Bibliographie & annexes
Présentation
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RÉSUMÉ
Le «Generation IV International Forum» (GIF), créé en 2000 à l'initiative de l'US-DOE, a sélectionné six concepts de réacteurs de puissance dits de génération IV, jugés comme les plus prometteurs en regard de critères tels que l'économie des ressources en uranium et l'amélioration de la sûreté. Ces concepts sont présentés sous l'angle de la sûreté, en mettant en exergue la forte hétérogénéité de maturité de ces concepts ainsi que la nécessité, pour chacun d'eux et malgré les avantages intrinsèques qu'ils peuvent présenter, d'avancées technologiques significatives.
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Jean COUTURIER : Attaché à la direction générale - Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire
INTRODUCTION
De nombreuses études de prospective énergétique envisagent une pénurie de la ressource en uranium au cours du XXIe siècle. Dans ce contexte, le Département de l'énergie des États-Unis (DOE – Department of Energy) a créé en 2000 le GIF (Generation IV International Forum) – qui regroupe aujourd'hui treize pays parmi lesquels la France – dont la première action a consisté à sélectionner six filières (ou concepts) de réacteurs de puissance, dites de génération IV, jugées comme les plus prometteuses non seulement en termes d'économie des ressources en uranium mais également en regard des critères suivants :
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réduction des déchets radioactifs, notamment ceux de haute activité à vie longue ;
-
amélioration de la sûreté ;
-
robustesse à l'égard de la non-prolifération et d'actions de malveillance ;
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compétitivité économique.
Les six filières retenues sont les suivantes :
-
les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (sodium fast reactors – SFR) ;
-
les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz (gas fast reactors – GFR) ;
-
les réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb (lead fast reactors – LFR) ;
-
les réacteurs à sels fondus (molten salt reactors – MSR) ;
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les réacteurs à hautes ou très hautes températures (very high or high temperature reactors – V/HTR) ;
-
les réacteurs à eau supercritique (supercritical water reactors – SCWR).
Le déploiement industriel de ces nouvelles filières pourrait intervenir vers le milieu du XXIe siècle, après une première expérience d'exploitation de réacteurs expérimentaux ou de prototypes. La France a marqué son engagement dans le développement des réacteurs de génération IV dans le cadre des recherches engagées sur les possibilités de transmutation en réacteur d'éléments radioactifs à vie longue (voir par exemple les explications données sur le site Internet « http://www.laradioactivite.com »), avec principalement le lancement d'études sur un nouveau réacteur de type SFR, dénommé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration). Ce projet est mené sous la conduite du CEA et associe AREVA et EDF. Le CNRS a également engagé des études sur un MSR.
L'Europe est impliquée dans les filières de génération IV, elle finance un certain nombre d'études, de recherches et de développements. En outre, la plate-forme européenne SNETP (Sustainable Nuclear Energy Technology Platform, voir la rubrique Sites Internet du Pour en savoir plus) a établi différents documents incluant des propositions d'axes de recherche et développement à explorer pour certaines des filières de génération IV.
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génération IV objectifs de sûreté Accidents de Fukushima (enseignements tirés) sûreté radioprotection
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Réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb ou au plomb-bismuth (LFR)
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3. Réacteurs à hautes (HTR) ou très hautes températures (VHTR)
3.1 Description – État actuel de développement et perspectives
Les HTR ou VHTR (high temperature reactor ou very high temperature reactor ), regroupés sous l'abréviation V/HTR, sont des réacteurs nucléaires à spectre de neutrons thermiques refroidis par une circulation d'hélium sous pression (50 à 90 bars). Le graphite sert à la fois de modérateur et de réflecteur neutronique. Les V/HTR se caractérisent par un échauffement important de l'hélium dans le cœur (environ 500 oC) et des températures moyennes prévues à la sortie du cœur de 750 à 850 oC pour les HTR et de plus de 900 oC dans le futur pour des VHTR ; ces caractéristiques permettent d'envisager un rendement thermodynamique d'au moins 50 %, contre 30 à 35 % dans les réacteurs à eau sous pression actuels et 40 % pour les SFR, ainsi qu'un couplage à des installations industrielles (cogénération).
La puissance volumique dans un V/HTR est de l'ordre de 4 à 10 MW/m3, à comparer à 100 MW/m3 pour les réacteurs à eau sous pression et 300 MW/m3 pour les SFR.
Le combustible le plus abouti développé pour ces réacteurs est celui appelé TRISO (TRistructural ISOtropic ). Il se présente sous la forme de particules sphériques de taille millimétrique, constituées d'un noyau de matière fissile (oxyde ou carbure d'uranium, de plutonium ou de thorium) enrobé de plusieurs couches qui confèrent aux particules TRISO une grande étanchéité et une bonne résistance mécanique au moins jusqu'à une température de 1 600 oC. Ces particules sont ensuite agglomérées sous forme de boulets ou de « compacts » (figure 2). Le savoir-faire en termes de fabrication des particules a permis d'atteindre de faibles taux de rupture de ces particules (environ 10–5/particule), sachant néanmoins qu'un réacteur peut contenir quelque 109 particules. Les études de recherche et développement ont fait apparaître, pour du combustible neuf, une valeur de 2 000 oC comme seuil à partir duquel une décomposition significative de l'enrobage des particules a pu être observée, induisant un relâchement massif des produits de fission. Toutefois, d'autres mécanismes de dégradation interviennent dès 1 700 oC....
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Réacteurs à hautes (HTR) ou très hautes températures (VHTR)
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. - Issued by the US DOE Energy Research Advisory Committee and Generation IV International Forum, déc. 2002.
-
(2) - SNETP – Strategic Research Agenda. - Mai 2009.
-
(3) - SNETP – ENSII – The European Sustainable Nuclear Industrial Initiative – A contribution to the EU Low Carbon Energy Policy – The Demonstration Programme for Fast Neutron Reactors – Concept paper. - Oct. 2010.
-
(4) - SNETP – Strategic Research Agenda – Annex : Molten Salt Reactor Systems, final draft. - Nov. 2011.
-
(5) - WENRA statement on safety objectives for new power plants. - Nov. 2010 (document officialisant la position de WENRA sur la sûreté des futurs réacteurs en Europe).
-
(6) - * - Loi no 2006-686 du 13 juin 2006 relative...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
Génération IV International Forum http://www.gen-4.org
Association WENRA http://www.wenra.org
Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire http://www.irsn.fr
AIEA http://www.iaea.org
Projet SNETP http://www.snetp.eu
Projet RAPHAEL http://www.raphael-project.org
Projet NGNP http://www.nextgenerationnuclearplant.com
Explications complémentaires sur la transmutation http://www.laradioactivite.com
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