LE NUCLÉAIRE ET SON AVENIR :
LES RÉACTEURS DE DEMAIN
Nicolas DEVICTOR
CEA
Chef du programme « réacteurs de 4ème génération »
SFEN PACA-Corse | 22 NOVEMBRE 2012 | PAGE 1
LA QUATRIÈME GÉNÉRATION
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CEA | JUNE 2012
POURQUOI UN RÉACTEUR À NEUTRONS RAPIDES (RNR) ?
Possibilité de consommer le plutonium produit par le parc avec recyclage
total des matières énergétiques contenues dans les combustibles usés des REL
ou de RNR
Optimisation de la ressource uranium naturel avec une valorisation optimale
de l’uranium extrait (100 fois plus d’énergie extraite par unité d’uranium utilisée)
Possibilité de réduction de l’inventaire des déchets de très haute activité et à
vie longue (un million d’année) par recyclage des actinides mineurs dans le
cadre de la loi du 28 juin 2006 sur la gestion durable des déchets et matières
radioactives : facilitation de l’appropriation du rapport bénéfice/risque par
l’opinion publique
Développement des réacteurs et du cycle du combustible associé
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LE CYCLE DU COMBUSTIBLE POUR UNE ÉNERGIE
NUCLÉAIRE DURABLE
Gen. II & III
Gen. IV
…+ recyclage des AM
Monorecyclage du Pu
Multirecyclage du Pu Monorecyclage du Pu - cycle à 2 passages
- Réacteurs à eau légère
- Recyclage dans le MOX
Multirecyclage Pu
- plusieurs passages
- Réacteurs à neutrons
rapides
Multirecyclage Pu +
incinération des
actinides mineurs
Gen. IV
Principales motivations - 1er pas pour économiser
les ressources U
Principales motivations - Économie des ressources
- Indépendance énergétique
- Stabilité économique
Principales motivations - Réduction de la quantité de déchets
- Optimisation des stockages
- Acceptabilité par le public
Une durabilité croissante
Rupture → réacteur
Rupture → cycle du combustible
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En France, ASTRID permettra de valider les ruptures sur le cycle et le réacteur
SYSTÈMES ETUDIÉS
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CEA | JUNE 2012
LES SYSTÈMES ÉTUDIÉS AU SEIN DU FORUM
INTERNATIONAL GÉNÉRATION IV
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Système du
GIF Canada Chine France Japon Corée Russie Suisse US EU
SFR (SA) Fast
CEFR, CFR - 600, CFR - 1200
ASTRID (CEA) JSFR PGSFR BN - 800, 1200, MBIR
(PRISM), AFR100
TWR ( TerraPower )
ESNII/ ESFR
VHTR (SA) Thermal
HTR - 10, HTR - PM
Matériaux, techno Hydrogène
HTTR NHDD (H 2
prod .)
NGNP, Xe - 100 NC2I
GFR (SA) Fast
ALLEGRO
(CEA) EM 2 (GA) ESNII/
ALLEGRO
SCWR (SA) Fast/Thermal
Pressure - tube SCWR
CSR - 1000 SCR2000 (HPLWR), NUGENIA/ SCWR - FQT
LFR (MoU) Fast
CLEAR BREST - OD - 300
SVBR - 100
SSTAR ESNII/ ALFRED, MYRRHA
MSR (MoU) Fast/thermal
TMSR (SINAP)
MSFR
( CNRS) MOSART MCFR
( TerraPower ) FHR
SAMOFAR
Active contribution Limited contribution Observer
Situation - Septembre 2016
SMALL AND MEDIUM REACTORS
Parmi les systèmes en cours d’études, un certain nombre de SMR
Intérêts potentiels :
Conception : sûreté intrinsèque plus facile à démontrer (évacuation
puissance résiduelle, fuites de neutrons accrues…) → simplification
Industrialisation : modularité, standardisation, mutualisation, effets
de série
Financement : réduction des délais de construction, investissement
répartis
Applications industrielles de la chaleur ou autres (sites isolés…)
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( © 4S Toshiba
Westinghouse)
Questions :
Modèle économique : coût du kWh des petits réacteurs probablement
élevé. L’effet de série réussira-il à battre l’effet de taille ?
