DES REACTEURS NUCLEAIRES POUR LE FUTUR VHTR

Les concepts retenus par le forum GIV Abréviation Animateur dans le forum GIV Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium SFR Sodium Fast Reactor Japon Réacteur à neutrons rapides refroidis au gaz GFR Gas Fast Reactor France - Etats-Unis Réacteur à très haute température VHTR Very Hight Temperature Reactor France Réacteur à eau super critique SCWR Super Critical Water Reactor Canada Réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb LFR Lead cooled Fast Reactor Suisse Réacteur à sels fondus MSR Molten Salt Reactor _

Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium Puissance : environ 3000 MWth Caloporteur : sodium Modérateur : non Combustible : U238+Pu (oxyde, nitrure, carbure ou alliage métallique avec le zirconium) Température du caloporteur en sortie du cœur : 500°C à 550°C

Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium Exemple : Japan Sodium Fast Reactor Decay Heat Removal System Vapeur 2 boucles Decay Heat Removal System (Refroidissement du cœur après arrêt) Circuit primaire Eau Echangeur Coeur Circuit secondaire Echangeur intermédiaire + pompe primaire

JSFR : Japan Sodium Fast Reactor Puissance thermique / électrique 3570 MW /1500 MW Température entrée / sortie cœur 395°C / 550°C Combustible Uranium naturel/Plutonium Durée du cycle 18 mois Diamètre du cœur 5,1 m Hauteur fissile 0,8 m Coefficient de surégénération 1,14

LES ATOUTS DE LA FILIERE RNR C’est l’un des objectifs de GEN IV Les réacteurs à neutrons rapides se caractérisent par l’absence de modérateur qui permet, dans les réacteurs à neutrons thermiques, d’augmenter la probabilité de fission en ralentissant les neutrons. La « faible » probabilité de fission est compensée par un enrichissement important du combustible nucléaire en matière fissile :  15 % de plutonium au lieu de  2,5 % d’uranium 235 environ pour un REP Flexibilité des RNR par rapport à l’utilisation du plutonium Les RNR ont la propriété de surrégénération : le cœur peut produire plus de plutonium qu’il n’en consomme par transformation en plutonium de l’uranium 238 également présent dans le cœur. Les RNR peuvent être également utilisés comme « brûleurs » de plutonium. En tirant une meilleur profit du potentiel énergétique de l’U238, les RNR utilisent les ressources énergétiques de l’uranium naturel. C’est l’un des objectifs de GEN IV

Le caloporteur d’un RNR ne doit pas être modérateur (exit H2O et D2O…) RNR ET CALOPORTEUR Le caloporteur d’un RNR ne doit pas être modérateur (exit H2O et D2O…) Il doit en plus : ne pas « trop » capturer les neutrons, être capable de bons échanges thermiques, être stable aux rayonnements nucléaires, être faiblement corrosif, être disponible industriellement. Le choix sur les RNR déjà construits s’est porté sur le sodium. Autres candidats potentiels - Plomb - Eutectique Plomb-Bismuth - Eutectique Sodium-Potassium - Hélium

AH LE SODIUM… Le sodium est intéressant par : sa température d’ébullition élevée (880°C sous un bar) => Faible pressurisation des circuits et faible épaisseur de la cuve => Température du sodium en fonctionnement élevée (500°C à 600°C) => Cycle eau-vapeur à pression et température élevées (180 bars et 490°C) et donc rendement élevé (40%) son excellent coefficient d’échange gaine-fluide, son aptitude à la convection naturelle (fort coefficient de dilatation), sa conductivité électrique élevée (pompes électromagnétiques) Mais le sodium a également les inconvénients suivants : il gèle à 100 °C, il brûle au contact de l’oxygène de l’air et réagit violemment avec l’eau en produisant de l’hydrogène, il réagit avec le combustible, il est optiquement opaque (difficulté pour l’inspection en service).

