Réacteurs de 4ème génération

Index
Introduction
1. Genèse du projet Génération IV
2. Description des 6 systèmes retenus
     2.1. Le SFR, réacteur rapide au sodium
     2.2. Le LFR, réacteur refroidi au plomb fondu
     2.3. LeSCWR réacteur rapide (ou thermique) refroidi à l’eau supercritique
     2.4. Le GFR réacteur rapide refroidi au gaz
     2.5. Le VHTR réacteur à neutrons thermiques refroidi à l’hélium
     2.6. Le MSR réacteur à neutrons épithermiques refroidi aux sels fondus

3. Remarques et commentaires

Introduction

 

 

 

Les réacteurs électrogènes en fonctionnement font partie de ce qu’on appelle la deuxième génération (la première, au moins en France, était représentée par les réacteurs UNGG, à uranium naturel, modérateur graphite et caloporteur gaz carbonique). Ceux que l’on construit actuellement ou dans un futur proche correspondent à la troisième génération: c’est le cas de l’EPR, mais aussi de l’ABWR (Avanced Boiling Water Reactor) ou des réacteurs à haute température et d’un certain nombre d’autres.

Tous ces réacteurs ont en commun de ne consommer essentiellement que de l’uranium235[1] dont on sait qu’il ne représente que 0,7% de l’uranium naturel; par ailleurs plus de 85% d’entre eux utilisent l’eau légère à la fois comme modérateur et comme caloporteur, ce qui fait que le rendement thermodynamique de production d’électricité est limité à 35-36 %, le complément étant de la chaleur généralement inutilisée et donc rejetée dans l’atmosphère, dans les rivières ou dans la mer.

C’est pour se démarquer de ces limitations qu’il convenait de sortir des cartons des options, pour la plupart étudiées dans le passé ou ayant même vu un commencement de réalisation, plus respectueuses des ressources naturelles et de l’environnement, tout en assurant une sûreté au moins égale à celle des meilleurs réacteurs actuels et en prenant en compte la question des déchets. C’est l’objectif de la prochaine génération de réacteurs qui sera donc la quatrième.

 

 

1. Genèse du projet Génération IV

En 2000, à l’initiative du DOE américain, fut créé le «Forum International Génération IV», un cadre de réflexion et décision sur les «systèmes nucléaires» du futur[2].

10 pays se montrèrent intéressés dès l’origine et intégrèrent ce forum (GIF en anglais): ce sont l’Afrique du Sud, l’Argentine, le Brésil, le Canada, la Corée du Sud, la France, le Japon, le Royaume Uni, la Suisse et les États-Unis. L’ensemble fut formalisé en 2001.

En 2005 les signataires du traité Euratom rejoignirent ce forum et, en 2006, ce fut le tour de la Russie et de la Chine, tandis que l’Inde frappait à la porte mais se voyait refuser le statut de partie prenante, n’ayant pas signé le TNP.

Le GIF regroupe ainsi la quasi-totalité des grands pays nucléaires, de sorte que l’on peut vraiment parler de projet à l’échelle de la planète (comme pour ITER, mais on verra les différences plus loin quant à la propriété industrielle).

 

La première tâche du forum fut de fixer les objectifs du projet (en somme, le cahier des charges):

  • ces systèmes doivent pouvoir être déployés dans la décennie 2030-2040,
  • ils doivent s’intégrer dans une démarche de Développement Durable, ce qui implique en particulier d’économiser les ressources en uranium et de minimiser la quantité de déchets produits (d’où le recyclage intégral des actinides),
  • ils doivent être économiquement compétitifs, en particulier avec les centrales à combustible fossile les plus performantes,
  • ils doivent donner toute confiance en termes de sûreté (pour le public) et de fiabilité (pour l’opérateur),
  • ils doivent être résistants aux agressions extérieures (chutes d’avions, ….),
  • ils doivent présenter une résistance accrue vis à vis du risque de prolifération (gestion du plutonium),
  • enfin ils doivent être ouverts à d’autres utilisations; sont nommément cités la production d’hydrogène et le dessalement de l’eau de mer, mais on peut en imaginer d’autres (gazéification du charbon par exemple). 

