec des réacteurs à eau, le coût de l’uranium ne représente actuellement que 4 % du coût du KWh. Pour des réacteurs rapides, ce coût représentera encore cent fois moins, soit une fraction négligeable du coût du kWh. On pourrait donc accepter de payer encore cent fois plus cher l’uranium naturel, sans grever la compétitivité économique de la filière, ce qui rend les quantités disponibles quasi illimitées, en comparaison de la consommation ; • l’uranium appauvri* déjà disponible, à la suite des activités d’enrichissement, permettrait à lui seul, avec un parc rapide, des milliers d’années de production électrique ; • la reprise de la prospection, stoppée à cause des bas prix atteints par l’uranium, augmenterait les quantités disponibles, telles qu’elles ont été estimées dans le livre rouge de l’AIEA [1].

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En conclusion, le passage progressif à un parc de réacteurs rapides permettrait de supprimer la contrainte « disponibilité d’uranium » et permettrait une production d’énergie sur une durée quasi infinie.

0,5

REL RNR

0,4

0,3

L’optimisation des déchets nucléaires Les combustibles UOX usés après irradiation* en réacteurs contiennent de l’uranium non consommé, des produits de fission, du Pu produit sous irradiation, mais également des actinides dits « mineurs », car produits en faible quantité (neptunium, américium et curium) qui constituent des déchets de haute activité et à vie longue (HAVL)*. La radiotoxicité* (nocivité radiologique, en cas d’ingestion) d’un combustible UOX usé ayant atteint un taux de combustion de 60 GWJ/t et son évolution dans le temps sont présentées sur la figure 14. À titre d’illustration, son niveau de radiotoxicité est comparé à celui de la masse d’uranium naturel extrait de la mine et ayant servi à sa fabrication. On constate que la radiotoxicité du combustible usé décroit progressivement et finit par rejoindre le niveau de l’uranium naturel après environ 250 000 ans.

Radiotoxicité relative

La stratégie de cycle semi-fermé mise en œuvre actuellement en France permet de traiter le combustible usé en séparant l’U et le Pu, d’une part des produits de fission (PF) et des actinides mineurs, d’autre part. Ces PF et les actinides mineurs, qui constituent les déchets ultimes, sont conditionnés dans des colis de verres. L’évolution naturelle de la radiotoxicité des colis de verres est également indiquée sur la figure 14. La réduction est très significative et permet de rejoindre l’indicateur « uranium naturel » plus rapidement, après environ 10 000 ans. Une stratégie de séparation-recyclage étendue aux actinides mineurs (Np, Am et Cm) permettrait de ne laisser en déchets ultimes que les produits de fission. La plupart de ces derniers présentant une durée de vie inférieure à trente ans, la radiotoxicité des colis de déchets ainsi « allégés »

Combustible usé Verres PF+AM Verres sans AM (PF seuls)

10 000

0,2

0,1

Np 237

Am 241

Am 243

Cm 244

Fig. 15. Rapports des sections efficaces de fission sur capture des actinides mineurs.

décroît très rapidement et devient comparable au niveau de l’uranium naturel après seulement 300 ans. Un autre avantage qui s’est fait jour, au cours des études menées avec l’ANDRA sur la stratégie de transmutation, est la diminution de la charge thermique séculaire des colis de déchets HAVL, pour laquelle le contributeur essentiel est l’américium. La transmutation de cet américium pourrait permettre, pour un concept de stockage analogue à celui qu’étudie aujourd’hui l’ANDRA dans l’argile, de diminuer l’emprise du stockage de ces déchets jusqu’à un facteur variant entre 5 et 10, suivant la durée d’entreposage préalable des colis vitrifiés. Si les actinides mineurs disparaissent des déchets, ils doivent être recyclés en réacteur afin de les transmuter, le but ultime étant de les fissionner. Là encore, les caractéristiques neutroniques des différents isotopes jouent un rôle clé. Les rapports des sections efficaces de fission sur capture des principaux isotopes constituant les actinides mineurs sont indiqués sur la figure 15. Si ces isotopes sont essentiellement capturant en spectre de neutrons thermiques, ils représentent un rapport fission sur capture beaucoup plus favorable en spectre rapide.

1 000

100

Uranium (mine)

300 ans

10 000 ans

250 000 ans

0,1 10

100

1 000

10 000

100 000

Le recyclage des actinides en RNR permet donc de limiter la production d’éléments supérieurs pouvant aller jusqu’au californium ou le berkélium (très forts émetteurs de rayonnement gamma très énergétique) et de favoriser leur destruction par fission (ce qui est l’objectif et permet parallèlement de contribuer à la production d’énergie).

