DIRECTION DU DÉVELOPPEMENT ET DE L’INNOVATION NUCLÉAIRES (DDIN)

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Texte intégral

(1)

C. RENAULT (CEA/DEN/DDIN)

DIRECTION DU DÉVELOPPEMENT ET DE L’INNOVATION NUCLÉAIRES (DDIN)

LES RÉACTEURS NUCLÉAIRES DE 4 ème GÉNÉRATION

INITIATIVES ET QUALITÉ EN GARD RHODANIEN (I.Q.GA.RHO)

BAGNOLS S/ CÈZE, 17 OCTOBRE 2007

(2)

Le calendrier des générations nucléaires

R R éacteurs é acteurs avanc avancé és

Generation I

Generation II

1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090

Generation III

Premi

Premiè è res res r é alisations

R éacteurs acteurs actuels

s actuels

alisations

UNGG Magnox

REP 900 REP 1300 N4 (1450)

EPR (1600)

GT-MHR, PBMR

Systè Syst èmes mes du futur du futur

Generation IV FINALISER

EXPLOITER

OPTIMISER

CONCEVOIR

(3)

0 5 10 15 20 25 30

1990 2000 2010 2020 2030 2040 2050

World Primary E nergy S ources (Gtoe)

6 6,5 7 7,5 8 8,5 9

World Population (Billions)

Other Renewables Biomass

Nuclear Gas Oil Coal

Population

Source IEA : Energy to 2050 -

Scénario de développement énergétique durable (IAE-2003) L’ACCROISSEMENT DE LA DEMANDE

ÉNERGIE : Y A-T-IL UN PROBLÈME ?

(4)

Des besoins énergétiques mondiaux …

… Et des réponses nationales différentes

CHINA

JAPAN

FRANCE

CO2emissions per kWh and shares of nuclear power and renewables in selected countries (2004)

USA CHINA

JAPAN

FRANCE

CO2emissions per kWh and shares of nuclear power and renewables in selected countries (2004)

USA

(source AIE, 2006)

(5)

Un peu de physique

Neutron + Noyau lourd

Fission

2 à 3 neutrons

2 noyaux moyens : produits de fission (PF), radioactifs à vie courte + énergie

Capture

Un noyau plus lourd, radioactif à vie longue, voire très longue

- Tous les noyaux lourds (actinides) conduisent à fission et capture, ils sont dits fissiles si la fission prédomine, fertiles dans le cas contraire

- L’uranium naturel (Unat) contient 99,3 % d’U238 (fertile) et 0,7 % d’ U235 (fissile)

- Les captures successives conduisent à :

- uranium (U) et plutonium (Pu) : actinides majeurs

- neptunium (Np), américium (Am), curium (Cm): actinides mineurs

(6)

QUELLES PERSPECTIVES POUR L’ÉNERGIE NUCLÉAIRE ? LES RESSOURCES EN URANIUM

1,00E+03 1,00E+04 1,00E+05 1,00E+06 1,00E+07 1,00E+08 1,00E+09 1,00E+10 1,00E+11 1,00E+12 1,00E+13 1,00E+14

0,0001 0,001

0,01 0,1

1 10

100 1000

10000 100000

ORE GRADE (PARTS PER MILLION OF URANIUM)

ESTIMATED AMOUNT OF URANIUM (TONS) AVERAGE CRUST

BLACK SHALES

VEIN DEPOSITS VEIN DEPOSITS PEGMATITES UNCONFORMITY DEPOSITS FOSSIL PLACERS SANDSTONES FOSSIL PLACERS SANDSTONES VOLCANIC DEPOSITS SHALES PHOSPHATES GRANITES EVAPORITES SILICEOUS OOZE CHERT OCEANIC IGNEOUS CRUST FRESH WATEROCEAN WATER

Ressources conventionnelles

(identifiées) (< 130 US$/kg)

4,7 MtU

Océans 4500 MtU Ecorce

terrestre 1000 MtU/m

(7)

QUELLES PERSPECTIVES POUR L’ÉNERGIE NUCLÉAIRE ?

Le marché de l’uranium

La demande est supérieure à la production

Æ On fait appel à des ressource complémentaires (Pu, U

ret

, MOX)

(source NEA, 2006)

(8)

Cycle ouvert ou cycle fermé ?

