Le réacteur à haute température

Index
1. Introduction
2. Description du réacteur
3. Le cœur
4. La cuve
5. Le circuit de caloporteur
6. Contrôle du cœur
7. Sûreté
8. Principales caractéristiques des deux concepts
9. Economie
10. Conclusion

 

1. Introduction

La recherche de températures élevées est un objectif qui remonte au début de l’essor industriel en raison du théorème de Carnot qui énonce que le rendement de conversion de la chaleur en énergie mécanique augmente avec la température de la source de chaleur. Il en fut de même avec l’essor du nucléaire. Dans cet objectif, la recherche pour le fluide caloporteur de températures très élevées (800°C ou plus) conduit à l’abandon de l’eau sous forme liquide en raison des pressions très élevées auxquelles celle-ci conduirait. Plusieurs machines expérimentales ou pré-industrielles ont ainsi vu le jour. Elles ont en commun le graphite comme modérateur et une forme réfractaire pour le combustible : oxyde ou carbure d’uranium (voire même de thorium). De façon générale, les expériences à petite échelle ont donné satisfaction, alors que les prototypes industriels ont eu divers déboires. Il n’est, en effet, pas facile de faire de la mécanique à haute température et rendre étanche un circuit hélium est difficile.

Plusieurs pays ont cependant consacré beaucoup d’efforts à haute température: U.S.A, Allemagne, Royaume Uni, Chine, Inde. La France, tout en reconnaissant l’intérêt des RHT, mais totalement tournée vers la filière des réacteurs rapides, attendait le succès industriel de son voisin allemand pour s’y investir. L’échec du prototype THGR allemand de 300 MWe installé à Schmehausen, (dont certains composants avaient été fabriqués en France) mais aussi celui d’un prototype américain de puissance voisine, à Fort-St-Vrain, ont mis un point d’arrêt au moins provisoire au cours de cette filière. Ces échecs étaient dus bien sûr à des difficultés techniques mais aussi à un manque de persévérance de la part des tenants de cette filière bien explicable devant l’avance considérable prise par les filières à eau bouillante ou sous pression.

De 1985 à 1988, le réacteur allemand a rencontré des difficultés d’ordre ‘hydraulique’ et mécanique dans la circulation des boulets dont l’écoulement était rendu irrégulier du fait de leur mauvais état de surface d’où tri et écoulement difficiles et aléatoires des boulets alors que les réacteurs à eau allemands commençaient à bien marcher et que le contexte général local commençait de se détériorer. De son coté l’installation américaine a rencontré des problèmes d’ordre mécanique (tenue de structures à haute température) et des entrées d’eau dans le cœur du fait de défaillances répétées des paliers magnétiques de la turbine, sensés protéger le cœur de ce risque…le tout dans une indifférence quasi générale des milieux industriels.

Dans la perspective nouvelle de pénurie d’énergie propre et économique apparue depuis quelques années, le besoin de relancer l’énergie nucléaire est manifeste dans le monde ainsi qu’en France: l’intérêt pour le RHT réapparu dans le cadre du développement des réacteurs de 4ème génération. D’ores et déjà les sociétés General Atomic (Etats-Unis) et Eskom (Afrique du Sud) travaillent sur deux projets de réacteurs à haute température le GT-MHR (pour Gas Turbine Modular Reactor) et le PBMR (pour Pebble Bed Modular Reactor). Fort heureusement, les raisons des succès et des échecs des diverses expériences conduites dans le monde ont toujours été minutieusement étudiées, ce qui permet de redessiner les nouveaux projets dans une filière délaissée il y a une trentaine d’années.

En France, à l’heure actuelle, le CEA et Areva NP suivent avec attention les programmes GT-MHR et PBMR mais sans y participer directement du moins pour l’instant.


GT-MHR Disposition générale

2. Description du réacteur

Le modèle présenté en référence de la filière HT est le concept modulaire international GT-MHR mais des variantes intéressantes ont leurs défenseurs (PBMR réacteur à boulets) également modulaire.

 

Le corps du réacteur est un massif de graphite enfermé dans une enceinte résistant à la pression. Ce massif reçoit le combustible, dispersé lui-même dans des blocs graphitiques. La forme des éléments combustibles varie suivant divers concepts liés à la manutention.