1 000 000

Temps après déchargement (années)

Fig. 14. Évolution dans le temps de la radiotoxicité des déchets HAVL, selon différentes stratégies

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

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La flexibilité des RNR dans la gestion des matières nucléaires Dans une perspective de développement durable, la technologie des RNR-Na apporte une dimension de flexibilité qui apparaît essentielle, en offrant la possibilité d’adapter la gestion des inventaires de matières aux stratégies du moment. Pour un objectif de stabilisation des matières fissiles, le RNR peut fonctionner en mode iso-générateur (c’est-à-dire qu’il produit autant de matière fissile qu’il en consomme) ; cela lui permet, une fois le réacteur amorcé avec du plutonium, de fonctionner uniquement avec un appoint d’uranium naturel ou appauvri, sans apport complémentaire de matière fissile. Si l’on décidait d’arrêter un tel parc de réacteurs rapides, il serait possible de faire évoluer les cœurs des RNR vers le mode « sous-générateur » ou « brûleur » : on pourrait alors réduire rapidement l’inventaire en plutonium. Si, au contraire, un besoin de développement supplémentaire de puissance installée venait à apparaître, il serait possible de faire évoluer les réacteurs du parc vers un mode « surgénérateur », pour produire la matière fissile nécessaire à l’amorçage de nouveaux réacteurs. La capacité à répondre à un tel besoin se caractérise par la notion de « temps de doublement » (voir encadré ci-après : « le temps de doublement »). Le temps de doublement Le temps de doublement linéaire (TDl) est le temps nécessaire à un seul réacteur pour produire la masse de plutonium suffisante pour mettre en service un nouveau réacteur identique. Cette grandeur dépend de trois paramètres : • Le gain de régénération* du réacteur, défini comme le bilan entre la production et la consommation de Pu comptabilisé en Pu 239 équivalent ramené à une fission ; • la puissance spécifique, exprimée en MWth/kg de Pu, traduisant l’inventaire en Pu du réacteur ; • la durée du cycle du combustible cumulant la durée d’irradiation en réacteur et celles pour refroidissement, avant traitement et pour re-fabrication. Le paramètre prépondérant dans le calcul du temps de doublement est le gain de régénération. Les pays actuellement les plus ambitieux dans ce domaine, tels que l’Inde ou la Chine visent des gains de régénération très élevés de l’ordre de 0,4 ou 0,5, ce qui, associé à des durées de cycle réduites autorisent des temps de doublement très faibles, inférieurs à la vingtaine d’années. Remarque : si l’on considère un parc de réacteurs, il faut tenir compte du fait que plusieurs réacteurs permettent de produire plus rapidement l’inventaire de Pu nécessaire au démarrage d’un nouveau réacteur. Le temps de doublement dit « composé TDc » est donc plus faible que celui dit « linéaire TDl » (TDc= TDl*Ln2).

Les réacteurs rapides : le complément des réacteurs à eau pour un nucléaire durable La très grande majorité des quelque 435 réacteurs nucléaires actuellement en service dans le monde n’utilise qu’une partie infime de l’uranium naturel, c’est-à-dire l’isotope fissile U 235 qui n’est présent qu’à hauteur de 0,7 % dans l’uranium naturel. La question de la durabilité des ressources en uranium devient alors une question centrale si l’on veut apprécier le rôle que peut jouer le nucléaire dans l’approvisionnement en énergie de la planète au cours du temps. En permettant de valoriser la quasi-totalité de l’uranium, les RNR multiplient par un facteur de l’ordre de 100 l’énergie que l’on peut extraire d’une masse donnée d’uranium naturel et multiplie d’autant la durée de capacité de production. Si l’on ajoute l’utilisation de l’uranium appauvri disponible, ainsi que les possibilités ultérieures d’extraction à des coûts beaucoup plus élevés, si nécessaire, on arrive à des durées de production quasi infinies. La gestion du plutonium produit dans les réacteurs actuels est un autre attendu conditionnant le développement de l’énergie nucléaire. Le plutonium constitue une matière énergétique extrêmement concentrée : la fission d’un gramme de plutonium libère presque autant d’énergie que la combustion de deux tonnes de pétrole. Contrairement aux réacteurs de technologie actuelle, les RNR peuvent utiliser sans limitation le plutonium produit par le parc nucléaire et assurer ainsi sa totale valorisation. Sans les RNR, le plutonium deviendrait un déchet à vie longue. Enfin, la question de la gestion des déchets nucléaires apparaît comme une préoccupation majeure de l’opinion publique vis-à-vis de l’acceptabilité à long terme du nucléaire. Le traitement actuel des combustibles usés, tel que mené en France, permet déjà de minimiser ces déchets. Les RNR offrent, de plus, la possibilité de transmuter les actinides mineurs en des éléments à vie beaucoup plus courte et donc d’optimiser encore la gestion de ces déchets. En conclusion, les neutrons rapides sont le complément idéal des réacteurs à eau actuellement en opération, pour assurer conjointement un nucléaire durable, capable de fournir l’énergie pendant des dizaines de milliers d’années, tout en optimisant le cycle du combustible et la gestion de l’ensemble des déchets.

Alain ZAETTA, Département d’étude des réacteurs

Références [1] AIEA redbook, « Ressources en uranium », 2011.