‰ Certains pays (USA, Suède ,

Finlande) ont choisi le « cycle ouvert ».

Pas de traitement des combustibles usés qui sont conditionnés et dédiés au stockage.

Uranium95%

(94% U8 + 1% U5)

Fission Products4%

(ultimate waste)

Minor Actinides0.1%

Plutonium1%

Uranium95%

(94% U8 + 1% U5)

Fission Products4%

(ultimate waste)

Minor Actinides0.1%

Plutonium1%

Æ Les matières valorisables U et Pu sont perdues, la radiotoxicité dans les stockages est importante, le volume à stocker est très significatif.

Yucca Mountain site

‰ En France, le combustible usé est recyclé.

U et Pu sont récupérés, stockés et

utilisés (en partie) pour la fabrication de combustible neuf. Traitement et

recyclage permettent d’économiser l’Unat et de minimiser volume et

radiotoxicité des déchets.

La Hague plant

(9)

La 3 ème génération : EPR

EPR : EUROPEAN PRESSURIZED REACTOR

Aire d'étalement du coeur fondu Double enceinte de

confinement avec ventilation et filtration

Système d'évacuation de

la chaleur de l'enceinte

Redondance 4 trains des

principaux systèmes de sauvegarde Réservoir d'eau

interne à l'enceinte

DES DISPOSITIONS DE SÛRETÉ RENFORCÉES

Site EPR Flamanville

EPR Olkiluoto

(10)

De la troisième à la quatrième génération Pourquoi vouloir faire encore mieux ?...

- Le développement des réacteurs de 3

ème

génération va poser le problème des ressources en uranium : les réserves prouvées ou probables (à moins de 130 $ /kg) représentent 160 ans de la

consommation actuelle

- La maîtrise des déchets devra encore être améliorée

- Dans la perspective d’une pénurie de combustibles fossiles le nucléaire doit se préparer à répondre à d’autres besoins que la

fourniture d’électricité : hydrogène, chaleur industrielle, dessalement de l’eau de mer

- Enfin la résistance aux risques de prolifération doit être accrue

Æ Il faut développer de nouveaux types de réacteurs

capables d’assurer un approvisionnement énergétique

dans un contexte de développement durable

(11)

Forum Generation IV : vers un nucléaire durable De nouve

De nouvelles lles exigences exigences pour un nucl pour un nuclé éaire aire durable durable

Des avancées :

- Minimisation des déchets - Économie des ressources - Résistance à la prolifération

Des progr

Des progrè ès en continuit s en continuit é é : :

- Compétitivité économique - Sûreté et fiabilité

Des syst

Des syst èmes è mes d éployables ployables à à l l horizon horizon 2040 2040

Des atouts pour de nouvelles Des atouts pour de nouvelles

applications applications

Hydrogène, eau potable, chaleur

Une R&D internationalis Une R&D internationalisé ée e

Membres du Forum International

Génération IV

Membres du Forum International

Génération IV

U.S.A.

U.S.A.

Argentine Argentine BréBrésilsil

Canada Canada

France France

Japon Japon

Afrique

Afriquedu du SudSud

Royaume Royaume

UniUni

CoréCoréeedu Suddu Sud Suisse Suisse U.E.U.E.

China China Russia

Russia

(12)

6 concepts innovants en rupture technologique

Réacteur Rapide au Sodium Cycle fermé

Réacteur à Très Haute Température Cycle ouvert

Réacteur à Eau Supercritique Cycle Ouvert/Fermé

Réacteurs à Sels Fondus Cycle fermé Cycle fermé

Réacteur Rapide au Plomb

Réacteur Rapide à Gaz Cycle fermé

Que choisir , des favoris… et des outsiders

(13)

Encore un peu de physique POURQUOI LE SPECTRE RAPIDE ?

Neutron + Noyau lourd

Fission

2 à 3 neutrons

2 noyaux moyens : produits de fission (PF), radioactifs à vie courte + énergie

Capture Un noyau plus lourd, radioactif à vie longue, voire très longue

- Le spectre rapide conduit par fission du plutonium à la création de plus de neutrons, qui seront disponibles pour transformer l’uranium 238 en Plutonium 239 (surgénération).

- Le spectre rapide induit relativement plus de fissions que de captures :

il se crée moins d’actinides mineurs qu’en spectre thermique et on peut

même les fissionner (transmutation).