 

Le gaz caloporteur est de l’hélium. Il traverse l’empilement généralement de bas en haut (sauf dans les réacteurs à boulets où les deux sens sont considérés).

 

Le gaz chaud est envoyé vers la récupération d’énergie, soit pour produire de l’électricité, soit pour alimenter un procédé thermochimique. Le gaz refroidi est repris par des compresseurs qui le renvoient vers le réacteur. Dans le PBMR le combustible se présente sous forme de boulets empilés dans une vaste cuve.

 

 

3. Le cœur et le combustible

Le point commun de tous les concepts RHT est la particule combustible. C’est une petite sphère multicouche, d’un millimètre de diamètre, dénommée TRISO :

  • au centre, une sphère d’oxyde (ou de carbure) d’uranium ou de thorium dans des variantes un peu plus futuristes,
  • entourée de quatre couches sphériques, la première de carbone poreux, la seconde et la quatrième de carbone pyrolytique à haute densité pour la tenue mécanique et l’étanchéité, ces couches étant séparées par une couche de carbure de silicium qui bloque la diffusion des produits de fission.

Ce petit miracle de technologie, conçu par des chercheurs anglais dans les années 1950-1960, résiste à toutes les sollicitations, thermiques, mécaniques, irradiation.


Les particules sont noyées dans une matrice de graphite dont la forme est adaptée à la manutention :

  • soit des sphères d’une dimension un peu plus petite qu’une boule de pétanque,
  • soit des cylindres de 12mm de diamètre et 50mm de longueur insérés dans des blocs prismatiques hexagonaux permettant leur manutention.

Particule enrobée de 1mm de diamètre

Cette conception extrêmement originale du grain de combustible lui confère des propriétés de confinement qui peuvent être mises à profit pour faciliter le conditionnement ultime du combustible en vue d’un stockage définitif en tant que déchet ultime.

En revanche, cette conception rend le retraitement très problématique, aussi convient-il d’essayer d’épuiser la matière nucléaire aussi complètement que possible avec un seul passage dans le cœur du réacteur. A noter aussi que ce type de combustible est particulièrement résistant au plan de la prolifération. Dans le concept à boulet, d’origine allemande, les boulets (456000 boulets dans le PBMR!) sont disposés en vrac dans une cuve en graphite qui les maintient et joue le rôle de réflecteur. Ils sont introduits par le haut et évacués par un canal en partie basse (les boulets rentrant l’un derrière l’autre dans une sorte d’entonnoir) sans arrêter le réacteur.

 

Ce système de déchargement/rechargement en marche offre l’avantage tout à fait unique de pouvoir ne décharger que des boulets insuffisamment brûlés ou présentant un trop mauvais état de surface pour être recyclé et de réintroduire les autres dans le cœur, la mise en œuvre de ce système a toutefois constitué une des difficultés rencontrées par le prototype allemand.


 

A noter que cette disposition du combustible (en vrac) et le mouvement des boulets connu seulement de manière ‘statistique’ est suffisamment original pour compliquer certaines analyses de sûreté, les spécialistes étant généralement plus à l’aise avec des systèmes plus ‘prévisibles’ où la matière (barreau, crayon ou aiguille) est là où on la met et y reste.

Dans le concept à prisme, le massif de graphite est traversé de canaux verticaux où viennent se placer les empilements de prismes. Des logements dans le massif sont réservés pour recueillir les barres de commande ou d’autres accessoires de contrôle du cœur. Le chargement ou déchargement du cœur se fait à l’arrêt: le cœur peut assurer un cycle de près de trois ans et se décharge en une seule fois. Dans les deux cas, les dimensions du cœur sont très importantes : hauteur de 8 mètres et diamètre de l’ordre de 5 mètres pour un réacteur de 300 MWe non compris le réflecteur en graphite. Comme le graphite est particulièrement efficace au plan des échanges thermiques par rayonnement, l’inertie thermique est élevée ce qui favorise la sûreté en cas d’accident de refroidissement (sûreté intrinsèque).

 

Dans tous les cas, le réacteur RHT se remarque par les taux de combustion très élevés que la particule TRISO autorise : la limite d’irradiation n’est fixée que par l’enrichissement en matière fissile de la charge.