La tâche suivante fut de sélectionner un certain nombre de systèmes particulièrement prometteurs vis à vis des objectifs précédents; plus de 100 experts internationaux (dont 6 français) y participèrent et ils en ont retenu 6 sur environ 120 qui leur furent présentés:

  • SFR : réacteur rapide refroidi au sodium, chef de file le Japon.
  • LFR : réacteur rapide refroidi au plomb (ou alliage plomb-bismuth), chefs de file la Suisse et la Russie.
  • SCWR : réacteur thermique ou rapide à l’eau supercritique, chef de file le Canada.
  • GFR : réacteur rapide refroidi au gaz, chef de file les États-Unis
  • VHTR : réacteur thermique refroidi au gaz, mais à des températures supérieures à 1000°C, chef de file la France
  • MSR : réacteur thermique aux sels fondus, chef de file les États-Unis

On trouvera plus loin une description succincte de ces 6 systèmes

 

 

Ces deux premières tâches s’étant achevées en 2002, la tâche suivante consista à déterminer les programmes de R & D nécessaires pour la mise au point de chacun de ces systèmes (de même que la R & D commune à plusieurs d’entre eux); ces derniers ont été élaborés en 2003 et tous les sujets de recherche partagés entre les différents partenaires selon leurs compétences et leurs possibilités, en respectant pour chacun d’entre eux trois grandes étapes dans le déroulement du projet (1) démontrer la viabilité de la (ou des) solution(s) retenue(s), (2) en évaluer la performance et (3) en faire la démonstration expérimentale. On a pris bien soin de distinguer les R & D spécifiques à un système donné de celles communes à plusieurs systèmes.

Le programme de la France est particulièrement axé sur les réacteurs rapides à sodium et à gaz et à un degré moindre sur les réacteurs à haute température et la production d’hydrogène. La France est représentée par le CEA, qui associe les industriels (EDF et AREVA) de même que le CNRS.

Néanmoins, et en cela on n’est pas dans un schéma du type ITER, la R & D appartient au pays ou à l’industriel qui l’a menée à bien, d’où la nécessité d’entrer dans des accords bilatéraux pour bénéficier de celles réalisées en commun ou dans un autre pays ; pour sa part, la France a déjà signé des accords bilatéraux avec les États-Unis, la Russie et le Japon. Cela permet d’ailleurs à l’industrie privée de participer à l’effort de R & D sans en perdre le bénéfice. Ainsi, par exemple, AREVA envisage de participer à certains projets du système VHTR qui correspond à son programme Antares (consacré aux réacteurs à haute température).

Compte tenu de l’empilement des délais, on estime que le prototype (international) de chacun des systèmes (appelé «démonstrateur») pourrait voir le jour en 2025 et même avant pour le SFR (2020) et le VHTR (2020), et probablement 5 ans plus tard pour le MSR (2030); ces unités de démonstration donneront lieu à des accords spécifiques.

 

2. Description des six systèmes retenus

2.1. Le SFR, réacteur rapide au sodium

On reconnaît là la filière bien connue en France, avec Rapsodie, Phénix et Superphénix, ce dernier arrêté malencontreusement en 1998 pour des raisons politiques; les évolutions envisagées incluent le recyclage intégral des actinides, une simplification notable du système (diminution du nombre de boucles au sodium), autant de sujets qui avaient déjà fait l’objet d’études d’optimisation dans le cadre du projet européen de l’EFR (European Fast Reactor), lui aussi arrêté en 1998.

Ce système implique un cycle fermé du combustible, sans séparation de l’U et du Pu (prolifération) et la mise au point de combustible, soit du type MOx (la part uranium pouvant être de l’uranium appauvri) associé à un retraitement du type Purex, mais sans séparation U-Pu, soit du type métallique, U-Pu-Zr, associé à un retraitement pyrométallurgique.

On envisage deux types de SFR, soit un réacteur modulaire de faible puissance unitaire (300 à 400 MWe), soit des unités de forte puissance (1500 MWe); dans les deux cas, la température du sodium sortant du réacteur serait de 500 à 550°C, autorisant des rendements électriques de l’ordre de 40%; la régénération du plutonium fait partie des objectifs, c’est à dire qu’on ferait fonctionner le réacteur en iso génération ou en légère surrégénération pour bien utiliser l’uranium 238

Parmi les avantages du sodium, outre ses propriétés neutroniques favorables, le seul produit d’activation significatif est le Na22 dont la période n’est que de 2,6 ans;des conceptions innovantes visent à supprimer la boucle intermédiaire de sodium en adoptant un fluide de conversion gazeux à la place de l’eau (éliminant ainsi le risque de réaction sodium eau.

Parmi les inconvénients, on signalera la grande quantité de sodium ultra-pur nécessaire dans les modèles à forte puissance (Superphénix contenait 5000 tonnes de sodium), cela étant dû à sa chaleur spécifique qui est environ le sixième de celle de l’eau. Cet inconvénient se révèle, par contre, être un avantage en conférant une grande inertie au réacteur ce qui permet, en cas d’arrêt, son refroidissement par convection naturelle et l’évacuation de la puissance résiduelle (7,5 % de la puissance nominale dans les premières minutes).