Licensing
Quelles réalisations ?
Russie : Akademik Lomonosov (2019?)
Chine : HTR-PM
REP : CAREM-25 (?), Nuscale (?)
RNR-Na 10 Mwé, combustible
métallique, durée de cycle 30 ans,
durée de construction 3 ans
LES RNR REFROIDIS AU SODIUM
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Statut :
• Un REX important : 18 RNR-Na expérimental ou prototype réalisés, une exploitation industrielle déjà acquise avec ~420 Réacteur.ans de REX opérationnel (cumul 2015)
• Maturité : ses inconvénients sont identifiés et il est possible d’y remédier • Enjeux : passage aux critères de 4ème génération (atteignable) et viabilité économique
ALFRED
LES RNR REFROIDIS AU PLOMB
Projet MarisaE
MSR
AUJOURD’H
UI
Statut : projets en développement, constructions annoncées, mais toujours des challenges à résoudre : corrosion, technologie plomb
Acteurs impliqués : Russie (ROSATOM, NIKIET, OKBM, IPPE, VNIIEF, NSTU, NPO, Atomproekt), US (projet), CE (soutien aux projets de ESNII), Belgique, Roumanie, Italie
Russie :
• BREST-300 (piloté par NIKIET), combustible nitrure, planning très volontariste (2020 démarrage)
• SVBR-100 en Russie
Europe :
• FALCON prototype de 30MWth
• Consortium ICN, ANSALDO,
ENEA (18/12/2013)
• Accord coopération avec ROSATOM
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Pas de réalisation à ce jour de RNR-Pb
(V)HTR : haute température
Statut : plus actif en termes de projets mais retardé par un modèle économique non viable. Points durs R&D matériaux, notamment pour la très haute température. Acteurs impliqués : Japon, Chine, US (projet NGNP), CE (R&D) Projets et réalisation de HTR : HTTR en exploitation au Japon, projet NGNP au ralenti aux US, exploitation HTR-10 et HTR-PM (2 pebble-bed reactors de 100 MWe, 750 °C, avril 2017 début chargement combustible) en Chine
SCWR : eau super-critique Statut : challenges de R&D (qualification matériaux, outils de calculs, maitrise des instabilités thermohydrauliques pour le rapide) à résoudre et installation de tests de composants à réaliser avant de commencer le design d’un prototype Acteurs impliqués : Japon et CE (R&D, préconception composants), Chine (candidat futur prototype)
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Pas de réalisation
( HTR-PM, CNEC, World Nuclear News)
MSR : réacteur sels fondus
Statut : au stade des analyses de faisabilité et de la R&D long terme (corrosion, matériaux, technologie, recyclage, …) Acteurs impliqués : France (CNRS, Projet NEEDS), CE (Euratom GIF), Projets Chine, US (Fluoride salt-cooled high-temperature reactor: solid fuel) Moltex, Fission Liquide, Terrestrial Energy… Projet SAMOFAR (H2020) – 2015 – 2019 : Safety Evaluation of a Liquid Fuel Fast Reactor
RNR-G : réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz Statut : points durs à R&D long terme. Matériaux gaine, développement combustible carbure et sûreté (évacuation puissance résiduelle) Acteurs impliqués : Consortium V4G4 (Hongrie/Slovaquie/Rép. Tchèque/Pologne) (consortium ALLEGRO), France (CEA) en soutien au V4G4 , CE (support) Projets : ALLEGRO pour démonstration physique
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( © Allegro)
Pas de réalisation en spectre rapide
Pas de réalisation
( © CNRS)
L’ANALYSE DES DIFFÉRENTES TECHNOLOGIES 1/2
VHTR et SCWR ne sont pas des concepts à neutrons
rapides → ils ne permettent pas une gestion optimisée des
matières (uranium, plutonium, actinides mineurs).