(14)

Options concernant le cycle du combustible

R T

Uap PF

U Pu AM

R T

Uap

AM U Pu R T PF

Uap

PF AM

U Pu

recyclage

homogène (GenIV) recyclage

hétérogène recyclage U Pu

seuls

Æ Minimisation des déchets Æ Résistance à la prolifération Æ Économie des ressources

U

nat

Actinides Combustible

usé

Déchets ultimes

PF

RNR

Traitement et Refabrication

U

nat

Actinides Combustible

usé

Déchets ultimes

PF

RNR

Traitement et Refabrication

Principe du recyclage homogène

Il est donc important de garder toutes les voies ouvertes,

elles pourraient être déployées séquentiellement

(15)

Cycle fermé et radiotoxicité des déchets

1

0,1 10 100 1000 10000

10 100 1000 10000 100000 1000000

Temps (années) Radiotoxicitérelative

PF AM +PF

Combustible usé ( Pu+ AM + PF)

Minerai uranium naturel

1

0,1 10 100 1000 10000

10 100 1000 10000 100000 1000000

Temps (années)

Radiotoxicitérelative Combustible usé

(U + Pu

+ Actinides Mineurs + Produits de Fission)

Actinides Mineurs + Produits de Fission Produits de Fission

LES BÉNÉFICES DE LA FERMETURE DU CYCLE SUR LA

RADIOTOXICITÉ DES DÉCHETS

(16)

Sodium ou plomb ?

SFR : CONCEPTION INTÉGRÉE

LES ATOUTS DU RNR-Na (SFR)

z RETOUR D’EXPÉRIENCE

z CALOPORTEUR EFFICACE ET BON MARCHÉ z SYSTÈME NON PRESSURISÉ

6 concepts innovants en rupture technologique

L’ALTERNATIVE Pb ou Pb-Bi (LFR)

z ABSENCE DE RÉACTIVITÉ CHIMIQUE (AVEC EAU, AIR, COMBUSIBLE OXYDE) z BONS CALOPORTEURS

(MAIS MOINS QUE Na)

z POINT D’ÉBULLITION TRÈS ÉLEVÉ MAIS…

z POINT DE FUSION ÉLEVÉ

(Pb : 327°C, Pb-Bi : 127°C, Na : 98°C)

(17)

Le gaz et l’accès aux (très) hautes températures

LE GAZ EN SPECTRE THERMIQUE : RTHT (VHTR)

z CALOPORTEUR HÉLIUM

(INERTIE CHIMIQUE, TRANSPARENCE OPTIQUE ET NEUTRONIQUE,…) z APPLICATIONS HAUTE TEMPÉRATURE

(HYDROGÈNE, PÉTROCHIMIE,…) z SÛRETÉ PASSIVE

6 concepts innovants en rupture technologique

LE GAZ EN SPECTRE RAPIDE : RNR-G (GFR)

LES AVANTAGES DES RNR COMBINÉS À CEUX DU CALOPORTEUR HÉLIUM, AVEC LES

BÉNÉFICES D’UN COMBUSTIBLE ROBUSTE

(18)

De l’eau, mais supercritique : le RESC (SCWR)

AVANTAGES

z TRÈS BON CALOPORTEUR

(PROPRIÉTÉS, CRISE D’ ÉBULLITION) z POTENTIEL POUR HAUTE TEMPÉRATURE z SIMPLICITÉ, COMPACITÉ

z ÉVOLUTION ULTIME DES RÉACTEURS À EAU

6 concepts innovants en rupture technologique

Masse volumique (kg/m3)

0 100 200 300 400 500 600 700

360 370 380 390 400 410 420 430 440 450 460 Température (°C)

230 bar 250 bar 350 bar

Chaleur spécifique (kJ/kg/°C)

0 20 40 60 80 100 120 140 160

360 370 380 390 400 410 420 430 440 450 460 230 bar

250 bar 350 bar

POINT CRITIQUE DE L’EAU : P = 221 bar, T = 374°C

(19)

LES ATOUTS DU RSF

z BON CALOPORTEUR z SURGÉNÉRATION

EN SPECTRE THERMIQUE (CYCLE Th) z RETRAITEMENT EN LIGNE

z ATOUTS SÛRETÉ

(BASSE PRESSION, VIDANGE RAPIDE,…)

