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Des Energies pour demain : Quels enjeux pour la recherche
Aix-en-Provence 18 Mars 2016
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La stratégie globale du CEA : Les Energies bas carb one
- Radiobiologie - Toxicologie- Bioénergies - Procédés économes en énergie (biocarburants)
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Recherche fondamentale pour l’énergie
Energie nucléaire
�
- Fusion nucléaire contrôlée- Sciences du climat et de l’environnement - Technologies énergétiques du futur
Sciences du vivant pour l’énergie
Nouvelles technologies de l’énergie
- Matériaux- Efficacité énergétique (procédés, réseaux, véhicules électriques)
- Energies renouvelables (solaire, hydrogène, pile à combustible,…)
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Missions du CEA dans le domaine du nucléaire civil
La recherche et le développement au service d'un nu cléaire civil sûr, durable et économiquement compétitif
� Soutien au parc nucléaire actuel
� Préparation du nucléaire durable au travers du prog ramme Génération IV
� R&D en soutien à la maîtrise des procédés d’assaini ssement et de démantèlement
Avec ses trois centres de recherche ( Saclay, Marcoule, Cadarache )le Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies A lternatives apporte à la France les compétences scientifiques nécessaires po ur répondre aux enjeux liés à l’énergie nucléaire
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� Objectifs de R&D dépendant des besoins du parc et de la stratégie d’EDF
� R&D pour l’innovation des REL au-delà de l’EPR
Une sûreté encoreaméliorée
Dispositif de récupération du coeur fondu (corium) en cas d‘accident
Enceinte conçue pour résister à une explosion hydrogène
Système d‘évacuation de chaleur
4 zones indépendantes pour les systèmes redondants de sûreté
Réservoir d‘eau
Une sûreté encoreaméliorée
Dispositif de récupération du coeur fondu (corium) en cas d‘accident
Enceinte conçue pour résister à une explosion hydrogène
Système d‘évacuation de chaleur
4 zones indépendantes pour les systèmes redondants de sûreté
Réservoir d‘eau
Dispositif de récupération du coeur fondu (corium) en cas d‘accident
Enceinte conçue pour résister à une explosion hydrogène
Système d‘évacuation de chaleur
4 zones indépendantes pour les systèmes redondants de sûreté
Réservoir d‘eau
Contexte de la R&D sur les Réacteurs de 2 e et 3e génération
La R&D est réalisée à la demande des industriels
dans le cadre d’un Institut tri-partite de R&D nucléaire
CEA-EDF-AREVAEPR : le 1er réacteur de 3 ème Génération
Environ 78 % de l’électricité française
Age moyen 2016 : 30 ans
Ouverture vers d’autres acteurs du nucléaire
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La plate-forme de recherche sur la fission nucléair e du CEA
Etudes des Combustibles et des
Matériaux de structure
Etudes des Réacteurs Systèmes et Sûreté
Etudes de la Technologie des Réacteurs
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Enjeux industriels de la R&D
� Allongement de la durée de fonctionnement au-delà de 40 ans pour les réacteurs du parc
o 1ère visite décennale à 40 ans en 2019
� Performance du Parc o Contribution à l’amélioration de la
disponibilité du parc EDF
Générateurde Vapeur
Cuve
2032 2027 2022 Date à 40 ans
Nombres d’unités par âge
83
80,2
81,1
79,2
77
76,7
72,6
73,9
72
71,2
80,7
81,2
81
82,7
82,6
79,3
80,4
81,1
82
82,7
82,8
83,483,6
80,2
70
72
74
76
78
80
82
84
86
1985
1986
1987
1988
1989
1990
1991
1992
1993
1994
1995
1996
1997
1998
1999
2000
2001
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
Kd (%)
Colmatage GVo Performance du combustible :
robustesse, fiabilitéo Evolution de la 3 e génération
Assemblage combustible
Micro-analyses
Examens post-irradiation
LECA-STAR
� Sûreté
� Aval du Cycle Actuelo Mesures nucléaireso Caractérisation de colis
de déchetso Assainissement
de nos installations
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Plateforme neutroniqueo Outils de calcul / Modélisation / Schémas multi-
physiqueso Données nucléaireso Validation des schémas de calcul
� Spectre très large couvert par les études neutroniq ues : Physique des réacteurs, radioprotection, criticité, transport des rayonnements, instrumentation, …
� Des problèmes industriels encore à résoudre : cœurs MOX et incertitudes associées, modélisation de l’EPR FLA-3 et suivi des essais de démarrage, ex pertise de l’instrumentation EPR, ….)