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Pourquoi des réacteurs rapides refroidis au sodium ?…

Pourquoi le sodium ?…

Le cahier des charges d’un caloporteur* de réacteurs rapides Pourquoi choisir le sodium comme fluide caloporteur d’un réacteur à neutrons rapides ? D’autres options sont possibles : plomb, sels fondus, hélium… Observons les critères de choix du caloporteur, ainsi que les enjeux et problèmes scientifiques ou techniques associés. Le premier enjeu dans le choix du caloporteur d’un réacteur nucléaire est celui de l’évacuation efficace de la chaleur produite dans le cœur du réacteur. À ce titre, le fluide choisi doit posséder une forte capacité calorifique et une bonne conductivité thermique. Il ne doit pas être trop visqueux, afin de ne pas nécessiter une puissance de pompage trop importante. Enfin, ses transitions de phase doivent être maîtrisées : s’il s’agit d’un liquide, il faut savoir éviter à la fois sa solidification, qui provoquerait une obstruction, et sa vaporisation, qui entraînerait une modification importante de ses propriétés de transport de chaleur. D’autres contraintes, d’ordre neutronique, doivent être prises en considération : le caloporteur primaire circulant dans le cœur du réacteur se trouve en présence du flux de neutrons. Le caloporteur ne doit pas absorber lesdits neutrons, ce qui restreint de façon drastique la composition chimique et isotopique du caloporteur; dans le cas d’un réacteur à neutrons rapides, il ne doit pas non plus les ralentir, ce qui exclut les éléments légers. De plus, le réacteur doit être stable : sa réactivité* doit baisser si la température du cœur augmente, ou si le caloporteur se vaporise. Enfin, le caloporteur ne doit pas se décomposer sous irradiation, ni s’activer outre mesure, afin de permettre la maintenance puis le démantèlement du réacteur dans des conditions radiologiques acceptables. Bien souvent, les problèmes d’activation* viennent des impuretés du caloporteur. Il est donc important de pouvoir se le procurer suffisamment pur pour pouvoir l’utiliser en réacteur, puis de savoir maintenir ce niveau de pureté par des techniques chimiques adéquates. Le caloporteur est en contact avec les structures du réacteur, et avec son combustible. Ce contact se traduit par des interactions thermo-mécanico-chimiques qui doivent être maîtrisées : les interactions structure-fluide en écoulement turbulent se traduisent par des vibrations, éventuellement de la cavitation, qu’il faut savoir éviter. Les fluctuations de température

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Fig. 16. Dépôt d’un mélange d’oxyde de plomb et de fer dans un circuit caloporteur plomb (réf. V.V. Ulyanov, Colloque de l’Académie des Sciences sur les fluides caloporteurs, 2013).

imposées en paroi par un fluide turbulent non isotherme peuvent déboucher sur la fatigue thermique* des matériaux. L’un des points de préoccupation majeurs concerne la maîtrise des interactions chimiques avec le caloporteur : il s’agit d’éviter la corrosion, les colmatages, la fragilisation des structures, le wastage*. Cette thématique inclut la dissolution-précipitation des aciers dans les métaux liquides impurs (fig. 16), et la fragilisation par les métaux liquides. Le thème de la sécurité du caloporteur comporte des enjeux de maîtrise du risque de toxicité (anoxie, dans le cas d’un gaz) et du risque incendie, en cas de fuite; Il s’agit aussi de s’assurer de la maîtrise des accidents : risques de bouchons, d’où la nécessité de savoir mesurer température, pression et débit dans le caloporteur; risques de fuite, qu’il faut savoir prévenir, mais aussi détecter rapidement, afin d’éviter incendies et explosions. En cas d’accident grave, il faut avoir la connaissance du comportement du caloporteur en interaction avec le corium*. Par ailleurs, le caloporteur doit permettre la maintenance et l’inspection en service du réacteur. Il faut pouvoir détecter une rupture de gaine de combustible, soit par détection chimique

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Échangeur de chaleur

Générateur de vapeur

Plenum froid Plénum chaud Barres de commande

Turbine

Générateur

Condenseur

Puissance électrique

Puits de chaleur Sodium primaire (Chaud) Pompe

Pompe Sodium secondaire Pompe

Cœur Sodium primaire (Froid)

Fig. 17. Photographie d’un robot d’inspection en service.

Fig. 18. Le RNR-Na.

de traces de produits de fission, soit par détection acoustique ; il faut pouvoir détecter déformations et fissures dans les structures du cœur, dans un milieu pas forcément transparent, et donc par des méthodes pas forcément optiques (fig. 17).

a pas de caloporteur idéal dans cette liste et que les choix sont encore ouverts, puisque toutes ces options sont toujours à l’étude dans les concepts de réacteurs rapides retenus par le Generation IV International Forum (fig. 18-21).

Enfin, il faudra un jour démanteler le réacteur, ce qui demande en particulier la maîtrise des techniques d’inertage du caloporteur.

Le concept de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium a connu un fort développement et bénéficie d’un retour d’expérience notable. Dans sa version de référence (fig. 18), il repose souvent sur un combustible de type oxyde à base d’uranium et de plutonium (MOX), additionné éventuellement

Générateur

Quatre échangeurs de chaleur à tube en U

Au vu de ce cahier des charges très contraignant, on comprend que le choix du caloporteur puisse être si structurant dans la conception d’un réacteur nucléaire et que les options possibles soient peu nombreuses. Dans la pratique, les caloporteurs crédibles pour les réacteurs à neutrons rapides sont le sodium et ses eutectiques (Na-K), le plomb et son eutectique (Pb-Bi), le gaz (hélium ou CO2), les sels fondus (fluorures). Force est de reconnaître qu’il n’y

Module Réacteur à cartouche combustible amovible Module de refroidissement Caloporteur plomb liquide

Turbine Récupérateur de chaleur Compresseur Puits de chaleur

Réacteur

Fig. 19. Le RNR-Pb.