L’EXPERIENCE FRANCAISE SUR LES RNR REFROIDIS AU SODIUM 3 RNR refroidis au sodium ont été construits en France RAPSODIE (25 puis 40 MWth – Réacteur expérimental – Cadarache) Mise en service en 1968 Arrêté en 1982 PHENIX (560 MWth/250 MWe – Prototype industriel – Marcoule) Mise en service en 1973 et arrêt définitif prévu en 2008 ou 2009 SUPERPHENIX (2990 MWth/1240 MWe – Creys-Malville) Mise en service en 1985 et arrêt définitif par décision gouvernementale en 1997 Circuit primaire intégré 4 boucles secondaires indépendantes Cuve principale (Ø : 21 m, hauteur : 20 m, épaisseur < 40 mm) Combustible à 2 zones d’enrichissement (11,5 % et 15,4% en plutonium) La France a également participé à un projet européen de RNR de 1500 MWe (EFR)

Contrôle de la réactivité QUELQUES CARACTERISTIQUES DE SURETE DES RNR ILLUSTRATION SUR SUPERPHENIX Contrôle de la réactivité Spécificité RNR refroidis au sodium - la vidange du sodium a localement un effet positif, pas d’effet xénon ni d’effet samarium, pas de poison consommable ni d’injection de «  liquide » boré, prise en compte de l’erreur de manutention pour définir l’efficacité des assemblages absorbants. Dispositifs utilisés à Superphénix 21 assemblages de commande ne comportant que de l’absorbant (carbure de bore) répartis en deux groupes diversifiés et redondants 3 assemblages d’arrêt complémentaires capables de chuter dans un cœur déformé

Evacuation de la puissance résiduelle QUELQUES CARACTERISTIQUES DE SURETE DES RNR ILLUSTRATION SUR SUPERPHENIX Evacuation de la puissance résiduelle Spécificité RNR refroidis au sodium Forte inertie thermique : sous puissance résiduelle, il faut environ 8 heures pour atteindre l’ébullition du sodium en partant de 500°C sans aucun système d’évacuation de la puissance résiduelle en service. Dispositifs utilisés à Superphénix (lorsque les GV sont asséchés) a) 4 échangeurs sodium/air sur le circuit primaire b) Refroidissement du puits de cuve par des tubes dans lesquels circulent de l’eau c) Echangeurs sodium/air sur chacun des 4 circuits secondaires Les systèmes a) et c) ci-dessus peuvent fonctionner en convection naturelle côté sodium et côté air.

Confinement des matières radioactives QUELQUES CARACTERISTIQUES DE SURETE DES RNR ILLUSTRATION SUR SUPERPHENIX Confinement des matières radioactives Spécificité RNR refroidis au sodium Le confinement prend en compte les fuites de sodium. La fusion du cœur a été prise en compte à la conception (présence d’un récupérateur dans le fond de la cuve principale). Le sodium piège une grande partie de l’iode et du césium relâchés en cas de rupture de gaine. Dispositions prises à Superphénix Il existe 4 barrières de confinement. - Il a été pris en compte à la conception du circuit primaire un accident dégageant une énergie mécanique de 800 MJ.

LE PROJET EFR (European Fast Reactor) Organisation Le projet EFR visait la réalisation d’un réacteur à neutrons rapides refroidis au sodium d’une puissance de 1500 MWe. Ce projet intégrait diverses améliorations par rapport à Superphénix. Ce projet a été lancé à la demande d’un groupement d’électriciens regroupant essentiellement la France, le Royaume-Uni et l’Allemagne. L’ingénierie était assurée par un groupe d’industriel rassemblant Framatome (France), NNC (Royaume-Uni) et Siemens (Allemagne). La phase d’étude s’est déroulée entre 1988 et 1998 mais n’a pas débouché sur une construction.

LE PROJET EFR (European Fast Reactor) Objectifs Assurer un niveau de sûreté comparable à ceux des REP futurs de l’époque avec en particulier l’introduction de systèmes passifs Coût du kWh comparable ceux des REP futurs (simplification de certains systèmes, réduction de la masse d’acier, etc.) Prise en compte lors de la conception de la possibilité de faire de l’inspection en service «Flexibilité» du cœur par rapport à la production ou la consommation de plutonium et possibilité de « brûler » les actinides mineurs Durée de vie envisagée de 60 ans

Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium POINTS FORTS : A l’équilibre, ne nécessite qu’un apport en U naturel / transmutation des actinides mineurs (Am, Cm, Np) Stockage de la chaleur dans le sodium en cas d’accident de refroidissement du cœur => forte inertie thermique En cas de rupture de la première barrière le sodium agit comme un filtre Le circuit primaire fonctionne à faible pression (qqs bars) INCONVENIENTS : En cas de « retrait » du sodium (ébullition, fuite de la cuve) : la réaction en chaîne s’accélère (= injection de réactivité positive) Le sodium réagit violemment avec l’eau et brûle à l’air libre lorsque qu’il est pulvérisé ou suffisamment chaud (au delà de 200°C environ) Inventaire élevé en plutonium

Réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb Puissance : 25 à 1200 MWth Caloporteur : plomb liquide Modérateur : non Combustible : U238+Pu Température du caloporteur en sortie du cœur : 550°C à 800°C Variantes : - « Pile » sans recharge - Réacteur de puissance intégré - Réacteur de puissance à boucles

Réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb Exemple : BREST-300 (Russie – hors forum GIV) 1 : Pompe 2 : Cuve du réacteur 3 : Protection thermique 4 : Refroidissement du puits de cuve 5 : Cœur 6 : Supports du cœur 7 : Cuve interne 8 : Stockage d’assemblages en pile 9 : Générateur de vapeur 10 : Enceinte en béton 11 : Bouchons tournants 12 : Conduit de décharge en cas de surpression 13 : Machines de manutention 14 : Support de cuve

Nitrure d’uranium et de plutonium Projet Brest - 300 Puissance thermique / électrique 700 MW / 300 MW Température entrée / sortie cœur 420°C / 540°C Combustible Nitrure d’uranium et de plutonium Durée du cycle 5 ans Diamètre du cœur 2,3 m Hauteur du cœur 1,1 m Coefficient de surgénération 1

Projet Brest - 300 POINTS FORTS : INCONVENIENTS : Le réacteur peut fonctionner avec de l’uranium naturel ou appauvri l’ébullition du plomb est quasiment impossible (T>2000°C) Comportement passif à l’égard des transitoires accidentels = maîtrise du réacteur sans actions immédiates des systèmes de protection ou des opérateurs Bonne compatiblité avec l’eau (caloporteur secondaire) INCONVENIENTS : Le plomb liquide est très corrosif (pompes, gaines, cuves, etc.) Les équipements plongés dans le plomb sont très difficiles à laver ou décontaminer => maintenance ? Les structures internes ne sont pas inspectables (projet BREST)

Réacteur à très haute température Puissance : 300 à 600 MWth Caloporteur : Hélium Modérateur : Graphite Combustible : Uranium faiblement enrichi (8 à 15%) Température du caloporteur en sortie du cœur : 850°C à 1000°C

1. RETOUR D’EXPERIENCE (Rappel) Peach Bottom - US (1966-1973) : U/Th / 40MWe / 750°C (T° He) Fort Saint Vrain - US (1976 – 1989) 840 MWth / 750°C (T° He) AVR – Jûlich – RFA (1966 – 1987) 46 MWth / 850°C (T° He) THTR 300 – RFA (1985 – 1989) 750 MWth AVR

Tolérance aux entrées d’eau ou d’air (mais détérioration du graphite) 1. ENSEIGNEMENTS TIRES Capacité de confinement du concept de combustible TRISO (jusqu’à 1600°C au moins) Souplesse relativement au combustible utilisable (U/Th, U enrichi, Pu…) La conception de réacteurs de puissance supérieure à 350/400 MWth reste un défi Tolérance aux entrées d’eau ou d’air (mais détérioration du graphite) Pas de nécessité d’une troisième barrière résistante à la pression (contrairement aux PWR)

2. REACTEURS EN FONCTIONNEMENT / PRINCIPAUX PROJETS Réacteurs en fonctionnement : CHINE : HTR-10 (10 MWth – boulets) JAPON : HTTR (30 MWth – prismes) Projets : AFRIQUE DU SUD : PBMR (400 MWth – boulets) RUSSIE : GT-MHR (600 MWth – prismes) JAPON : GTHTR-300 (600 MWth – prismes) CHINE (Chinergy) : HTR-PM (195 MWe) EUROPE : ANTARES (VHTR- 600 MWth)

REACTEUR A HAUTE TEMPERATURE REFROIDI A L’HELIUM AREVA / ANTARES

3. PROJET ANTARES (AREVA-NP) Principaux aspects technico-économiques : Puissance unitaire adaptée aux réseaux électriques de taille « moyenne » (ou faible interconnexion) Production d’électricité et de chaleur pour des procédés industriels (production d’hydrogène, liquéfaction de bitumes, pétrochimie, etc.) Bonne efficacité énergétique (taux de combustion relativement élevé, rendement proche de 50%, etc.) Concept permettant de réduire le nombre de systèmes de sécurité