Le MSR en version à neutrons rapides, souvent associé à
un cycle du thorium, nécessite encore de nombreuses
études de R&D et d’ingénierie, en particulier du point de
vue de la sûreté et de l’opérabilité, avant de statuer sur
leur faisabilité :
Pas de première barrière sous forme de gaine de combustible
Matériaux compatibles avec les conditions d’environnement,
corrosion des matériaux, tenue sous irradiation des structures
Maintenabilité, inspectabilité, réparabilité : comment s’occuper du
circuit primaire du réacteur en présence de sels fondus d’uranium,
de plutonium, d’actinides mineurs et de produits de fission ?
Radioprotection, déchets, démantèlement ?
Cycle du thorium : quel intérêt pour un pays comme la France de
remplacer un cycle U/Pu par un cycle Th/U33 ?
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( © CNRS)
L’ANALYSE DES DIFFÉRENTES TECHNOLOGIES 2/2
Le RNR-Na (SFR) est la filière la mieux connue. Ses
inconvénients sont identifiés et il est possible d’y remédier.
L’exploitation industrielle est déjà acquise, l’enjeu est de passer
aux critères de 4ème génération, ce qui est atteignable.
Le RNR-Gaz (GFR) est une technologie intéressante car tirant
l’innovation. De la R&D est encore nécessaire sur le combustible
réfractaire et développer une architecture permettant une
démarche de sûreté robuste en cas
de dépressurisation.
Le RNR-Plomb (LFR) présente un bilan avantages/inconvénients
moins bon que le SFR :
Corrosion des matériaux
Radioprotection en raison du Polonium-210 dans le cas du Pb-Bi
Haute température d’ « arrêt à froid » : 400°C : difficultés pour maintenabilité,
inspectabilité, réparabilité
Densité du plomb : effort de pompage, tenue au séisme
Nécessité de maintenir un circuit intermédiaire en raison du risque
d’explosion de vapeur dans le circuit primaire
Coefficient de vidange du caloporteur fortement positif pour les gros cœurs
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( © Allegro)
( © Alfred)
LA STRATÉGIE FRANÇAISE
SUR LES RÉACTEURS DE 4ÈME GÉNÉRATION
Une politique nucléaire française orientée vers un développement d’un nucléaire
plus durable cela nécessite un cycle s’appuyant sur des réacteurs à neutrons
rapides
Possibilité d’un déploiement de réacteurs commerciaux au cours de la seconde
partie du siècle priorité donnée aux RNR-Na basée sur une analyse de la
maturité
• Plus de 400 années.réacteurs de retour d’experience avec les RNR-Na
• Aucune réalisation des RNR-Pb, RNR-Gaz et des Molten Salt Reactors à spectre rapide
Programme français :
Priorité donnée au RNR-Na (réacteur et cycle) via le projet ASTRID
Veille active sur les autres systèmes à travers des :
- Contributions de projets européens ou d’initiatives de l’AIEA ou OCDE/NEA
- Contributions au Forum International GenIV
- Coopérations spécifiques (membre associé du V4G4/Allegro, coopération avec CNRS
sur MSR…) | PAGE 14
ASTRID
Advanced Sodium Technological Reactor for
Industrial Demonstration
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CEA | JUNE 2012
SCHÉMA DE PRINCIPE D’UN RNR-NA
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CARACTÉRISTIQUES FAVORABLES DES RNR REFROIDIS
AU SODIUM (RNR-Na)
Le circuit primaire est entièrement contenu dans la cuve principale (cœur,
pompes primaires, échangeurs intermédiaires).
Le circuit primaire n’est pas pressurisé.
La marge à l’ébullition est grande (typiquement 300°K).
La grande quantité de sodium primaire donne au réacteur une inertie
thermique très grande qui, combinée à la grande marge à l’ébullition,
augmente le « délai de grâce » en cas de perte de refroidissement.
L’architecture du RNR-Na permet une bonne mise en route de la circulation
naturelle.
On peut ainsi concevoir des systèmes d’évacuation de la puissance
résiduelle, actifs ou passifs, déjà testés par le passé. L’atmosphère est
utilisée comme source froide de secours.