6 concepts innovants en rupture technologique Le réacteur à sels fondus : RSF (MSR)

Æ

SURGÉNÉRATION

EN SPECTRE THERMIQUE

helium CO2 water sodium FLiBe 60 bar

500°C

60 bar 500°C

150 bar 300°C

1 bar 500°C

1 bar T > 450°C

ρ kg/m3 3.7 40.9 726 865 1940

cp kJ/kg.K 5.2 1.2 5.6 1.3 2.3

ρcp kJ/m3.K 19.4 48.6 4066 1125 4540

λ W/m.K 0.29 0.06 0.56 80 1.0

µ 10-5*Pa/s 3.8 3.3 9.0 23.3 563

Pr - 0.67 0.66 0.90 0.004 13.2

relative merit*

(ref. Na) - 0.001 0.003 51 1 14

*merit factor = cp2,8ρ2µ-0,2 unit

LE RSF EST TRÈS BIEN ADAPTÉ AU CYCLE

THORIUM (

233

U/Th)

LES SELS FONDUS COMME CALOPORTEUR

(20)

1 – Développement en parallèle de 2 réacteurs à neutrons rapides avec recyclage du combustible

2 – Technologies pour la produc- tion d’hydrogène et la fourniture de chaleur à très haute température pour l’industrie

3 – Recherche d’innovations pour les réacteurs à eau (combustible, chaudière, haut facteur de conversion)

Réacteur rapide Sodium

Réacteur rapide à gaz

Réacteur à gaz Très Haute Température

Stratégie française de R&D sur les systèmes du futur

Approuvée le 17 mars 2005 par le Comité de l’énergie atomique

Æ 1

er

axe (RNR sodium + RNR gaz)

confirmé et consolidé par le Comité de

l’Energie Atomique le 20 décembre 2006

(21)

Déchets & réacteurs : une cohérence forte entre les R&D

Janvier 2006, déclaration du président :

« J'ai décidé de lancer, dès maintenant, la

conception, au sein du CEA, d'un prototype de réacteur de 4

ème

génération, qui devra entrer en service en 2020. Nous y associerons,

naturellement, les partenaires industriels ou internationaux qui voudraient s'engager. » Loi du 28 juin 2006, article 3 :

«1°) La séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue :

Les études et recherches correspondantes sont conduites en relation avec celles menées sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires mentionnés à l’article 5 de la loi n° 2005-781 du 13 juillet 2005 de programme fixant les

orientations de la politique énergétique ainsi que sur les réacteurs pilotés par accélérateur dédiés à la transmutation des déchets, afin de disposer, en 2012, d’une évaluation des perspectives industrielles de ces filières et de mettre en exploitation un prototype d’installation avant le 31 décembre 2020 … »

La déclaration présidentielle et la loi de juin 2006 sur les déchets donnent une cohérence forte entre les R&D et s’accordent pour promouvoir la construction

d’un prototype de 4

ème

génération devant entrer en service en 2020

(22)

Une nouvelle génération de RNR sodium

¾ Des réacteurs compétitifs par rapport à la 3

ème

générationRéduction du coût d’investissement (simplification

du système, compacité)

Optimisation de l’exploitation pour s’affranchir des contraintes associées à la mise en œuvre d’un

caloporteur métal liquide (inspection en service, maintenance, réparation)

¾ Un niveau de sûreté accrue (comparable à EPR)

Atténuation ou suppression des risques d’interaction sodium/eau (optimisation du système de conversion d’énergie, par exemple mise en œuvre de fluides

alternatifs à l’eau : azote/hélium, CO

2

supercritique) Prise en compte des accidents graves à la

conception (effets de réactivité, fiabilité de systèmes passifs)

71 19 10

55 17 20 RNR

sodium

REP

SG-HX unit, 600MW Na/Pb-Bi/H20

Φ~4m X h~11m

(23)

Images de RNR sodium innovants

Concept intégré 1500 MWe :

- optimisation manutention, stockage, échangeurs, redan, liaison pompes-

sommier Æ réduction du diamètre ~ 30 % par rapport à EFR (17m)

- 3 boucles intermédiaires compactes

Concept modulaire sans circuit intermédiaire (500 MWe)

- cuve transportable (~7 m)

- fluide de conversion : azote , 2 boucles : un échangeur Na / azote, 2 PEM, 2 dégazeurs - température sortie cœur > 600 °C

Échangeur

dégazeur

Circuit primaire à boucle

PEM

Simple bouchon tournant

Échangeur puissance résiduelle

Échangeur intermédiaire à faible dimension radiale

(24)

Le RNR gaz comme filière alternative

L’utilisation du caloporteur He : - inerte aux neutrons

- sans changement de phase (pas d’effets de seuil)

- inerte chimiquement - transparent

- autorisant l’accès aux hautes températures (rendement, co- génération)

Un combustible innovant : - réfractaire et robuste

- confinant les produits de fission - résistant aux accidents graves Cœur :

- des effets en réactivité pardonnants - découplage hydraulique / neutronique

Î Les avantages des neutrons rapides avec une approche

complémentaire au RNR

sodium pour une version

durable du VHTR

(25)

R&D en 3 volets sur le RNR gaz

Combustible innovant

RNR gaz 2400 MWt Concept de référence

Une stratégie robuste d’évacuation de la puissance résiduelle

(refroidissement passif après 24 h)

GFR 2400 MWt, back-up pressure 10 bars

200 400 600 800 1000 1200 1400

0 20000 40000 60000 80000 100000

time (s)

maximum fuel temperature (°C)

REDT (50 MWt)

(26)

Séparation poussée ou groupée et refabrication

LA SÉPARATION DES ACTINIDES : HYDRO-MÉTALLURGIE

Co-précipitation oxalique des actinides

ATALANTE – L15

Co-précipitation (U, Np, Pu, Am) 78/1/20/1 FP

Dissolution Spent fuel

Preliminary U separation

U

Co- Extraction An + Ln

Back- Extraction Ln

Ln

MA fuel refabrication

Back- Extraction An

Solvent recycling Dissolution

Preliminary U

separation

εU + Pu

+ MA

Co-extraction- An + Ln

Back-extraction Ln

Waste

Back-extraction An

Schéma général GANEX

Co-conversion des actinides par voie sol gel

Billes de gel d’hydroxyde U(VI)-Pu(IV)

(27)

HTR/VHTR : Potential applications of process heat for the industry

Condenser Steam Cycle S.G.

600 MWt

Rx core IHX

Circulator

Gas turbine

Generator

He

He or N2/He Water/steam Gas

Cycle Primary

Loop

High Temp.

Process Heat

~550 to 800C

Med. Temp.

Process Heat

~250 to 550C

Low Temp.

Process Heat

~30 to 250C

Condenser Steam Cycle S.G.

Condenser Steam Cycle S.G.

Condenser Steam Cycle S.G.

Condenser Steam Cycle S.G.

Condenser Steam Cycle Condenser

Steam Cycle S.G.

600 MWt

Rx core IHX

Circulator

Gas turbine

Generator

He

He or N2/He Water/steam He

He or N2/He Water/steam Gas

Cycle Primary

Loop

High Temp.

Process Heat

~550 to 800C

Med. Temp.

Process Heat

~250 to 550C

Low Temp.

Process Heat

~30 to 250C

Concept ANTARES

ANTARES PROJECT

- Coal

Liquefaction - Coal

Gasification - Advanced

Electrolytic Hydrogen - Oil Shale - Tar Sands - Biomass - Hydrogen-SI - Hydrogen-SMR

- District Heating -Desalination

Potential Applications

(28)

Un micro pilote I/S en collaboration avec les USA

Boucle H

2

200 litres/h

(premiers résultats attendus en2008)

– General Atomics pour la section HIx – Sandia pour la section H

2

SO

4

– CEA pour la section Bunsen

La Production d’Hydrogène: cycles thermo-chimiques (I/S)

(29)

Résumé et conclusions

¾ Multiplication des signes d’une renaissance du nucléaire dans de très nombreux pays

¾ Pour le long terme, besoin crucial de développer des technologies nucléaires préservant les ressources en uranium et minimisant les déchets

¾ Emergence d’initiatives au niveau international pour le

développement des technologies prometteuses (partage des efforts de R&D dans Generation IV, projets de construction de réacteurs de démonstration ou de prototypes)

¾ La reconnaissance du rôle particulier des systèmes à neutrons rapides et cycle fermé (SFR, GFR,…)

¾ Une stratégie européenne en cours de consolidation pour le co-

développement des technologies clés

Figure

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Références

Sujets connexes :