3. PROJET ANTARES (AREVA-NP) Combustible : Noyaux sphériques UO2 ou UO2 / UC de diamètre 500 microns enveloppés de trois couches isolantes Température maximale 1300°C en fonctionnement normal Cœur : Cœur annulaire (diamètre intérieur 2,3 m, épaisseur 1 m, hauteur 8 m) Densité de puissance  6 MW/m3 Débit d’hélium : 200 kg/s Pression primaire : 65 bar

Combustible VHTR de type « compact »

Conception du cœur

Circuit primaire et échangeurs 3. PROJET ANTARES (AREVA-NP) Traversées des barres de commande Cuve du réacteur Soufflante Circuit primaire et échangeurs Vannes d’isolement Refroidissement à l’arrêt Echangeurs à plaques Paroi du BR

4. PROJET PBMR (Peeble Bed Modular Reactor) PBMR - Koeberg

4. PROJET PBMR / ESKOM Caractéristiques : Puissance : 400 MWth Diamètre interne de la cuve : 6,2 m Combustible : UO2 enrichi à 10% / 450000 boulets 15000 particules de diamètre 0,92mm / boulet Cœur annulaire Températures de l’hélium 900°C / 500°C Pression entrée/sortie turbine: 90 bar / 26 bar Rechargement en continu pendant un cycle de 6 ans

5. DEFITS TECHNIQUES HTR/VHTR Qualification de matériaux fonctionnant à 850°C (notamment pour les échangeurs à plaques entre primaire et secondaire) Conception des turbomachines en hélium (amélioration du rendement, matériaux) Qualification d’un cœur prismatique de puissance 600 MWth (études de neutronique, thermohydraulique, gestion des débits de gaz dans les assemblages, etc.) Qualification d’un combustible résistant aux hautes températures et haut burn-up (T°>1600°C, et B.up>20% FIMA) Retraitement du combustible TRISO Qualification du graphite (modélisation du comportement sous flux, corrosion, érosion) Traitement des déchets de graphite

5. LA R&D EUROPEENNE : PROJET RAPHAEL 2000 : création du réseau HTR-TN : point sur les connaissances / identification des besoins de R&D 2000-2005 : Intégration dans le programme européen FP5 de projets concernant les HTR : 16 Meuros / 20 partenaires Projet RAPHAEL (ReActor for Process heat Hydrogen And ELectricity production) dans le cadre du FP6 (2005-2009) : objectif : réaliser des programmes de R&D pour la mise au point des concepts HTR et VHTR

5. LA R&D EUROPEENNE : PROJET RAPHAEL 8 projets techniques : Physique des cœurs HTR et thermodynamique (développement des codes de calcul et qualification) Technologie du combustible (fabrication, qualification, capacités de confinement) Technologies des composants (turbines, échangeurs) Aval du cycle (entreposage,traitement du graphite) Matériaux (aciers, alliages de nickel, graphite irradié) Intégration des systèmes (couplage avec des procédés industriels) Approche de sûreté

5. PROJET RAPHAEL : PARTICIPATIONS IRSN Thèmes en lien avec la sûreté (Work Packages) : Comportement du graphite irradié Diffusion des PF dans le graphite Transport des poussières dans le circuit primaire Accident d’entrée d’air (oxydation du graphite) Modélisation neutronique des cœurs Développement du code CATHARE – GAZ (benchmark) Safety Advisory Group Industrial Advisory Group

Réacteur à neutrons rapides refroidi au gaz Puissance : 600 à 2400 MWth Caloporteur : Hélium Modérateur : non Combustible : Uranium appauvri et plutonium Température du caloporteur en sortie du cœur : 850°C

Carbure d’uranium et de plutonium 3x900 jours à pleine puissance Projet RNR-G (CEA) Puissance thermique / électrique 2400 MW / 1100 MW Température entrée / sortie cœur < 400°C / 850°C Combustible (option de référence) Carbure d’uranium et de plutonium Durée du cycle 3x900 jours à pleine puissance Diamètre du cœur 4,4 m Hauteur du cœur fissile 1,5 m Coefficient de surgénération ≈ 1 Pression d’hélium primaire 70 bar

