Les Réacteurs du futur H.Nifenecker.

Présentation au sujet: "Les Réacteurs du futur H.Nifenecker."— Transcription de la présentation:

1 Les Réacteurs du futur H.Nifenecker

2 Combustible: Uranium enrichi (3,5% U235)
Mox 1/3 45000 MWJ/T Caloporteur: Eau 150 bars Echangeur Ralentisseur: Eau Contrôle: Eau borée+Barres

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

4 EPR Artiste

5 EPR Coupe

6 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.

7 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.

8 hommenSv/an/réacteur
Comparaison EPR-N4 EPR N4 Puissance thermique MW 4250 Puissance électrique 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

9 Noyaux fissiles Uranium 235, 233 Plutonium 239, 241

10 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

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

12 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

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 Transports Production de déchets Minimisation Transuraniens Utilisation du combustible Grands taux d’irradiation (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 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

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

20 Très haute température

21 Réacteur 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 Gaz

25 Combustible prisme

26 Réacteurs à métal fondu

27 Type SPx

28 Réacteur au Plomb

29 Réacteurs à sels fondus

30 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)

31 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)

32 Exemple MSBR

33 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)

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 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 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