Pourquoi le sodium ?…

Intercooler Compresseur

Pré-cooler

Les options possibles pour le caloporteur

Puissance électrique

Tête d’échangeur

Cœur du réacteur

À tout cela, on doit encore ajouter la nécessité de disposer à l’échelle industrielle des composants du circuit caloporteur, en particulier des pompes et des échangeurs de chaleur, ainsi que de l’instrumentation de contrôle associée.

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Puissance électrique

Générateur

Hélium

Cœur du réacteur

Turbine

Puits de chaleur

Pré-cooler

Réacteur

Intercooler

Récupérateur de chaleur

Puits de chaleur

Barres de commande Compresseur

d’actinides mineurs. Le fluide utilisé pour les circuits primaires et secondaires est le sodium. Le concept de réacteur rapide à caloporteur plomb-bismuth (fig. 19) a connu un développement en URSS pour la propulsion navale. Le caloporteur envisageable est du plomb métal ou un eutectique plomb/bismuth, transparent aux neutrons rapides. Le combustible est MOX ou nitreux et peut contenir des transuraniens.

On trouvera ci-après une grille résumant les avantages-inconvénients de ces caloporteurs.

Barres de commande Sel de refroidissement

Plusieurs variantes de réacteurs à caloporteurs sels fondus (fig. 21) ont été étudiées et quelques prototypes construits. La plupart des concepts actuellement étudiés se basent sur un combustible dissous au sein d’un sel fluoré. Ce concept associe au réacteur une usine de retraitement en ligne qui permet d’extraire en continu les produits de fission.

En Europe, ces quatre options de caloporteur sont explorées en parallèle, avec les projets ASTRID (RNR sodium, proposé par le CEA), MSFR (RNR Sels fondus, étudié par le CNRS), ALLEGRO (RNR hélium, étudié par un consortium de pays d’Europe de l’Est), MYRRHA (ADS* refroidi au plomb, proposé par la Belgique) et ALFRED (RNR plomb, projet européen).

Fig. 20. Le RNR-gaz.

Réacteur

Les concepts de réacteur rapide à caloporteur gaz (fig. 20) reposent sur différentes configurations de combustible (crayons, plaques, prismatique), différentes formes physico-chimiques du combustible (notamment à base de céramique) et un caloporteur hélium. La température en sortie de cœur est environ de 850 °C ; la production électrique est réalisée par une turbine à gaz qui assure une bonne efficacité thermique.

Puissance électrique

Générateur

Sel purifié Échangeur de chaleur Turbine

Récupérateur de chaleur

Pompe

Des quatre caloporteurs envisagés ici pour les RNR, c’est le sodium qui bénéficie du plus grand retour d’expérience. Pour les trois autres caloporteurs (SF, Pb, He), on est encore bien plus loin de la maîtrise industrielle. À titre d’exemple, l’encadré, p. 22, résume l’état des connaissances et des difficultés liées au choix de matériaux pour le caloporteur plomb.

Pré-cooler

Unité de retraitement Bouchon froid Pompe

Puits de chaleur

Réservoirs de secours Intercooler

Compresseur

Fig. 21. Le réacteur à sels fondus.

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

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Tableau 3.

Eau

Sodium

Coût et disponibilité du fluide caloporteur.

Disponible à un coût négligeable.

Disponible à coût faible.

Température à laquelle le caloporteur peut fonctionner. Cette température influe directement sur le rendement du système de conversion d’énergie.

Mauvais. Les limitations en température sont dues à l’ébullition et à la corrosion.

Bon.

Figure de mérite du point de vue du transfert thermique : capacité calorifique, conductivité thermique.

Très bon.

Excellent.

Aspects neutroniques, transparence aux neutrons.

Médiocre. L’eau légère absorbe les neutrons ; le fort pouvoir modérateur de l’eau liquide limite son usage aux réacteurs à spectre thermique.

Bon. Le sodium absorbe peu les neutrons. Très faiblement modérateur, il est compatible avec un spectre rapide. Le sodium s’active très peu.

Corrosion, érosion, colmatages.

Médiocre. L’eau à haute température est corrosive.

Bon. Le sodium est très peu corrosif pour les structures du réacteur.

Technologie : purification et contrôle de l’état physico-chimique du caloporteur.

Nous savons faire.

Technologie : Joints, étanchéité, détection de fuites.

Moyen.

Moyen. Les réacteurs au sodium fonctionnent à pression quasi atmosphérique, ce qui est un atout.

Technologie : gros composants.

La technologie est au point !

Échangeurs* de chaleur à développer, si choix d’un caloporteur tertiaire gaz.

Technologie : Inspectabilité du réacteur.

Excellent. Des inspections visuelles sont possibles lors des arrêts dans certaines zones.

Mauvais. Certes, le réacteur est faiblement activé, mais le sodium n’est pas transparent. L’inspection périodique des surfaces en milieu opaque est difficile.

Sûreté.

Bonne. Risque de vaporisation, avec forte modification des caractéristiques neutroniques et de transfert thermique du caloporteur eau.