Projet RNR-G (CEA) Combustible GFR Assemblage Pastilles combustibles Carbure de silicium fibreux Assemblage Pastilles combustibles (diam. ≈ 11mm)

Projet GFR (CEA) Systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle Principe du refroidissement en cas De perte des circuits normaux Systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle Enceinte de sauvegarde

Projet RNR-G (CEA) POINTS FORTS : INCONVENIENTS : Combustible entièrement réfractaire (sans gaine métallique) conservant ses propriétés de confinement même en cas d’accident de perte de refroidissement (objectif du concepteur, à démontrer !) Faible effet de vide en cas de fuite du caloporteur ( SFR) Inertie chimique du caloporteur A l’équilibre, ne necessite qu’un apport en U naturel pour la refrabication du combustible / transmutation possible INCONVENIENTS : Faible inertie thermique du caloporteur Circuits de refroidissement de secours redondants (3x100%) L’accident de dépressurisation nécessite une troisième barrière étanche (P ≈10 bar) pour être géré

Réacteur à sels fondus Puissance : 1200 MWth Caloporteur : sels de fluor Modérateur : oui (graphite) Combustible : Thorium dissous dans le sel Température du caloporteur en sortie du cœur : 850°C

Réacteur à sels fondus POINTS FORTS : INCONVENIENTS : Pas de risque de fusion du cœur ! Retrait « en ligne » des PF possible => conséquences faibles en cas de fuite de sel Consommateur de thorium => élément fertile relativement abondant Moins de déchets produits / MW électrique INCONVENIENTS : Sels corrosifs / solubilité variable des PF dans le sel Température de fusion du sel > 500°C Irradiation des structures du circuit primaire Neutronique complexe (fissions dans tout le circuit primaire !)

Réacteur à eau supercritique Puissance : 2000 à 3600 MWth Caloporteur : eau « supercritique » (250 bar, T>350°C) Modérateur : eau Combustible : uranium enrichi, uranium et plutonium Température du caloporteur en sortie du cœur : 550°C Note : l’eau supercritique ne bout pas lorsqu’elle passe de l’état liquide à l’état vapeur

Concept Westinghouse Puissance thermique / électrique 3575 MW / 1600 MW Température entrée / sortie cœur 280°C / 500°C Combustible U enrichi à 5% Pression de l’eau 250 bar Taux de combustion 45 GWj/t

Concept Westinghouse - INEL POINTS FORTS : Cycle de conversion direct : la vapeur qui entraîne la turbine est produite dans le cœur (pas un avantage pour la sûreté) Concept à neutrons rapides (surgénérateur ?) ou thermiques INCONVENIENTS : La qualité de l’échange de chaleur entre le combustible et le caloporteur est très variable => Fortes incertitudes sur le refroidissement du combustible (particularité de l’eau à l’état supercritique) Difficultés dans la conception du cœur : multiples zones d’enrichissement nécessaires

Les perspectives de développement (vision du CEA présentée devant la commission nationale d’évaluation des choix énergétiques)

Bilan – Conclusion 1/2 Eléments de comparaison par rapport à la génération II (REP, BWR, etc.) Concept Sûreté / comportement « naturellement » sûr Utilisation de la ressource en uranium Quantité / Gestion des déchets Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium Non + + (si multi recyclage possible) Réacteur à neutrons rapides refroidis au gaz Non (« semi-passif » pour certains accidents) Réacteur à très haute température Oui - ou = - (graphite, production de plutonium et d’actinides) Réacteur à eau super critique ? Réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb Oui (aux puissances moyennes) Réacteur à sels fondus Oui (accidents graves à explorer) Utilise le thorium + abondant que U ! ++ (mais risques liés au traitement du sel ?)

Bilan – Conclusion 2/2 Aucun système ne paraît remplir tout les critères GIV Tous les sytèmes ne sont pas au même stade de développement : le VHTR et le SFR sont les plus avancés Le VHTR présente certains avantages : Barrière très robuste entourant le combustible Sûreté basée sur un comportement « naturellement sûr » du cœur Association possible avec des procédés de production d’énergie Mais nécessite de l’uranium enrichi à plus de 8% ! Le Réacteur à sels fondus ne mobilise pas les concepteurs Pour les autres systèmes : un point clé sera la faisabilité du multi-recyclage et de la transmutation de certains déchets dans les réacteurs à neutrons rapides.