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Les Réacteurs du futur H.Nifenecker. Combustible: Uranium enrichi (3,5% U235) Mox 1/3 45000 MWJ/T Caloporteur: Eau 150 bars Echangeur Ralentisseur: Eau.

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1 Les Réacteurs du futur H.Nifenecker

2 Combustible: Uranium enrichi (3,5% U235) Mox 1/ MWJ/T Caloporteur: Eau 150 bars Echangeur Ralentisseur: Eau Contrôle: Eau borée+Barres

3 EPR REP Amélioré Récupération du Corium Absorption de lHydrogène Uranium plus enrichi Mox 100%, MWJ/T Meilleure protection du bâtiment: Double enceinte Résistance aux séismes

4 EPR ArtisteEPR Artiste

5 EPR Coupe EPR Coupe

6 Euros/kWe actualisation 3%actualisation 5%actualisation 8%actualisation 11% Coûts de construction 1043 Intérêts intercalaires Divers Démantèlement 22,46,51,20,2 Investissement total Influence des taux dactualisation sur le coût du kWh fourni par lEPR (DGEMP 2003). En labsence dactualisation le coût du démantèlement serait de lordre de 160 euros/kWe. Coûts dinvestissement

7 Coûts du kWh Euros/MWhEPR 1200 MWe Finlande CCG Finlande Investissement 17,119,95,67,0 Exploitation 4,87,23,11,5 Combustible 4,23,025,223,7 R et D 0,6 Total 27,730,133,932,2 Comparaison des coûts du courant produit par lEPR et une centrale à gaz fonctionnant tous deux en base (Rapport OPECST). Les chiffres de létude finlandaise pour un réacteur de 1200 MWe sont également donnés.

8 EPRN4 Puissance thermiqueMW Puissance électriqueMW Rendement%3634 Nombre dassemblages Taux de combustionGWj/t>6045 Résistance sismiqueg0,250,15 Irradiation du personnelhommenSv/an/réacteur0,41 Durée de vieannées6040 Comparaison EPR-N4

9 Noyaux fissiles Uranium 235, 233 Plutonium 239, 241

10 Noyaux fertiles Noyau Fertile+1n Noyau Fissile 2 désintégrations (Z,N)+(0,1) (Z,N+1) (Z+1,N) (Z+2,N-1) (Z,A)+n (Z+2,A+1) Th232+n U233 U238+n Pu239

11 Systèmes (sur)régénérateurs 1.Neutrons rapides Th232+n U233 U238+n Pu239 2.Neutrons lents Th232+n U233

12 Fonctions dun réacteur Générer des fissions: Elément combustible Extraire les calories: Caloporteur+Echangeurs Contrôle de la réactivité: Barres, Eau borée… Ajustement de la vitesse des neutrons: Ralentisseur

13 Génération IV Participants: Argentine Brésil Canada France Japon Afrique du Sud Corée du Sud USA UK

14 Conditions à remplir Sûreté Systèmes « pardonnant » Systèmes passifs Confinement Non prolifération Pas de fissile pur Résistance au terrorisme Sûreté Transports Production de déchets Minimisation Transuraniens Utilisation du combustible Grands taux dirradiation (Burn-up) (Sur)Régénération

15 Types de réacteurs Réacteurs à eau: Eau Supercritique Tubes de force Réacteurs à gaz Neutrons lents, très haute température Neutrons rapides, sur-générateurs U-Pu Réacteurs refroidis par métal liquide Sodium liquide, surgénérateurs U-Pu Plomb (Bismuth) fondu U-Pu Réacteurs à Sel fondu Neutrons lents, surgénérateurs Th-U Réacteurs hybrides Accélérateur, sous-criticité

16 Réacteurs à Eau

17 Eau Super-critique Point critique: T=374 d°, P=221 bars REBRESC Puissance MWe Pression Bar 72 (REP 150)250 Rendement % 34,544 T entrée/sortie °C 278/287280/508 Débit kg/s kW/litre 50,6101 Possibilité de réacteur rapide

18 Réacteurs à Gaz

19 Très Haute Température Combustible très réfractaire Refroidissement de secours par radiation Pas de fusion de cœur possible (petits réacteurs) Très bon rendement Possibilité de co-génération Production dhydrogène Grand « burn-up » Non-proliférant Retraitement difficile

20 Très haute température

21 Réacteur bouletRéacteur boulet

22 Combustible Boulet

23 Rapides à Gaz Régénération U-Pu possible Grand « Burn-ups » Réacteurs plus grands que pour les VHTR Pas de sûreté passive Retraitement du combustible?

24 Rapides à GazRapides à Gaz

25 Combustible prisme

26 Réacteurs à métal fondu

27 Type SPx

28 Réacteur au Plomb

29 Réacteurs à sels fondus

30 Contexte et objectifs - Sobriété : comment surgénérer la matière fissile ? « neutrons disponibles » par fission nouvelle fission pour criticité neutrons produits par fission capture parasite sur fissile capture sur fertile pour régénération valeurs types de l 233 U cycle U/Pu en spectre rapide ou cycle Th/U (rapide ou thermique) Nb de neutrons disponiblesNb de neutrons disponibles

31 2. Exploration des potentialités de la filière (Th/U)F 4 b. Production de déchets - Radiotoxicités induites par les actinides du cycle thorium Calcul des radiotoxicités r i = facteur de dose (Sv/Bq) Gain en radiotoxicité cycle ThGain en radiotoxicité cycle Th

32 Exemple MSBRExemple MSBR

33 1. Réévaluation dun projet de RSF surgénérateura. Présentation et modélisation - Extraction des PF (T = 10 j) - Bullage dhélium (gaz) - Extraction réductrice - Terres rares à 20% - Th maintenu en sel - Ajout de Th (inv. NL constant) - Extraction préalable des NL - Décroissance du 233 Pa - Au moins 3 x 27 jours - Extraction 233 U surgénéré - Réinjection du reste - Fluoration préalable de lU - UF 4 + F 2 -> UF 6 volatile - Extraction de lU à 99% - Procédé intéressant - Inventaire dU minimisé - Autres avantages à suivre - Lunité de retraitement : 3 extractions successives TraitementTraitement

34 Systèmes hybrides Faisceau de protons haute énergie sur cible Pb: Produit 30n/proton de 1 GeV =Source de neutrons Réacteur sous-critique k=0,9..0,98 Gain en neutrons: n/p GeV/GeV proton Incinération des actinides mineurs Test de nouveaux systèmes

35 Systèmes hybridesSystèmes hybrides

36 Participation française CEA (chef de file), Framatome-ANP, EDF, COGEMA, CNRS

37 Bibliographie Sur les réacteurs du futur La Jaune et la Rouge: Energie et Environnement Aout-Sept.2004 p.26 Quelles solutions pour un nucléaire durable par E.Huffer (EPR) Autres contributions par lauteur sur des sujets connexes: « Lénergie nucléaire a-t-elle un avenir? » H.Nifenecker, ed. Le Pommier « Lénergie dans le monde: bilan et perspectives » J.L.Bobin, H.Nifenecker, C.Stéphan ed. EDP Sciences « Pour un droit probabiliste », H.Nifenecker et al., Préventique n°72 « L'Energie nucléaire peut-elle stabiliser la concentration des gaz à effet de serre » H.Nifenecker et al. Revue de lEnergie 531(2001)575


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