Bonne, au plan neutronique (très peu de risque d’accident de réactivité) et thermohydraulique (forte marge avant ébullition) ; Mauvaise, au plan de la physicochimie (s’enflamme à l’air et réagit violemment avec l’eau).

Pourquoi le sodium ?…

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Hélium

Plomb

Sels

Cher.

Le plomb est disponible à coût faible ; le bismuth est moins facilement disponible.

La Lithium est une ressource rare et chère. La nécessité d’enrichir le lithium en Li 7 alourdit la facture.

Excellent.

Bon.

Mauvais. Le transfert thermique solide-gaz est médiocre, ce qui oblige à faire travailler le caloporteur à fort débit et sous forte pression et limite la puissance volumique du cœur. La circulation du caloporteur gaz est coûteuse en puissance de soufflage.

Moyen. Pas de problème de changement de phase.

Très bon. La capture neutronique dans le gaz est très faible. Son pouvoir modérateur est inexistant et il est compatible avec un spectre thermique ou rapide.

Très bon. La variante Pb Bi s’active (production de Po 210), d’où des problèmes de radioprotection et de gestion du caloporteur, lors du démantèlement.

Bon, mais on ne peut avoir un spectre très dur. Nécessité d’un LiF enrichi en Li 7, sous peine de voir le réacteur produire beaucoup de tritium.

Risque de corrosion par les impuretés de l’hélium. Risques d’abrasion par les poussières entraînées par un flux de gaz à haute vitesse.

Très mauvais. La maîtrise de la corrosion dépend du contrôle du potentiel redox et de la température (trop oxydant, on oxyde le plomb ; trop réducteur, on dissout les aciers). Saura-t-on maîtriser aussi finement le potentiel redox dans un réacteur industriel ? Risques de corrosion, mais aussi d’érosion et de colmatage par des oxydes mixtes PbFeO (slag). Risques de fragilisation par les métaux liquides.

Mauvais. Le sel est corrosif, principalement du fait de ses impuretés. Le contrôle du redox est crucial.

Technologie à développer.

Technologie balbutiante (le contrôle du redox est crucial).

La technologie n’existe pas. Nettoyer le sel par bullage est un défi majeur, dont dépend la viabilité du concept de MSFR.

Le gaz pose des problèmes d’étanchéité. L’hélium est un caloporteur rare et cher… surtout s’il fuit !

À développer.

Beaucoup de développements à prévoir (échangeurs de chaleur, calorifuges, turbines).

Les pompes à plomb restent à développer.

Les échangeurs de chaleur à plaques seront difficiles à concevoir (corrosion) et peu performants (grosse chute de température, du fait de la médiocre conductivité thermique du sel) cela amène le sel secondaire très près de sa température de solidification.

Excellent. Le réacteur est faiblement activé. La transparence du gaz facilite maintenance et interventions dans le réacteur.

Mauvais. Le plomb n’est pas transparent. L’inspection périodique des surfaces en milieu opaque est difficile.

Mauvais. Certes, les sels sont transparents (le sont-ils encore après irradiation?), mais aucun hublot ne résiste aux fluorures…et les instruments eux-mêmes (thermocouples, chambres à fission…) vont souffrir. Le cœur sera très fortement activé (le combustible n’étant pas gainé), ce qui le rend difficilement inspectable.

Bonne, au plan neutronique (très peu de risque d’accident de réactivité). Bonne, au plan physico-chimique (absence de changement de phase et de réactivité chimique). Mauvaise au plan thermohydraulique : une forte baisse de pression lui fait perdre ses capacités de caloporteur. En cas de brèche, l’évacuation de la puissance résiduelle pose problème.

Bonne, au plan neutronique. Moyenne, au plan thermohydraulique (la température de fusion élevée entraîne des risques de bouchage par solidification aux points froids) ; Mauvaise aux plans de la physicochimie, (problèmes de corrosion-érosion-colmatage) et de la mécanique (vulnérabilité au séisme, du fait de la forte densité du plomb).

Bonne, au plan neutronique. Moyenne au plan thermohydraulique (la température de fusion élevée entraîne des risques de bouchons par solidification aux points froids) ; Mauvaise au plan de la physico-chimie (risques de corrosion-colmatage). L’absence de première barrière (si combustible liquide) permet aux PF de se balader dans le circuit primaire, avec risque d’accumulation aux endroits froids. Risques de précipitation d’oxy-fluorures, en cas d’entrée d’air.

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

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Quelques difficultés liées à la recherche de matériaux compatibles avec le caloporteur plomb

Le plomb a un pouvoir corrosif très fort sur l’ensemble des matériaux métalliques habituellement utilisés dans les réacteurs : matériaux austénitiques, ferritiques ou martensitiques. Il dissout, en particulier, le nickel des alliages.

ont été développés et permettent d’obtenir de bons résultats pour les gaines, dans certains tests, mais ne suffisent pas pour les pompes où d’autres matériaux sont en développement.

La seule protection contre cette dissolution est l’établissement d’une couche d’oxydes en surface en maintenant dans le plomb un niveau d’oxygène précis par injection contrôlée. Par contre, si ce niveau est mal contrôlé et devient localement trop élevé, des oxydes de plomb insolubles se forment et peuvent conduire à des désordres divers (c’est ce phénomène qui a conduit à des incidents par obstruction du cœur sur les sousmarins nucléaires russes qui utilisaient ce caloporteur depuis abandonné).

