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 Contrôle: Eau borée+Barres

EPR REP Amélioré Récupération du Corium Absorption de l’Hydrogène Uranium plus enrichi  Mox 100%, 65000 MWJ/T Meilleure protection du bâtiment: Double enceinte Résistance aux séismes

EPR Artiste

EPR Coupe

Coûts d’investissement Euros/kWe actualisation 3% actualisation 5% actualisation 8% actualisation 11% Coûts de construction 1043 Intérêts intercalaires 122 216 341 579 Divers 225 229 239 249 Démantèlement 22,4 6,5 1,2 0,2 Investissement total 1413 1496 1663 1871 Influence des taux d’actualisation sur le coût du kWh fourni par l’EPR (DGEMP 2003). En l’absence d’actualisation le coût du démantèlement serait de l’ordre de 160 euros/kWe.

Coûts du kWh Euros/MWh EPR 1200 MWe Finlande CCG Investissement 17,1 19,9 5,6 7,0 Exploitation 4,8 7,2 3,1 1,5 Combustible 4,2 3,0 25,2 23,7 R et D 0,6 Total 27,7 30,1 33,9 32,2 Comparaison des coûts du courant produit par l’EPR et une centrale à gaz fonctionnant tous deux en base (Rapport OPECST). Les chiffres de l’étude finlandaise pour un réacteur de 1200 MWe sont également donnés.

hommenSv/an/réacteur   Comparaison EPR-N4   EPR N4 Puissance thermique MW 4250-4500 4250 Puissance électrique 1500-1600 1450 Rendement % 36 34 Nombre d’assemblages 241 205 Taux de combustion GWj/t >60 45 Résistance sismique g 0,25 0,15 Irradiation du personnel hommenSv/an/réacteur 0,4 1 Durée de vie années 60 40

Noyaux fissiles Uranium 235, 233 Plutonium 239, 241

Noyaux fertiles Noyau Fertile+1nNoyau Fissile 2 désintégrations b (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

Systèmes (sur)régénérateurs Neutrons rapides Th232+n U233 U238+n Pu239 Neutrons lents

Fonctions d’un 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

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

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

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

Réacteurs à Eau

Eau Super-critique REB RESC Point critique: T=374 d°, P=221 bars 1356 Puissance MWe 1356 1570 Pression Bar 72 (REP 150) 250 Rendement % 34,5 44 Tentrée/sortie °C 278/287 280/508 Débit kg/s 14500 1816 kW/litre 50,6 101 Possibilité de réacteur rapide

Réacteurs à Gaz

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 d’hydrogène Grand « burn-up » Non-proliférant Retraitement difficile

Très haute température

Réacteur boulet

Combustible Boulet

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

Rapides à Gaz

Combustible prisme

Réacteurs à métal fondu

Type SPx

Réacteur au Plomb

Réacteurs à sels fondus

Nb de neutrons disponibles Contexte et objectifs Nb de neutrons disponibles - Sobriété : comment surgénérer la matière fissile ? - 1 nouvelle fission pour criticité n neutrons produits par fission (2.5) capture parasite sur fissile - a (0.1) capture sur fertile pour régénération - (1+a) (1.1) valeurs types de l’233U « neutrons disponibles » par fission = n - 2(1+a) (0.3) cycle U/Pu en spectre rapide ou cycle Th/U (rapide ou thermique)

Gain en radiotoxicité cycle Th 2. Exploration des potentialités de la filière (Th/U)F4 b. Production de déchets Gain en radiotoxicité cycle Th - Radiotoxicités induites par les actinides du cycle thorium Calcul des radiotoxicités ri = facteur de dose (Sv/Bq)

Exemple MSBR

Traitement L’unité de retraitement : 3 extractions successives 1. Réévaluation d’un projet de RSF surgénérateur a. Présentation et modélisation Traitement L’unité de retraitement : 3 extractions successives Fluoration préalable de l’U UF4 + F2 -> UF6 volatile Extraction de l’U à 99% Procédé intéressant - Inventaire d’U minimisé Autres avantages à suivre Extraction préalable des NL Décroissance du 233Pa Au moins 3 x 27 jours Extraction 233U surgénéré Réinjection du reste - Extraction des PF (T = 10 j) Bullage d’hélium (gaz) Extraction réductrice Terres rares à 20% Th maintenu en sel Ajout de Th (inv. NL constant)

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: 10..50 300..1500 n/p 60..3000 GeV/GeV proton Incinération des actinides mineurs Test de nouveaux systèmes

Systèmes hybrides

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

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) http://sfp.in2p3.fr/Debat/debat_energie/actu.htm Autres contributions par l’auteur sur des sujets connexes: « L’énergie nucléaire a-t-elle un avenir? » H.Nifenecker, ed. Le Pommier « L’énergie 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 l’Energie 531(2001)575