La dose collective aux travailleurs est très basse comparée à d’autres
types de réacteurs.
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ASTRID (ADVANCED SODIUM TECHNOLOGICAL REACTOR FOR
INDUSTRIAL DEMONSTRATION)
ASTRID est un démonstrateur technologique,
et n’est pas la tête de série d’une filière commerciale.
Dans la continuité de l’acquis des RNR-Na exploités par le passé,
ASTRID a pour rôle de démontrer à l’échelle industrielle le bien-fondé des options
innovantes dans les domaines de progrès identifiés,
notamment la sûreté et l’opérabilité.
ASTRID et les installations de R&D en soutien pourront :
tester et qualifier des options de sûreté innovantes en vue de la filière
qualifier différents combustibles (incinérateurs de plutonium, transmutation, … )
acquérir les données nécessaires à un fonctionnement à 60 ans des futurs RNR-Na
confirmer les performances de composants innovants d’ASTRID en vue d’optimiser la
conception des réacteurs commerciaux au plan technico-économique
constituer une référence pour l’évaluation des coûts de la filière
(construction et exploitation)
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QUELQUES INNOVATIONS DU PROJET ASTRID
EN RÉPONSE AU RETOUR D’EXPÉRIENCE
Cœur à sûreté améliorée (« CFV »),
en rupture par rapport au passé,
Circuit tertiaire en azote,
pouréliminer le risque de
réaction sodium-eau
L’inspection en service
prévue dès la
conception
Pas de rejets précoces
ou importants en cas
d’accident grave Confinement
renforcé
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N2
310°C
N2 515°C
Na 530°C Na 345°C
UNE ORGANISATION INNOVANTE
Maîtrise d’ouvrage Pilotage stratégique
Cellule projet ASTRID Pilotage opérationnel Architecte industriel Assistance EDF
Co
nce
pti
on
Pilo
tage
Relais ASTRID à Marcoule
Recherche d'innovations
Lot cœur
Assistances externes
R&
D
Fiabilité, disponibilité,
maintenabilité
EDF R&D
R&D CEA Innovation,
développements spécifiques,
qualifications, codes, expertises
Labos Européens R&D
Ass
ista
nce
/R&D environ
600 personnes
Chaudière, auxiliaires, Contrôle Commande Systèmes conversion énergie
Génie civil Moyens communs & infrastructures Cellules
d’examens
| PAGE 22 Des partenariats entre le CEA et ces industriels
ASTRID – PRINCIPAUX CHOIX TECHNIQUES
• 1500 MWth - ~600 MWe
• Architecture de type intégrée
• Circuit secondaire en sodium
• Coeur CFV (faible coefficient de vidange)
• Combustible UO2-Pu(O2)
• Stratégie pour les accidents graves (récupérateur de corium, tubes de transfert de corium)
• Architecture diversifiée pour la function d’evacuation de la puissance résiduelle
• Configuration actuelle :
3 pompes primaires
4 échangeurs intermédiaires
4 circuits secondaires
All information contained in this document are to be considered as Confidential and CEA property | PAGE 21
BÂTIMENT RÉACTEUR (OPTION SYSTÈME DE CONVERSION D’ENERGIE EAU VAPEUR)
12 OCTOBRE 2017 | PAGE 22
Dalle
Circuit
primaire
Radier
anti-sismique
Boucles
secondaires Table polaire
Hall réacteur
All information contained in this document are to be considered as Confidential and CEA property
OPTION SYSTÈME DE CONVERSION D’ÉNERGIE GAZ
All information contained in this document are to be considered as Confidential and CEA property | PAGE 23
ASTRID – ORGANISATION DU SITE Option avec le SCE gaz
All information contained in this document are to be considered as Confidential and CEA property | PAGE 24
EXEMPLES DE RÉALISATIONS DU PROGRAMME
EXPÉRIMENTAL
Gas chanels entry
Module d’échange sodium-gaz (DIADEMO)
Canaux sodium
Visualisation sous sodium
Qualification de
barre hydraulique
(BACCARA)
EXEMPLES DE RÉALISATIONS DU PROGRAMME
EXPÉRIMENTAL
| PAGE 26
Campagne expérimentale de