Neutronique
Plate-forme APOLLO
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Plateforme neutronique :Données nucléaires - Créer un pôle « maquettes critiques »
Un ensemble de compétences dans les domaines de l’expérimentation, des outils de calcul de la validation des schémas de calcul et de la quantification des incertitudes
Des moyens expérimentaux en opération (EOLE, MINERVE) jusqu’à fin 2017 (propagation neutronique dans cœur de REP (CPY, N4) sur la fluence cuve,….)
EOLE
ZEPHYR : les enjeux
Remplacement EOLE/MINERVE par ZEPHYR
� 2014 – 2016 : Etudes cœurs/cuves/besoins d’exploitation/sûreté/sécurité/qualification du sit e
� Objectif de mise en service : 2025
� Rénovation MASURCAMise en service prévue en 2021 : expérimentation sur le cœur CFV du démonstrateur ASTRID
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EOLE
MASURCAZEPHYR : les enjeux
La R&D CEA en soutien à l’allongement de la durée d e fonctionnement des REP
Code de calculneutronique
Maquette critique pour les données nucléaires
� La cuve est un composant essentiel du réacteur :o Son remplacement n’est pas
envisagé
o Sa tenue mécanique conditionne la durée de fonctionnement du réacteur
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Le CEA contribue à :
o L’amélioration de la formule de fragilisation de l’acier de cuve irradié par l’étude des phénomènes d’endommagement sous irradiation (expérience et simulation)
o Cette approche permet de réduire les incertitudes et rend les extrapolations plus fiables en fonction du temps
Vieillissement de l’acier de cuve des reacteurs nucl eaires (1)
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Vieillissement de l’acier de cuve des réacteurs nuc leaires (2)
Problématique générale:
� Nécessité de démontrer l’absence de risque de rupture brutale de la cuve lors d’une injection de sûreté (choc thermique froid)
� L’acier de cuve « vieillit » sous l’effet de l’irradiation par le flux de neutrons : au cours du temps il devient plus « dur » et moins résistant aux chocs
� C’est cette capacité démontrée de résistance du matériau à la rupture fragile qui détermine la durée de fonctionnement du réacteur
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Programme expérimental CEA
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Plateforme Combustible
� Les enjeux industriels pour un combustible robuste, fiable, sûr et économe :
o Dégager des marges en conditions de fonctionnementnormales et accidentelles
o Soutien au dossier PARITE MOXo Développement de combustibles innovants (ATF)
Expression
de besoins
IndustrielsRégulateur
Organisme de R&D…
Laboratoire « chaud »LECA/LECIMOSAIC (au-delà de 2025)
OSIRIS/RJH
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Code crayonCode crayonCode crayonCode crayonALCYONEALCYONEALCYONEALCYONE
ComposantComposantComposantComposantMARGARETMARGARETMARGARETMARGARET
Combustible : La plateforme de simulation PLEIADES
� Capitalisation des résultats expérimentaux (BDD)
� Développements de modèles physiques
� Etablissement de lois de comportement
� Situations normales et incidentelles
� Modélisation multi-échelle(VER)
� Applications multi-filières(REP, RNR, HTR, GFR, MTR)
PLEIADES
Comportement thermomécanique du crayon
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Les objectifs du RJH� Offrir une capacité d’irradiations expérimentales
(Etude du comportement des matériaux et des combustibles sous irradiation)� Produire des radioéléments à usage médical
(25% du besoin Européen, voire 50 %)� Répondre aux besoins des 2ème et 3ème
générations et partiellement de la 4ème génération de réacteurs
Le RJH : Un réacteur de recherche de 100 MWth
Pose du coffrage du dôme le 13 décembre 2013 - Diver gence RJH : 2021
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CALIPSO & MICAPour les
irradiations de matériaux de
structure (250 – 450°C)
MADISONPour les irradiations de combustibles en
conditions nominales
ADELINEPour les irradiations de
combustibles enconditions incidentelles
OCCITANEPour les aciers de cuve
Dispositif permettant la mesure en ligneen bi-axée (allongement et profil) des
déformations matériaux sous flux
Instrumentation
Des dispositifs expérimentaux et une instrumentatio n de haut niveau
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CABRI
Le Réacteur CABRI pour reproduire les conditions a ccidentelles
