Les Réacteurs du futur

H.Nifenecker

•Combustible: Uranium enrichi (3,5% U235)

Mox 1/345000 MWJ/T

•Caloporteur: Eau 150 bars•Echangeur•Ralentisseur: Eau•Contrôle: Eau borée+Barres

EPRREP Amélioré•Récupération du Corium•Absorption de l’Hydrogène•Uranium plus enrichi Mox 100%, 65000 MWJ/T•Meilleure protection du bâtiment:

Double enceinteRésistance aux séismes

EPR Artiste

EPR Coupe

Euros/kWe actualisation 3% actualisation 5% actualisation 8% actualisation 11%

Coûts de construction 1043 1043 1043 1043

Intérêts intercalaires 122 216 341 579

Divers 225 229 239 249

Démantèlement 22,4 6,5 1,2 0,2

Investissement total 1413 1496 1663 1871

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.

Coûts d’investissement

Coûts du kWhEuros/MWh EPR

1200 MWeFinlande

CCGCCG

Finlande

Investissement 17,1 19,9 5,6 7,0

Exploitation 4,8 7,2 3,1 1,5

Combustible 4,2 3,0 25,2 23,7

R et D 0,6

Total 27,7 30,1 33,9 32,2

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.

  

   EPR N4

Puissance thermique MW4250-4500

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

Comparaison EPR-N4

Noyaux fissiles

Uranium 235, 233Plutonium 239, 241

Noyaux fertiles

Noyau Fertile+1nNoyau Fissile

2 désintégrations

(Z,N)+(0,1) (Z,N+1) (Z+1,N) (Z+2,N-1)(Z,A)+n (Z+2,A+1)

Th232+n U233U238+n Pu239

Systèmes (sur)régénérateurs

1. Neutrons rapides• Th232+n U233• U238+n Pu239

2. Neutrons lents• Th232+n U233

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

Génération IV

Participants:•Argentine•Brésil•Canada•France•Japon•Afrique du Sud•Corée du Sud•USA•UK

Conditions à remplir•Sûreté

Systèmes « pardonnant »Systèmes passifsConfinement

•Non proliférationPas de fissile pur

•Résistance au terrorisme SûretéTransports

•Production de déchetsMinimisation Transuraniens

•Utilisation du combustibleGrands taux d’irradiation (Burn-up)(Sur)Régénération

Types de réacteurs•Réacteurs à eau:

Eau SupercritiqueTubes de force

•Réacteurs à gazNeutrons lents, très haute températureNeutrons rapides, sur-générateurs U-Pu

•Réacteurs refroidis par métal liquideSodium liquide, surgénérateurs U-PuPlomb (Bismuth) fondu U-Pu

•Réacteurs à Sel fonduNeutrons lents, surgénérateurs Th-U

•Réacteurs hybridesAccélérateur, sous-criticité

Réacteurs à Eau

Eau Super-critiquePoint critique: T=374 d°, P=221 bars

REB RESCPuissance MWe 1356 1570

Pression Bar 72 (REP 150) 250Rendement % 34,5 44

Tentrée/sortie °C 278/287 280/508

Débit kg/s 14500 1816

kW/litre 50,6 101

Possibilité de réacteur rapide

Réacteurs à Gaz

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

Très haute température

Réacteur boulet

Combustible Boulet

Rapides à Gaz

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

Rapides à Gaz

Combustible prisme

Réacteurs à métal fondu

Type SPx

Réacteur au Plomb

Réacteurs à sels fondus

Contexte et objectifs

- Sobriété : comment surgénérer la matière fissile ?

« neutrons disponibles » par fission

nouvelle fission pour criticité neutrons produits par fission

capture parasite sur fissile capture sur fertile pour régénération

valeurstypes

de l’233U

cycle U/Puen spectre rapide

ou

cycle Th/U(rapide ou thermique)

Nb de neutrons disponibles

2. Exploration des potentialités de la filière (Th/U)F4b. Production de déchets

- Radiotoxicités induites par les actinides du cycle thorium

(t)N R(t) ii

iir • Calcul des radiotoxicités

ri = facteur de dose (Sv/Bq)

Gain en radiotoxicité cycle Th

Exemple MSBR

1. Réévaluation d’un projet de RSF surgénérateura. Présentation et modélisation

- 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)

- Extraction préalable des NL- Décroissance du 233Pa

- Au moins 3 x 27 jours- Extraction 233U surgénéré- Réinjection du reste

- 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

- L’unité de retraitement : 3 extractions successives

Traitement

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

Systèmes hybrides

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

Bibliographie•Sur les réacteurs du futur

La Jaune et la Rouge: Energie et Environnement Aout-Sept.2004p.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