En utilisant du thorium (matière fertile) dans le cœur il se produit sous le flux de neutrons de l’uranium 233 qui est fissile. Ce processus est surgénérateur mais il faut bien sûr charger initialement une matière fissile, uranium enrichi ou plutonium. De nombreux cycles mixtes ont ainsi été étudiés. L’un des plus intéressants à divers points de vue est un cycle plutonium-thorium, qui utilise particulièrement bien le plutonium fortement dégradé après passage dans un réacteur à eau légère (par exemple issu du retraitement de MOX). Rappelons toutefois que l’industrie du thorium contrairement à celle de l’uranium n’existe pas aujourd’hui ce qui retardera tout recours au thorium quelque séduisant et abondant qu’il soit.


4. La cuve

La cuve est un composant chaudronné imposant, qui doit résister à la pression du caloporteur, (pression de calcul : 80 bars, température de calcul (440°C), être protégé de la température élevée du gaz à la sortie du cœur (850°C), permettre les manutentions de combustible et l’entrée d’un certains dispositifs de contrôle. Pour le module de référence, la cuve atteint un diamètre de 8,5 mètres et une hauteur supérieure à 20,7 mètres. Dans le cas du réacteur à boulets dont la puissance est plus faible le volume est un peu plus faible tout en restant imposant 27m de hauteur et 6,2 m de diamètre. Les cuves seront d’épaisseur moindre que dans un réacteur à eau en raison de la plus faible pression de service et des contraintes moindres en matière de sûreté du fait du caractère réfractaire du combustible.


5. Le circuit de caloporteur.

Les composants du circuit caloporteur sont regroupés dans une cuve métallique, de dimension proche de celle du réacteur, les deux cuves étant reliées par une manchette coulissante permettant la double circulation de l’hélium, froid dans un sens, chaud dans l’autre. Chacune des cuves est implantée dans une cellule en béton. Les composants du circuit sont :

une turbine sur le gaz chaud, détendant le gaz de 72 à 26 bars, ce qui le refroidit de 850°C à moins de 510°C, un récupérateur de chaleur (économiseur), dont le gaz ressort à 125°C, un ou deux compresseurs avec refroidissement du gaz avant et entre les étages,

Shéma de principe

Le retour du gaz vers le réacteur se fait en passant à travers l’économiseur. L’hélium est à 9 MPa, à l’entrée dans le cœur et à 2,6 en sortie de turbine.

Le rendement thermodynamique du cycle est proche de 50%, les 600 MWth produits dans le cœur permettant de récupérer près de 300 MWe.


6. Contrôle du cœur

Le contrôle de la puissance est assuré par deux systèmes complémentaires : des barres de commande mécaniques, capables d’insertion automatique par chute et un ensemble de billes, en matériau absorbant les neutrons, introduites par gravité dans le cœur.

Ce système ne pose a priori pas de problème pour le GT-MHR, dans le cas du PBMR sa mise en œuvre est moins évidente sauf à ménager dans le cœur des tubes permettant l’insertion de ces dispositifs, tubes qui n’existaient pas dans la conception allemande initiale.

 

7. Sûreté

L’élément essentiel pour la sûreté de ces réacteurs est la combinaison de leur inertie thermique et de l’excellente tenue à très haute température des éléments du réacteur et tout particulièrement du cœur lui-même dans lequel les échanges thermiques par rayonnement sont très importants.

En cas d’accident ultime, la cuve du réacteur se refroidit par rayonnement vers la paroi en béton de sa cellule, maintenue à basse température par son propre circuit de refroidissement. En aucun cas la température du combustible ne peut dépasser 1600°C en raison des échanges thermiques par rayonnement avec l’ensemble de la cuve.

Seule la soumission d’un dossier de sûreté complet à une des grandes autorités de sûreté permettra de vérifier si les centrales HTR pourront tenir les promesses de leurs tenants.

 

8. Principales caractéristiques des deux concepts

 

GT-MHR

PBMR

Puissance thermique MWt

600

env 300

Puissance électrique MWe nets

285

env 140

Températures hélium entrée et sortie °C

490/850

540/900

Températures entrée et sortie turbine °C

850/515

750/550


9. Economie

Compte-tenu des caractéristiques rappelées ci-dessus des réacteurs de 150 ou 300 MWe semblent réalisables sans que l’économie générale ne pose problème, cela tient au fait que les concepteurs pensent pouvoir garder une certaine simplicité et avoir recours à des systèmes de sûreté passive (par exemple circulations naturelles) contrairement aux très grosses unités à eau où l’économie résultant de l’effet de taille est quelque peu atténué par l’ajout de dispositifs souvent complexes que la grande taille entraîne.