fabrication de pastille pour
RNR-Na (MELOX, 2016) Fabrication industrielle
de gaines
Evaluation des
capacités de
fabrication additive
ASTRID C’EST AUSSI DU NUMÉRIQUE POUR …
| PAGE 27
Concevoir et
exploiter des
systèmes innovants
Evaluer les
performances
Gérer un projet
complexe
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› La simulation numérique est une composante incontournable des études de
conception et des études de sûreté pour les nouveaux réacteurs
Modélisation du fonctionnement nominal du
réacteur ASTRID et du circuit primaire. Le sodium
circule dans le cœur de bas en haut assurant son
rôle d’évacuation de la chaleur, puis sort du cœur à
une température d’environ 550°C avant d’être
refroidi dans le circuit primaire (visualisation sur le
mur d’images du CEA/DEN à Saclay)
… MODÉLISER DES PHÉNOMÈNES COMPLEXES ET
ECLAIRER ET CONSOLIDER LES DÉMONSTRATIONS
› Des modélisations multi-physique et multi-échelle
Modélisation d’un scenario accidentel avec « perte » des pompes primaires du
réacteur ASTRID, sans chute des barres de contrôle. La convection naturelle
conduit à un débit stabilisé de sodium qui permet de continuer à refroidir les
assemblages du cœur et ainsi éviter l’accident grave .
(visualisation sur le mur d’images du CEA à Saclay)
| PAGE 29
… PILOTER ET GÉRER UN PROJET INNOVANT COMPLEXE
Un projet organisé en
ingénierie système
Double numérique à travers
l’approche Plant Life
Management
Un Projet très collaboratif
Maquette numérique 3D et la gestion de
configuration
o Remontage à partir d’une dizaine de
maquettes partenaires
o 15.000 données d’interface
o 20 Gigas de données et 200.000
objets dans la maquette CAO 3D
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L’ATOUT DE LA RÉALITÉ VIRTUELLE
Déploiement prometteur de l’utilisation de la Réalité Virtuelle pour
plusieurs aspects du projet ASTRID
• Traitement massif de données
• Fusion de modèles PDMS / CATIA
• Réalisation de revue technique dans la
salle immersive
• Intégration des thématiques de
maintenance dès la conception
• Validation de certaines cinématiques
complexes
Conception
Revue de
maquettes CAO
Design-to-
Maintenance
Etude de
cinématiques
Exemple de cinématique de manutention au sein de la
cellule chaude d’ASTRID par système télé opéré par
ordinateur
AVANCEMENT DU PROGRAMME ASTRID
Par la convention du 9 septembre 2010, le CEA s’est vu confier la maîtrise
d’ouvrage des études de conception du projet ASTRID.
Fin 2015, conformément au planning de la convention, le CEA :
a finalisé le dossier d’avant-projet sommaire du projet ASTRID dans sa version avec un système de conversion d’énergie eau-vapeur, a construit un dossier spécifique sur le système de conversion d’énergie au gaz, Le comité de suivi a autorisé le CEA a lancé la phase d’avant-projet détaillé sur la période 2016-2019.
Le 1er janvier 2016, l’avant-projet détaillé d’ASTRID a débuté sur la période
2016-2019. Les orientations pour la période 2017-2019 sont les suivantes :
Finaliser l’APD en conformité avec les décisions prises concernant le financement pour l’APD Renforcer la collaboration avec le Japon sans exclure les éventuelles opportunités de collaborations avec d’autres pays. Préparer les conditions d’une décision en 2019 sur la poursuite du programme ASTRID, incluant les modalités d’organisation et de financement
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MERCI POUR VOTRE ATTENTION
www.cea.fr
Dossier 2012 Mise à jour de juin 2015 Rapports annuels de la Commission Nationale d’Evaluation n°2 (www.cne2.fr) pour le compte de l’OPECST (Parlement)
12 OCTOBRE 2017
Quelques documents
Site AIEA
(SMR Handbook,
conférences Fast
Reactor…)