En outre, cette présence d’oxydes conduit à des dépôts cumulatifs dans les tubes d’échangeurs et de générateurs de vapeur qui diminuent le coefficient d’échange de manière progressive. L’utilisation de dépôts protecteurs à base d’alumine semble aussi nécessaire à ce niveau.

Le rôle protecteur de cette couche d’oxydes a deux limites : la température, avec une limite aux environs de 480 °C, et la vitesse du fluide avec une limite aux environs de 2 m/s. On voit donc que cette protection ne suffit pas pour certaines zones du réacteur, et en particulier, pour les matériaux des gaines et des pompes, où les vitesses de circulation sont importantes. Des procédés de protection par dépôt d’alumine

D’autres problèmes, assez complexes, ont aussi été découverts lors des essais, comme des variations de composition des couches d’oxyde protectrices dans le temps, ou des corrosions rapides dans les zones de frottement entre les gaines et les fils espaceurs des assemblages combustibles. Les recherches et essais se poursuivent dans ces domaines pour tenter de trouver des solutions acceptables tant au niveau faisabilité industrielle, qu’au niveau de la sûreté de conception d’un tel réacteur.

Bernard BONIN, Direction scientifique

Pourquoi le sodium ?…

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Table des matières

Préface Introduction Pourquoi des réacteurs rapides refroidis au sodium ?

Pourquoi des Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR) ? Neutrons rapides ou neutrons thermiques ?… Plutonium et réacteurs nucléaires

5 7 9

11 11 12

Les raisons de la limitation du recyclage du Pu dans les réacteurs à eau

L’intérêt des réacteurs rapides

La possibilité de multirecyclage du Pu Possibilité d’utilisation de tout l’uranium naturel Les conséquences sur le potentiel énergétique des ressources conventionnelles mondiales L’optimisation des déchets nucléaires La flexibilité des RNR dans la gestion des matières nucléaires

13 14 14 15 16

Les réacteurs rapides : le complément des réacteurs à eau pour un nucléaire durable

Pourquoi le sodium ?… Le cahier des charges d’un caloporteur* de réacteurs rapides Les options possibles pour le caloporteur

17 17 18

Les propriétés physiques et chimiques du sodium Un métal bien connu Propriétés physiques Propriétés chimiques Propriétés neutroniques

23 23 24 26 27

Conception des réacteurs rapides refroidis au sodium

Principes généraux de conception Un circuit secondaire en sodium Réacteur intégré ou à boucles ?… L’organisation du circuit primaire : collecteur chaud /collecteur froid Sommier et platelage Organisation des cuves : refroidies ? Posées ? Pendues ? Refroidissement / protection de la cuve principale La dalle L’organisation du circuit secondaire Et l’évacuation de la puissance résiduelle ? Et si on remplaçait l’eau par le gaz ? La manutention des assemblages combustibles La mitigation des accident graves Quelle puissance ? Réacteur breeder ou burner ? Des choix largement liés à l’évolution des critères de sûreté

35 36 36 36 36 37 37 37 38 38

Conception du cœur d’un RNR La physique du cœur d’un RNR Les coefficients de contre-réaction

39 39 40

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

31 31 32 33 34

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L’effet Doppler L’effet de vidange du sodium Les effets mécaniques de dilatation/compaction du cœur

40 40 41

Pilotage d’un cœur de réacteur rapide

La proportion de neutrons retardés (ou bêta effectif) La perte de réactivité et le contrôle du cœur

42 42

L’architecture d’un cœur rapide

Le choix du combustible Définition de l’assemblage combustible Définition des assemblages fertiles (ou transmutateurs) Protection neutroniques latérales et stockages internes Bilan de l’architecture globale d’un cœur rapide

43 43 43 43 43

Historique et bilan de fonctionnement des RNR-Na

Historique des RNR-Na La trilogie française

47 47

RAPSODIE PHÉNIX : La première période de fonctionnement SUPERPHÉNIX L’après SUPERPHÉNIX Fonctionnement final de PHÉNIX

47 48 49 51 51

Les réacteurs rapides sodium dans le monde

Le bilan de fonctionnement des RNR-Na dans le monde BN 350 PFR MONJU PHÉNIX

55 55 55 55 56

Fonctionnement du réacteur PHÉNIX de 1974 à 1990 Fonctionnement du réacteur de 2004 à 2009

56 56

SUPERPHÉNIX BN 600

57 59

Comparaison des taux de disponibilité de BN 600 et du réacteur à eau de Tricastin I

Un bilan global mitigé

Bilan des incidents survenus sur les RNR sodium Les incidents sur les réacteurs rapides : une information très partagée à l’international Les principaux incidents survenus et le retour d’expérience correspondant

61 61

Fonctionnement des générateurs de vapeur (réactions sodium-eau) Fonctionnement des composants primaires (pompes et échangeurs) Le fonctionnement de la manutention Les fuites ou transferts intempestifs de sodium Les entrées d’air ou d’impuretés Les expériences sur le combustible et les ruptures de gaines Fonctionnement et pilotage neutronique/ variation de réactivité Problèmes de matériaux Les aérosols sodium Le bouchage d’assemblage combustible