Température de gaine
PuissanceTem
pera
ture
, pui
ssan
ce
Temps
Entrée en crise d’ébullition
Phase PCMI Phase post-DNBTempérature de pastille
Violent fluidvaporisation
Pressure generation
Gas ejection
Solid fuel particles
� Contribuer à l’élaboration d’un critère de rupture de gaine en situation d’ébullition et pour des conceptions d e crayons récentes :
o Rénovation CABRI et mise en place de la boucle en eau pour une mise en service en 2017
o Une première phase de 10 essais (2017-2022)
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Impact du renoyage du puits de cuve sur le non percement de la cuve : Evaluation de l’efficacité du refroidissement externe de la cuve
Expérience d’interaction corium-eau : La phase de fragmentation du corium dans l’eau est un enjeu majeur pour l’évaluation des conséquences de l’explosion vapeur sur l’enceinte de confinement
Rétention du corium hors cuve : Etalement, écoulement du corium, interaction corium/béton avec ou sans refroidissement
Expérience CALO
Plateforme Accidents Graves
LES ACCIDENTS HORS DIMENSIONNEMENT (« Accidents Gr aves »)
KROTOS
Suite à l’accident de Fukushima, renforcer les prog rammes sur la sûreté
REB de FUKUSHIMA
LA PLATEFORME PLINIUS à CADARACHE
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Contexte : limiter les conséquences d’un accident g rave
Soutien à EDF, AREVA, IRSN Parc actuel (Gen II) : prolongation de la durée de f onctionnement – étude de systèmes de mitigation pour atteindre un niveau de sûreté proche de Gen III :
Stratégie : étalement à sec du corium dans le puits de cuve puis renoyage par le haut
Futurs réacteurs : étude des options de mitigation des Accidents GravesEPR : « Rétention du Corium hors cuve » avec core-catcherDepuis 2012 : réflexion sur de nouveaux modèles de réacteur - Option privilégiée : « Rétention du corium hors cuve »- A plus long terme : « Rétention du corium en cuve »
Expertise post-Fukushima (JAEA, NRA, IRID/MRI, OCDE)Expertise pour évaluer l’état des réacteurs et le terme-sourceSoutien en vue du démantèlement
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Plateforme PLINIUS 2 à Cadarache
Ti : 2500°K
Rétention en cuve
KROTOS(ICE)
VULCANO (ICB)PLINIUS-2 (Etudes : 2015, Mise en Service : 2020)
� Etudes liées aux interactions corium-sodium (Réacte ur SFR) et corium-eau (REP)
� Développement d’outils de calcul pour l’évaluation du comportementdu corium en cuve et hors cuve
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Relâchement des PF(mesure en ligne de la cinétique d'émission)
Transport et remobilisation des PF
Installation VERDON à Cadarache
Température : 150 °C – 2600°C
Etudes sur les rejets de Produits de Fission dans l e cadre des analyses de sûreté
Améliorer la connaissance du Terme Source :Relâchement du combustibleTransport dans le circuit primaireComportement dans l’enceinteRejets complémentaires lors du renoyage (contexte post-Fukushima)
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Plateforme Technologie Eau Vapeur
Les enjeux vis-à-vis de l’opérabilité des centrales (Kd) et de leur performance :
o L’intégrité de la gaine du combustible , la non déformation de l’assemblage, lachute des grappes de commande
Causes de défaillance conduisant au percement du crayon
combustibleUsure sur crayon combustible
Boucles HERMES
o La radioprotection : Réduction de la dosimétrie des réacteurs en fonctionnement ~0.7 h.Sv/an avec un objectif de 0. 35 h.Sv/an pour l’ EPR
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Projet ASTRID : prototype de réacteur de 4 ème génération
Fonctionnement intégré avec les ingénieries
� Utilisation optimale de la ressource en uranium (de s milliers d’année de production électrique en utilis ant l’uranium appauvri déjà disponible)
� Multirecyclage U et Pu (stabilisation du Pu)
� Possibilité de diminution de la radiotoxicité à long terme des déchets par recyclage des actinides mineurs (transmutation)
International Forum
Generation IV
International Forum
Generation IVU.S.A.
Argentina
Brazil
Canada
France
Japan
UK
South Korea
Switzer-land
E.U.
RussiaChina
Ouverture à l’international (Russie, Inde, Chine, USA, Japon (JAEA/MHI ), Europe, GIF)
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Etudes de scénarios : un déploiement progressif, pa r paliers d’ambition croissante
?
