Les Réacteurs du futur

1. Les Réacteurs du futur H.Nifenecker

2. Combustible: Uranium enrichi (3,5% U235) • Mox 1/3 • 45000 MWJ/T • Caloporteur: Eau 150 bars • Echangeur • Ralentisseur: Eau • Contrôle: Eau borée+Barres

3. EPR • REP Amélioré • Récupération du Corium • Absorption de l’Hydrogène • Uranium plus enrichi  Mox 100%, 65000 MWJ/T • Meilleure protection du bâtiment: • Double enceinte • Résistance aux séismes

4. EPR Artiste

5. EPR Coupe

6. Coûts d’investissement Influence des taux d’actualisation sur le coût du kWh fourni par l’EPR (DGEMP 2003). En l’absence d’actualisation le coût du démantèlement serait de l’ordre de 160 euros/kWe.

7. Coûts du kWh Comparaison des coûts du courant produit par l’EPR et une centrale à gaz fonctionnant tous deux en base (Rapport OPECST). Les chiffres de l’étude finlandaise pour un réacteur de 1200 MWe sont également donnés.

8. Comparaison EPR-N4 EPR N4 Puissance thermique MW 4250-4500 4250 Puissance électrique MW 1500-1600 1450 Rendement % 36 34 Nombre d’assemblages 241 205 Taux de combustion GWj/t >60 45 Résistance sismique g 0,25 0,15 Irradiation du personnel hommenSv/an/réacteur 0,4 1 Durée de vie années 60 40

9. Noyaux fissiles Uranium 235, 233 Plutonium 239, 241

10. Noyaux fertiles Noyau Fertile+1nNoyau Fissile 2 désintégrations b (Z,N)+(0,1) (Z,N+1) (Z+1,N) (Z+2,N-1) (Z,A)+n (Z+2,A+1) Th232+n U233 U238+n Pu239

11. Systèmes (sur)régénérateurs • Neutrons rapides • Th232+n U233 • U238+n Pu239 • Neutrons lents • Th232+n U233

12. Fonctions d’un réacteur • Générer des fissions: Elément combustible • Extraire les calories: Caloporteur+Echangeurs • Contrôle de la réactivité: Barres, Eau borée… • Ajustement de la vitesse des neutrons: Ralentisseur

13. Génération IV • Participants: • Argentine • Brésil • Canada • France • Japon • Afrique du Sud • Corée du Sud • USA • UK

14. Conditions à remplir • Sûreté • Systèmes « pardonnant » • Systèmes passifs • Confinement • Non prolifération • Pas de fissile pur • Résistance au terrorisme • Sûreté • Transports • Production de déchets • Minimisation Transuraniens • Utilisation du combustible • Grands taux d’irradiation (Burn-up) • (Sur)Régénération

15. Types de réacteurs • Réacteurs à eau: • Eau Supercritique • Tubes de force • Réacteurs à gaz • Neutrons lents, très haute température • Neutrons rapides, sur-générateurs U-Pu • Réacteurs refroidis par métal liquide • Sodium liquide, surgénérateurs U-Pu • Plomb (Bismuth) fondu U-Pu • Réacteurs à Sel fondu • Neutrons lents, surgénérateurs Th-U • Réacteurs hybrides • Accélérateur, sous-criticité

16. Réacteurs à Eau

17. Eau Super-critique Point critique: T=374 d°, P=221 bars Possibilité de réacteur rapide

18. Réacteurs à Gaz

19. Très Haute Température • Combustible très réfractaire • Refroidissement de secours par radiation • Pas de fusion de cœur possible (petits réacteurs) • Très bon rendement • Possibilité de co-génération • Production d’hydrogène • Grand « burn-up » • Non-proliférant • Retraitement difficile

20. Très haute température

21. Réacteur boulet

22. Combustible Boulet

23. Rapides à Gaz • Régénération U-Pu possible • Grand « Burn-ups » • Réacteurs plus grands que pour les VHTR • Pas de sûreté passive • Retraitement du combustible?

24. Rapides à Gaz

25. Combustible prisme

26. Réacteurs à métal fondu

27. Type SPx

28. Réacteur au Plomb

29. Réacteurs à sels fondus

30. Nb de neutrons disponibles n (2.5) neutrons produits par fission - 1 nouvelle fission pour criticité - a (0.1) capture parasite sur fissile - (1+a) (1.1) valeurs types de l’233U capture sur fertile pour régénération = n - 2(1+a) (0.3) « neutrons disponibles » par fission cycle U/Pu en spectre rapide ou cycle Th/U (rapide ou thermique) Contexte et objectifs - Sobriété : comment surgénérer la matière fissile ?

31. Gain en radiotoxicité cycle Th • Calcul des radiotoxicités ri = facteur de dose (Sv/Bq) 2. Exploration des potentialités de la filière (Th/U)F4 b. Production de déchets - Radiotoxicités induites par les actinides du cycle thorium

32. Exemple MSBR

33. Traitement 1. Réévaluation d’un projet de RSF surgénérateur a. Présentation et modélisation • L’unité de retraitement : • 3 extractions successives • Fluoration préalable de l’U • UF4 + F2 -> UF6 volatile • Extraction de l’U à 99% • Procédé intéressant • - Inventaire d’U minimisé • Autres avantages à suivre • Extraction préalable des NL • Décroissance du 233Pa • Au moins 3 x 27 jours • Extraction 233U surgénéré • Réinjection du reste • - Extraction des PF (T = 10 j) • Bullage d’hélium (gaz) • Extraction réductrice • Terres rares à 20% • Th maintenu en sel • Ajout de Th (inv. NL constant)

34. Systèmes hybrides • Faisceau de protons haute énergie sur cible Pb: • Produit 30n/proton de 1 GeV • =Source de neutrons • Réacteur sous-critique k=0,9..0,98 • Gain en neutrons: 10..50 • 300..1500 n/p • 60..3000 GeV/GeV proton • Incinération des actinides mineurs • Test de nouveaux systèmes

35. Systèmes hybrides

36. Participation française • CEA (chef de file), Framatome-ANP, EDF, COGEMA, CNRS

37. Bibliographie • Sur les réacteurs du futur • La Jaune et la Rouge: Energie et Environnement Aout-Sept.2004 p.26 Quelles solutions pour un nucléaire durable par E.Huffer • (EPR) http://sfp.in2p3.fr/Debat/debat_energie/actu.htm • Autres contributions par l’auteur sur des sujets connexes: • « L’énergie nucléaire a-t-elle un avenir? » H.Nifenecker, ed. Le Pommier • « L’énergie dans le monde: bilan et perspectives » J.L.Bobin, H.Nifenecker, C.Stéphan ed. EDP Sciences • « Pour un droit probabiliste », H.Nifenecker et al., Préventique n°72 « L'Energie nucléaire peut-elle stabiliser la concentration des gaz à effet de serre » H.Nifenecker et al. Revue de l’Energie 531(2001)575