61 63 63 63 64 65 65 66 66 66

Un retour d’expérience précieux

L’expérience de démantèlement des réacteurs rapides sodium Les spécificités du démantèlement d’un réacteur rapide sodium Le lavage des assemblages Le lavage/démontage des composants Le traitement du sodium des circuits et du sodium résiduel Le traitement de l’ensemble des circuits ayant contenu du sodium Les dispositions pour les pièges contenant des produits actifs

216

Table des matières

69 69 69 69 69 70 70

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Le point sur le démantèlement d’un certain nombre de réacteurs

Les réacteurs américains : EBR1, EBR2, FFTF… Les réacteurs anglais : PFR et DFR Les réacteurs russes : BOR 10 et BN350 Le réacteur allemand KNK II

70 71 71 72

Le cas du réacteur SUPERPHÉNIX I Une expérience partagée

72 75

Sûreté et Environnement

La sûreté des RNR-Na L’évacuation de la puissance résiduelle

79 79

L’évacuation de la puissance résiduelle sur SUPERPHÉNIX

Mécanique dynamique du cœur, sensibilité au gerbage L’effet de vidange sodium Les fuites de sodium La réaction sodium-eau La détection de la réaction sodium-eau La sûreté : un défi pour les réacteurs rapides sodium du futur

81 81 82 83 84 85

Les avantages environnementaux des RNR-Na La dosimétrie Les rejets gazeux La production de tritium Les rejets liquides Les déchets solides L’eau de refroidissement

87 87 87 88 89 90 90

L’impact chimique L’impact thermique

90 90

Le cycle du combustible et déchets nucléaires Un bilan favorable pour les réacteurs rapides sodium

90 90

La technologie des RNR-Na

La système de conversion d’énergie des RNR-Na Les circuits intermédiaires Le générateur de vapeur

95 95 96

Classification par la conception des tubes d’échange Classification selon la taille des appareils Classification selon le choix du matériau des tubes Classification des générateurs de vapeur à corps séparés ou non Approches et stratégies vis à vis du risque de réaction sodium-eau dans un générateur de vapeur Conséquences d’une réaction sodium-eau dans un générateur de vapeur Objectifs de sûreté vis à vis de la réaction sodium-eau dans un générateur de vapeur Prévention d’une réaction sodium-eau Détection d’une réaction sodium-eau dans un générateur de vapeur Mitigation d’une réaction sodium-eau dans un générateur de vapeur Retour d’expérience d’incidents de réaction sodium-eau Le générateur de vapeur : un composant de conception délicate

98 98 99 100 100 100 101 101

Le système de conversion d’énergie sodium-gaz : une alternative au système de conversion d’énergie eau-vapeur

102

Les composants principaux des réacteurs rapides sodium Les pompes mécaniques primaires et secondaires Les échangeurs intermédiaires Le bouchon couvercle cœur Les barres de commande Les autres composants Des composants dont la conception peut encore évoluer… Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

96 96 97 98

105 105 106 106 108 108 109

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La chimie du sodium Les outils de mesure dédiés à la chimie

111 111

Les indicateurs de bouchage Les dispositifs de mesure de la teneur en hydrogène dans le sodium secondaire Oxygène-mètres, tritium-mètres Les systèmes de prélèvement

111 112 112 113

La purification du sodium : les pièges froids Phénomènes chimiques en jeu et retour d’expérience

113 115

L’activation du sodium primaire Le piégeage du tritium Corrosion et transferts de masse La pollution du sodium primaire à la suite des ruptures de gaine

115 116 116 116

Vers une meilleure maîtrise de la chimie du sodium dans les réacteurs rapides

116

La technologie sodium La détection de fuites sodium Mesure des températures, débits et niveaux Les mesures de température Les mesures de débit Les mesures de niveaux

120 120 121

L’instrumentation chimique et radiochimique

121

La détection hydrogène

122

La robinetterie sodium Le lavage / décontamination

122 123

Lavage Décontamination

123 123

Les problèmes causés par les transferts de sodium en phase gaz

124

La formation d’aérosols Les problèmes créés par les dépôts d’aérosols Les thermosiphons dans les traversées Les systèmes de séparation du sodium

124 124 124 124

La purification du gaz par barboteur NaK La tribologie sodium Une technologie sodium à maintenir pour le futur

125 125 125

Les progrès de l’inspection en service La spécificité des techniques et procédés utilisés pour inspecter les RNR-Na Une comparaison avec les dispositifs utilisés sur les réacteurs à eau Méthodologie et définition de l’inspection en service nécessaire La surveillance continue

127 127 128 128

Les réseaux de Bragg pour l’instrumentation des réacteurs RNR-Na

130

Les contrôles périodiques

132

Les matériaux du réacteur rapide sodium Composants, conditions de service et matériaux

218

119 119 120

135 135

Structures hors cœur Structures de cœur

135 136

Comportement des matériaux de structures hors cœur

137

Propriétés de fluage, fatigue et fatigue-relaxation Compatibilité physico-chimique avec le sodium

137 138

Comportement des matériaux de cœur

139

Historique de la R&D développée en France sur les matériaux de cœur rapide ayant abouti à l’actuel AIM1 et préparé l’émergence d’une nouvelle R&D Matériaux avancés pour cœurs filière: les aciers ODS

