Seconde présentation : O. Baudrand (idem je crois)
Panorama
Rappels
Bla bla...
Tout réacteur contient trois éléments indispensables :
• Du combustible contenant de la matière fissile
• Un caloporteur
• Des éléments absorbants capables de capturer les neutrons (contrôle de la réaction en chaîne)
+ (dans certains cas)
• Un modérateur pour ralentir les neutrons produits par la réaction en chaîne
• Tableau montrant les différents modérateurs et caloporteurs (eau liquide, graphite, hélium, sodium, plomb)
Pourquoi une nouvelle génération de réacteurs ?
• Ecrit en gros : L’uranium = ressource naturelle limitée ! Le développement des seuls réacteurs de type REP conduirait à l’épuisement de la ressource en uranium a moyen terme (2040)
Objectifs pour la quatrième génération
• Dévpt. durable
- Meilleure utilisation de la ressource en uranium et consommation du plutonium accumulé
- Réduction du volume et de la toxicité des déchets
- Gestion des déchets définie et optimisée lors de la conception du système nucléaire
- Adaptation à la production d’énergie (production de chaleur pour l’industrie)
bla bla, et un dessin sur le cycle idéal : iso génération + transmutation + multi-recyclage (avec bien sur le petit laïus sur les RNR-Na, seuls pouvants
assurer ce retraitement dans des conditions industriellement acceptables).
• Amélioration de la sureté
- Diminution du taux de défaillance des équipements utilisés en fonctionnement normal
- Amélioration de la protection contre les agressions (chutes d’avion, malveillance,etc.)
- Très faible probabilité de dégradation importante du cœur (de par les caractéristiques physiques des cœurs, et par l’intervention de systèmes de sûreté passifs)
- Pas de mesures de sauvegarde en dehors du site (conception basée sur la défense en profondeur intégrant les accidents de dégradation du cœur (déjà appliquée pour EPR soit-dit en passant)).
Quelques motivations pour l’industrie…
(faut bien motiver ceux qui ont les liquidités)
- Accompagner le développement d’un marché mondial du nucléaire (Asie, Amérique du sud)
- Répondre aux besoins d’électricité et d’énergie de façon durable
- Développer de nouvelles filières alternatives aux REP
- Proposer des concepts de réacteurs répondant à des critères de sûreté validés au niveau international
- Développer le recyclage des combustibles usés
Les concepts retenus par le forum GIV
Animateur dans le forum GIV / Concept
Japon / SFR (Sodium Fast Reactor)
France - Etats-Unis / GFR (Gas Fast Reactor)
France / VHTR (Very Hight Temperature Reactor)
Canada / SCWR (Super Critical Water Reactor)
Suisse / LFR (Lead cooled Fast Reactor)
? / MSR (Molten Salt Reactor)
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 (qq. 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
• Ex : JSFR (Japan Sodium Fast Reactor) sauf erreur de ma part situé à Monju.
- 3570 MWth /1500 MWe
- Tentrée: 395°C /Tsortie: 550°C
- Uranium naturel/Plutonium
Réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb
Grande spécialité russe, en particulier sur leurs sous-marins Alpha (coque full titane
) avec un eutectique bismuth-plomb.
• Ex : BREST-300 (Russie – hors forum GIV)
- 700 MWth / 300 MWe
- Nitrure d’uranium et de plutonium
- 420°C / 540°C
• Points forts :
- Le réacteur peut fonctionner avec de l’uranium naturel ou appauvri
- Ebullition du plomb quasiment impossible
Comportement passif si accidents = 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
- Les équipements plongés dans le plomb sont très difficiles à laver ou décontaminer => maintenance ?
- Internes non inspectables (c'est du plomb !)
A noter ces tout petits défauts (c.f. les difficultés de démantelement sur les coeurs Pb-Bs à Mourmansk) ne semblent pas géner les russes dans leur volonté d'en construire d'autres. Hum ....
Réacteur à très haute température
Les PBR si médiatisés en ce moments : ceux sont eux.
Petite puissance (car très encombrants) : 300 à 600 MWth
Caloporteur : Hélium
Modérateur : Graphite
Combustible : Uranium faiblement enrichi (8 à 15%)
850°C à 1000°C sortie coeur (quid des matériaux?) !
Réacteur à neutrons rapides refroidi au gaz
• Points forts :
- Combustible entièrement réfractaire (sans gaine métallique) conservant ses propriétés de confinement même en cas d’accident
- 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 refabrication 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 !
• Ex : Projet RNR-G (CEA)
2400 MWth / 1100 MWe
400°C / 850°C
Carbure d’uranium et de plutonium
Réacteur à sels fondus
1200 MWth
850°C sortie coeur
Caloporteur : sels de fluor
Modérateur : oui (graphite)
Combustible : Thorium dissous dans le sel
• Points forts :
- Pas de risque de fusion du cœur !
- Retrait « en ligne » des PF possible
- Consommateur de Th=> élément fertile relativement abondant
- Moins de déchets produits / MWe
• 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
Contrairement aux autres concept, c'est une amélioration (qd même) d'un REP - REB.
2000 à 3600 MWth
Caloporteur : eau « supercritique » (250 bar, T>350°C)
Modérateur : eau
Combustible : uranium enrichi, uranium et plutonium
• Ex : Concept Westinghouse : INEL
3575 MWth / 1600 MWe
280°C / 500°C
U enrichi à 5%
250 bar
• Points forts :
- Cycle de conversion direct : la vapeur qui entraîne la turbine est produite dans le cœur (pas un avantage pour la sûreté
)
• Inconvenients :
- La qualité de l’échange de chaleur entre le combustible et le caloporteur est très variable.
- Difficultés conception du cœur : multiples zones d’enrichissement nécessaires
Bilan - Conclusion --> Demain si Tiennel me bidouille dessin
.
Y'a du boulôt les mecs !)
.
).
, pétrochimie, etc.
)
)
j'en vois la fin 
.
. Mais rappelle toi, pour continuer la croissance énergétique, il en faut plus de 100 