Par ailleurs la présence d’un cœur de grosse taille pour une puissance unitaire relativement faible conjuguée à l’absence d’eau et au caractère réfractaire du combustible permet de penser que les autorités de sûreté n’exigeront pas l’installation de systèmes complexes et coûteux tels que refroidissement de sûreté comme sur les réacteurs à eau.

Enfin le financement de ces réacteurs pourrait être facilité par le fait qu’il est parfaitement possible d’imaginer une réalisation modulaire: Eskom par exemple envisage la réalisation d’une ou deux premières unités sur un site où quelques années plus tard viendraient s’ajouter d’autres unités financées par le cash-flow venant de l’exploitation des premières.

Incidemment ceci permet de souligner que dans un certain nombre de pays si les réacteurs de forte puissance unitaire sont préférés, dans la plupart des cas ces gros réacteurs posent des problèmes d’intégration importants d’autant que pour de simples raisons d’exploitation plusieurs réacteurs sont préférables à un seul sur un même site. En raison de la densité de consommation élevée (concentrations urbaines, besoins industriels), la France, l’Allemagne, le Japon et peut-être la Grande-Bretagne font partie des pays pouvant intégrer de très gros réacteurs: les réseaux y sont denses et de forte capacité alors que les sites d’implantation sont rares. Aux Etats-Unis en revanche une puissance de 1000 MWe parait beaucoup plus adaptée. D’autres pays enfin, tels l’Afrique du Sud ou ceux d’Amérique du Sud, considèrent qu’une taille unitaire de 200/300 MWe est idéale pour permettre de disposer sur un même site de plusieurs unités: ainsi Eskom, en Afrique du Sud rêve d’inonder progressivement de PBMR toute l’Afrique sub-saharienne où les interconnexions sont inexistantes et où les densités de consommation sont faibles.


    10. Conclusion

    Par leur dimension moyenne, leur sûreté intrinsèque, la longue durée du cycle de fonctionnement, les RHT pourraient être implantés à proximité de centres industriels gros consommateurs d’énergies thermique et électrique.

    Ils peuvent aussi être proposés dans des zones moins bien interconnectées que les réseaux européens.

    Leur capacité de surgénération ne prendra son plein intérêt que si le retraitement du combustible devient possible mais cette filière peut avoir un grand attrait même sans aller aussi loin d’autant qu’il est permis de s’interroger sur l’intérêt de la surgénération pour cette filière particulière (et non bien sûr à un titre plus général) si celle-ci implique un recyclage en effet, sauf découverte que rien ne permet aujourd’hui d’entrevoir, le retraitement des combustibles des réacteurs HTR parait très difficile du fait même de la conception des particules de combustibles: très petits grains parfaitement enrobés de quatre couches très difficiles à détruire et conférant à celles-ci des propriétés presque idéales pour un stockage définitif en tant que déchets ultimes. La filière HTR est la seule à présenter cet avantage généralement peu souligné.

    Clairement, les réacteurs HTR constituent l’une des filières les plus prometteuses du programme international ‘Generation IV’ et devrait conduire à des démonstrations dans la période 2025/2035. Pour le réacteur PBMR les choses se présentent toutefois un peu différemment: l’Afrique du Sud -le gouvernement comme Eskom, l’électricien- n’envisage pas de devoir attendre jusqu’en 2020 ou plus pour avoir des réalisations concrètes. Même si les choses vont un peu moins vite que prévu au départ où un début de construction était annoncé pour 2006, l’allongement des procédures en Afrique du Sud (étude d’impact) et le retrait de l’électricien US Excelon du projet, plus préoccupé aujourd’hui de produire et vendre du courant par des moyens déjà éprouvés que de contribuer à développer et promouvoir des systèmes innovants, Eskom parle maintenant d’une mise en service d’un prototype en 2012, ce qui n’est pas si éloigné.

    Les deux vues qui suivent présentent les deux concepts en cours d’étude: à gauche le projet GT-MHR en cours de développement aux Etats-Unis dans le cadre international de la coopération sur les réacteurs de 4ème Génération et à droite le réacteur PBMR développé par l’Afrique du Sud aussi dans le cadre du programme Génération 4 avec le concours de différents partenaires étrangers..