Clefs n°61 Printemps 2013
Clefs n°61 Printemps 2013
  • Prix facial : gratuit

  • Parution : n°61 de Printemps 2013

  • Périodicité : annuel

  • Editeur : CEA

  • Format : (210 x 297) mm

  • Nombre de pages : 108

  • Taille du fichier PDF : 5,8 Mo

  • Dans ce numéro : les énergies bas carbone.

  • Prix de vente (PDF) : gratuit

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26 Production de l’énergie ASTRID, démonstrateur technologique du nucléaire de 4 e génération Aptitude à un développement énergétique durable, compétitivité économique, sûreté et fiabilité renforcées, résistance à la prolifération. Tels sont les grands objectifs auxquels devront satisfaire les réacteurs nucléaires de 4 e génération. Très impliqué dans cette démarche de conception des systèmes nucléaires du futur, le CEA s’attache notamment au développement d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium de 4 e génération, le prototype ASTRID. ASTRID intégrera un ensemble de technologies innovantes qui seront autant de progrès décisifs par rapport à ses prédécesseurs. Elles en feront un véritable démonstrateur de l’opérabilité industrielle des réacteurs de 4 e génération. Le réacteur ASTRID vu en entier et en coupe (circuit primaire). Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium, d’une puissance électrogène de 600 MWe, ASTRID est un démonstrateur technologique conçu pour démontrer l’opérabilité des choix innovants permettant à la filière des réacteurs à neutrons rapides de remplir les critères de la 4 e génération. CLEFS CEA - N°61 - PRINTEMPS 2013 Alors que la 3 e génération de réacteurs nucléaires est en cours d’industrialisation, avec notamment la construction de plusieurs EPR, en Europe et en Chine, la 4 e génération se prépare dans le cadre d’une association intergouvernementale lancée en 2000, le Forum international Génération IV (GIF, pour Generation IV International Forum). Dans une optique de développement durable de l’énergie nucléaire et face aux risques de changements climatiques et d’épuisement des ressources fossiles et en uranium, le GIF a fixé plusieurs objectifs aux systèmes nucléaires du futur. Ils devront pouvoir recycler le plutonium sans limitation du nombre de recyclages (multirecyclage), exploiter le mieux possible la ressource en uranium et, si cette option est retenue, être capables de réaliser la transmutation de certains actinides mineurs. Ceci implique la conception de réacteurs fonctionnant en spectre de neutrons rapides, couplés à un cycle fermé du combustible. Les réacteurs de 4 e génération seront aussi tenus de présenter un niveau de sûreté au moins équivalent à celui des réacteurs de 3 e génération et d’intégrer le retour d’expérience des évaluations de sûreté menées sur les centrales françaises, suite à l’accident de Fukushima (Japon). Enfin, ils devront atteindre une compétitivité économique satisfaisante compte tenu du service rendu et offrir des garanties de résistance face aux risques de prolifération nucléaire. CEA/Areva Dans ce cadre, le GIF a sélectionné six concepts de réacteurs : quatre mettent en œuvre des neutrons rapides et deux des neutrons thermiques (1). Un plan de R&D a été défini afin d’apporter les innovations nécessaires à leur déploiement. La maturité technologique des systèmes retenus par le GIF est très variable. Le CEA se concentre principalement sur deux filières : les réacteurs à neutrons rapides (RNR) refroidis au sodium (RNR-Na) et, dans une moindre mesure, les RNR refroidis au gaz (RNR-G), surtout en ce qui concerne l’innovation sur les matériaux. Les atouts des réacteurs à neutrons rapides La filière des RNR présente des avantages extrêmement importants en matière d’énergie durable. En premier lieu, elle autorise une excellente utilisation de la ressource en uranium et a la capacité de multirecycler le plutonium. En effet, alors que les réacteurs actuellement exploités sur le parc nucléaire français et les futurs EPR n’emploient qu’environ 1% de l’uranium naturel, les RNR peuvent consommer plus de 80% de la ressource. Avec le stock d’uranium appauvri disponible à ce jour sur le territoire français, il serait ainsi théoriquement possible d’alimenter un parc de RNR pendant plusieurs milliers d’années. Les RNR sont également une source d’énergie intensive, dont le fonctionnement n’émet aucun gaz à effet de serre. Enfin, ils sont aptes à brûler les actinides mineurs en produisant de l’électricité, d’où une forte réduction de la quantité et de la durée de vie des déchets radioactifs ultimes. Le choix du sodium comme fluide caloporteur pour refroidir le cœur du réacteur est lié à une analyse multicritère. Outre le fait qu’il ne ralentit pas les neutrons – une condition essentielle – le sodium (1) Neutrons rapides : SFR (Sodium-cooled Fast Reactor, RNR-Na en français) ; GFR (Gas-cooled Fast Reactor, RNR-G en français) ; MSR (Molten Salt Reactor, RSF en français) ; LFR (Lead-cooled Fast Reactor, RNR-Pb en français). Neutrons thermiques : SCWR (Super Critical Water-cooled Reactor, RESC en français) ; VHTR (Very High Temperature Reactor, RTHT en français). À ce sujet, voir Clefs CEA N°55, Été 2007, p.6-7.
liquide est doté de bonnes propriétés thermiques (conductivité, évacuation de la chaleur) et de viscosité, montre une faible activation sous les neutrons, est compatible avec les aciers... Ses principaux inconvénients résident en son opacité et en sa forte réactivité chimique avec l’eau et l’air. Les RNR-Na (figure 1) ont fait l’objet de nombreux projets dans le monde. Ils ont permis d’accumuler plus de 400 annéesréacteur d’exploitation. Renforcer la sûreté des RNR-Na Depuis plusieurs années, le CEA, en partenariat avec EDF et Areva, s’attache à renforcer les lignes de défense et la robustesse de la démonstration de sûreté afin de hisser la technologie des RNR-Na au niveau requis pour des réacteurs de 4 e génération. L’effort porte notamment sur la conception du cœur, les moyens d’évacuation de la puissance résiduelle et la résolution du problème lié à la réactivité du sodium avec l’eau. Le CEA et ses deux partenaires travaillent ainsi à l’élaboration d’un cœur à faible vidange (CFV) qui, contrairement à ceux conçus précédemment, a la particularité de présenter un coefficient de vidange du sodium très faible, voire négatif (2). En contrôlant la réactivité du réacteur, ce cœur constitue un progrès décisif en termes de sûreté. En matière d’évacuation de la puissance résiduelle, il faut rappeler l’importance de l’inertie thermique et de la marge par rapport à l'ébullition du caloporteur : plus celles-ci sont élevées, plus le réacteur sera résistant à l’augmentation de température en cas de perte des sources d’évacuation de la puissance résiduelle. Or, un RNR-Na intégré possède une inertie thermique multipliée par la marge à l'ébullition presque 20 fois supérieure à cette même grandeur sur un réacteur à eau sous pression (REP) de conception standard. En complément, les RNR-Na comportent une combinaison de systèmes, passifs et actifs, redondants et diversifiés, permettant l’évacuation de la puissance résiduelle dès la chute des barres de contrôle, et ce même en cas de perte totale des alimentations électriques et de la source froide en eau. En effet, certains de ces circuits fonctionnent par circulation naturelle passive (thermosiphon) et utilisent l’atmosphère comme source froide (figure 2). Leur efficacité a été vérifiée à plusieurs reprises lors de tests sur les réacteurs Phénix et Superphénix. Enfin, en ce qui concerne la réaction sodium-eau, l’objectif est de réaliser des réacteurs qui, soit éliminent totalement la possibilité d’une telle réaction par l’emploi d’un fluide alternatif (de l’azote à la place de l’eau par exemple), soit garantissent l’absence de conséquences sur la sûreté au cas où une telle réaction aurait lieu malgré les lignes de défense mises en place (concept de générateurs de vapeur modulaires). ASTRID, un RNR-Na de 4 e génération Sur la base de l’expertise acquise sur les RNR-Na qui ont fonctionné dans le passé (notamment Phénix) ou qui fonctionnent actuellement (BN-600 en Russie), le CEA s’intéresse à un ensemble d’options technologiques nouvelles pour développer un réacteur de 4 e génération, ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) : prototype d’intégration technologique permettant la démonstration de sûreté et de fonctionnement à l’échelle industrielle de plenum froid sodium primaire (chaud) pompe plenum chaud barres de contrôle cœur échangeur de chaleur pompe sodium primaire (froid) (2) Un coefficient de vidange positif signifie que la réactivité du réacteur augmente en cas de disparition du sodium, par ébullition, par exemple. générateur de vapeur ou échangeur sodium-gaz turbine générateur condenseur puits de chaleur pompe sodium secondaire Figure 1. Principe de fonctionnement d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) de type intégré. Par rapport à un réacteur à eau sous pression (REP) de conception standard, plusieurs points sont à retenir : le circuit primaire du réacteur est intégré dans la cuve principale, laquelle contient non seulement le cœur, mais aussi les échangeurs intermédiaires et les pompes primaires ; il existe un circuit intermédiaire en sodium qui sert de barrière entre le sodium primaire et le circuit de conversion d’énergie ; le circuit primaire n’est pas pressurisé et possède une grande inertie thermique ; enfin, l’architecture générale du réacteur offre une excellente radioprotection des travailleurs. sodium DRACS thermosiphon dans le circuit EPuR circulation naturelle primaire air air échangeur sodium-air source froide : atmosphère pompe secondaire échangeur de chaleur puissance électrique Figure 2. Évacuation autonome de la puissance résiduelle (EPuR) d’un RNR-Na. En cas de perte de l’évacuation normale de la puissance résiduelle (perte des pompes primaires et du circuit secondaire, chute des barres de contrôle), un RNR-Na présente, outre une grande inertie thermique, une combinaison de systèmes rendant possible l’évacuation autonome de la puissance résiduelle. Pendant les premières dizaines de secondes, l’inertie des pompes primaires permet de refroidir la puissance résiduelle des assemblages, très élevée juste après la chute des barres. Après l’arrêt des pompes primaires, la circulation naturelle du circuit primaire s’installe. Elle est renforcée par un circuit d’EPuR de type DRACS (Direct Reactor Auxiliary Cooling System), qui fonctionne par circulation naturelle passive (thermosiphon) avec l’air comme source froide. réacteurs rapides refroidis au sodium de 4 e génération. ASTRID répondra à des garanties de sûreté et de sécurité au moins équivalentes à celles de la 3 e génération de réacteurs, prenant en compte le retour d’expérience de l’accident de Fukushima dès la conception, et démontrera des progrès significatifs en matière d’exploitation industrielle. ASTRID sera également doté de capacités de transmutation de déchets radioactifs afin de poursuivre les expérimentations sur ce sujet à une échelle significative. générateur de vapeur ou échangeur sodium-gaz CLEFS CEA - N°61 - PRINTEMPS 2013 Yuvanoé/CEA 27



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