139 141

Table des matières

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Le combustible des RNR-Na Le système combustible des RNR-Na

143 143

Les exigences de conception L’assemblage L’aiguille Le combustible

143 143 143 145

Bilan des connaissances

145

Les conditions de fonctionnement d’une aiguille RNR-Na L’oxyde Les carbures et nitrures Les alliages métalliques

146 146 150 151

Oxyde ? métal ? carbure ? nitrure ? le choix est encore ouvert

152

Le cycle du combustible des réacteurs à neutrons rapides

155

Les réacteurs à neutrons rapides (RNR) et leur cycle du combustible pour un nucléaire plus économe des ressources naturelles, et plus propre

155

Réacteurs à eau, réacteurs rapides et cycle du combustible : un système intégré Réacteurs à neutrons rapides et cycle du combustible sont indissociables Réacteurs à neutrons rapides et réacteurs à eau sont complémentaires Les scénarios de déploiement de la filière « rapide » Flexibilité et complémentarité

157 157 157 158 159

L’expérience de traitement des combustibles des réacteurs rapides sodium L’expérience française de traitement des combustibles d’oxyde d’uranium et de plutonium des réacteurs à neutrons rapides

161 161

L’expérience sur l’atelier AT1 de La Hague L’expérience de retraitement à l’APM L’expérience de retraitement dans l’usine UP2-400 de La Hague

161 162 165

Bilan du retour d’expérience français sur les opérations de retraitement

165

Le démantèlement des assemblages Le cisaillage des aiguilles La dissolution du combustible La clarification Les cycles d’extraction Les déchets Un retour d’expérience unique au monde La fabrication du combustible « rapide »

165 165 165 166 166 166 166 167

Les alternatives au combustible oxyde mixte RNR Une alternative à l’hydrométallurgie* : le retraitement des combustibles métalliques des réacteurs à neutrons rapides par pyrométallurgie* Une faisabilité acquise, des variantes possibles

167

La transmutation des actinides mineurs dans les réacteurs à neutrons rapides Le choix des corps à transmuter La physique de la transmutation en réacteur Les différents modes de transmutation La qualification des concepts pour la transmutation

168 169 171 171 172 173 174

Des premiers essais encourageants Le redémarrage de PHÉNIX pour une campagne dédiée d’essais de transmutation dans un RNR Des essais à poursuivre

174

Les impacts de la transmutation sur les installations du cycle du combustible La transmutation : passer de la recherche à l’industrie ?

175 176

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

174 175

219

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Projets pour le futur

177 e

Les enjeux de la 4 génération de centrales nucléaires Les réacteurs en construction ou en projet dans le monde Les réacteurs russes BN 800, BN 1200 et MBIR

177 179 179

BN 800 BN 1200 MBIR

179 180 180

Les réacteurs indiens PFBR et FBR Le réacteur japonais JSFR Le réacteur coréen PGSFR Le réacteur chinois CEFR et le projet CFR 600 Les petits réacteurs modulaires

181 181 183 184 184

Le réacteur 4S Le Projet SMFR

185 185

Récapitulatif des réacteurs rapides sodium en projet ou en construction dans le monde Un intérêt soutenu dans le monde

186 186

Le projet ASTRID (juin 2013) Le cahier des charges du réacteur ASTRID Les orientations de conception d’ASTRID

189 189 190

La prévention de la fusion du cœur La prise en compte d'un accident de fusion du cœur L’inspectabilité des structures en sodium La diminution des risques liés à l'affinité du sodium avec l'oxygène Diminution de la durée des arrêts La transmutation dans ASTRID La maîtrise du coût

190 191 191 192 193 193 194

L’organisation du projet ASTRID Le calendrier et les principales échéances

194 195

L’économie des réacteurs rapides sodium Le coût d'investissement d'un RNR-Na par rapport à celui d’un REL Les ressources en uranium naturel

197 197 198

Le cas du thorium 198 Prospective de consommation d’uranium dans le monde et durabilité correspondante 198 Evolution du prix de l'Uranium naturel à long terme et date de compétitivité des RNR 199

La part du coût du plutonium sur la compétitivité des RNR L’utilisation des RNR pour mieux boucler le cycle du combustible MOX Gestion des déchets : le coût de la transmutation dans un RNR / le gain sur le stockage final Les autres critères de développement des RNR Les réacteurs rapides, voie d’avenir pour rendre le nucléaire durable Conclusion

200 201 201 203

Des premiers réacteurs à neutrons rapides à ceux d’aujourd’hui Le choix du caloporteur : du mercure au NaK puis au sodium Fermer le cycle du combustible Atouts et contraintes spécifiques du sodium comme caloporteur Perspectives d’avenir pour les RNR sodium en France : projets à moyen terme et recherche à plus long terme Les déploiements des RNR sodium : défis et perspectives Glossaire-index

220

200 200

203 203 203 205 206 207 209

Table des matières

Couv_mono7FR_BaT2:Couv_mono7FR_BàT

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Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives

e-den Une monographie de la Direction de l’énergie nucléaire

e-den Une monographie de la Direction de l’énergie nucléaire Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

22 € ISBN 978-2-281-11675-5 ISSN 1950-2672

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Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium