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

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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

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OPTION SYSTÈME DE CONVERSION D’ÉNERGIE GAZ

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ASTRID – ORGANISATION DU SITE Option avec le SCE gaz

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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)

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… 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…)