T0 T0+20 ans
Recyclage MOX uséStock MOX stabilisé
Recycler MOX RNRPu multirecycléPu stabilisé dans combustible usé
Seulement MOXPas besoin de U naturel
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Projet ASTRID
� Rôle primordial du CEA dans le projet ASTRIDo Support à la conception : le cœur, la chaudière, surveillance en fonctionnement,
systèmes d’arrêt, de refroidissement, …
o Le développement ou l’application d’une nouvelle génération d’outils de calcul
scientifiques (combustible, accidents graves, neutronique, thermo-hydraulique ,…)
o Les programmes expérimentaux en support (qualification des outils de calcul, de
solutions technologiques nouvelles)La « sûreté » est transverse à ces différentes activi tés
Cœur ASTRID
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Aiguilles Combustibles
Premières pastilles UPuO 2 ASTRID fabriquées à MELOX2 lots de matière mis en œuvre (1,5 kg ; 300 pastilles)Utilisation partielle des installations industrielles (four de frittage, laboratoire d’analyses)Conformité des pastilles à la spécification éditée par le CEAElaboration et caractérisation des matériaux de gaine
⇒ TRES ENCOURAGEANT
25% Pu
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Plateforme Tehnologie Sodium
Les plateformes sodium et simulant eau PAPIRUS et GISEH répondent aux besoins de développement et de qualification d’éléments de la technologie sodium
Principaux domaines d’étude : l’instrumentation (surveil lance continue ou contrôlespériodiques), les systèmes de conversion d’énergie, les co mposants spécifiquestels que les pompes, les vannes … et les systèmes de réparatio n en sodium
Na
He-N2
Na
réseau
compr2 compr1
récup
turbine
precool cooler circuit primaire
boucle intermédiaire
cycle à gaz
545°C 530°C 515°C 180 bar
21°C
395°C 364°C
60°C
382°C 76°C
379°C
x1.8
CHEOPS : Exploitation de 3 circuits en sodium afin de tester des composants innovants suivant 5 thématiques (SCE Na/gaz, ISIR, Sûreté, Instrumentation, Qualification de code ( 2020)
DIADEMOSystème de Conversion d’Energie Gaz (N2)
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Caractérisation des déchets
Travail en milieu hostile
Méthodes et outils de gestion pour l’A&D
Décontamination des solides, structures et sols
Caractérisation in situ
Traitement et conditionnement des effluents et déchets
Organisation de la R&D en « Assainissement/Démantèle ment » autour de 6 axes de développement
Mesures radiologiques avec une meilleure précision
Systèmes télé-opérés, simulation d’intervention et dosimétrique
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Passive neutronic measurement of Uranium
1) BESOINS :�Moins d’incertitudes de mesures
et seuils de détection plus bas
�Systèmes transportables et utilisables pour différentes catégories de déchets
Mesures neutroniques Actives et passives pour U et Pu
3) BESOINS :
1) Caracterisation des déchets2) Traitement et conditionnement des déchets3) Décontamination des structures et des sols
Imagerie X
2) BESOINS :� Ouverture de filières
de traitement / conditionnementpour les déchets historiques
� Procédés de recyclage
Cimentation : Matrice Géopolymère
Nouveaux Adsorbants (pour Cs, Sr)
� Cartographies des installationset des sols
� Procédé de décontaminationde terres et gravats
� Filières de recyclage de métaux
CO2 Supercritique
Gamma camera Alpha camera
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Conclusions (1)
� Les programmes de recherche qui sont menés au CEA d ans le domaine du nucléaire civil permettent de répondre aux objectifs technolo giques et scientifiques suivants :
o Le soutien à l’optimisation et au développement des réacteurs de 2 ème et 3ème
génération à eau sous pression avec en particulier les développements portant sur :
• L’allongement de la durée de fonctionnement des réa cteurs• L’accroissement des performances et de sûreté des r éacteurs• L’investissement dans les outils expérimentaux et d e simulation avec
notamment le Réacteur Jules Horowitz dans le but d’offrir une capacité d’irradiations expérimentales
o La démonstration de la faisabilité d’une nouvelle g énération de réacteurs à neutrons rapides (4ème génération) pour une production nucléaire durable, reposant sur :
• Des innovations technologiques majeures• La conception d’un démonstrateur industriel de cett e nouvelle filière de
réacteur ( le projet ASTRID )
o Les activités en soutien aux procédés d’assainissem ent/démantèlement
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Conclusions (2)
� Pour répondre à ces objectifs, le CEA dispose d’un atout majeur dans sa capacité d’intégrer :
o Des compétences scientifiques pluridisciplinaires
o Des plateformes expérimentales et leurs équipements (Cadarache, Marcoule, Saclay)
o Des outils de simulation permettant la capitalisati on des connaissances
o Des partenaires industriels et académiques dans le cadre national et international