On pourra lire ici un article, de la rubrique documentation, qui fait un point de la situation ,en 2014, sur ces réacteurs.

 

 

2.2. Le LFR, réacteur refroidi au plomb fondu (ou eutectique plomb-bismuth)[3]

La nécessité d’une étanchéité parfaite pour éviter les réactions sodium-eau, dans le cas des réacteurs rapides au sodium, a conduit à envisager des solutions de remplacement; c’est dans cette optique que l’idée (qui n’est pas nouvelle) d’utiliser le plomb fondu est née, bien que sa densité et sa chaleur spécifique soient moins favorables que celles du sodium.

La technique a été développée et utilisée pour une certaine classe de sous-marins soviétiques. Utilisant les neutrons rapides, à la pression atmosphérique comme le SFR, il peut fonctionner à des températures similaires (on parle de 480°C), autorisant des rendements électriques d’environ 40%.

Un développement particulièrement intéressant de ce concept serait de vendre clefs en main des unités de taille modeste (une centaine de MWe adaptée aux pays sans réseau élaboré de distribution électrique), en utilisant la convection naturelle pour assurer la circulation du caloporteur, tandis que le combustible se présenterait sous forme de «cartouche» dont la durée de vie pourrait être d’une quinzaine d’années; on remplacerait alors la cartouche usagée par une neuve et le réacteur repartirait pour une nouvelle période de 15 ans; c’est le concept dit de «nuclear battery», évidemment satisfaisant sur le plan de la prolifération.

A plus long terme, ce type de réacteur pourrait aussi fournir des puissances supérieures à 1000 MWe, mais en circulation forcée et avec un combustible (à mettre au point) à base de nitrures autorisant des températures de sortie du plomb fondu jusqu’à 800°C, compatible avec la production d’hydrogène. Reste à maîtriser la circulation de ce métal liquide très dense et très corrosif à haute température.

 

2.3. LeSCWR réacteur rapide (ou thermique) refroidi à l’eau supercritique

Les réacteurs à eau des générations II et III sont limités en température (et donc in fine en rendement électrique en raison du principe de Carnot) par le «point critique» de l’eau (374°C et 220 bars). L’idée ici est de fonctionner largement au dessus du point critique (d’où son nom) autorisant des températures voisines de 550°C (et des pressions de 250 bars) et donc des rendements pouvant atteindre 44 % (au lieu de 34 % dans les PWR français et 36 % pour l’EPR).

Par ailleurs les accessoires vapeur qui existent dans les réacteurs actuels (sécheurs et séparateurs de vapeur) ne sont plus nécessaires; enfin le fonctionnement du réacteur est simplifié car il n’y a pas de risque d’ébullition intempestive conduisant à des risques de vide (on sait que c’est de cette façon qu’a commencé l’accident de Tchernobyl), puisque l’eau est dans un état supercritique

Il peut fonctionner soit en neutrons thermiques et alors on est en cycle ouvert sans retraitement, soit en neutrons rapides associé à un cycle fermé avec recyclage des actinides. Dans les deux cas il s’agirait de grosses unités (on parle de 1700 MWe)

Reste qu’il y a un gros effort de R & D sur ce concept tant sur le combustible que sur les matériaux au contact de l’eau supercritique (corrosion, radiolyse, abrasion). C’est donc pour le long terme, mais les canadiens croient beaucoup à ce système, évidemment séduisant.

 

2.4. Le GFR réacteur rapide refroidi au gaz

 

Extrapolé des réacteurs de type HTR (voir la fiche HTR), c’est un réacteur à neutrons rapides, le caloporteur étant de l’hélium à 850 °C permettant la génération d’électricité en cycle direct de Brayton4 avec un rendement de 48 % et/ou la production d’hydrogène.

L’idée est d’avoir un système complètement intégré avec retraitement, fabrication du combustible et recyclage des actinides sur le même site; comme pour le HTR, le concept modulaire avec des modules de 250 à 300 MWe est préféré[5].

Comme pour le HTR aussi, le combustible, qui doit être réfractaire et confinant, peut être à boulets (associé à un retraitement pyrométallurgique), ou prismatique (associé à un retraitement hydrométallurgique); toute la R & D développée pour les HTR (voir cette fiche) est donc réutilisable, mais avec transposition en milieu neutrons rapides.

Par ailleurs, comme pour le système suivant, il faut mettre au point la technologie des circuits d’hélium à très haute température (matériaux de structure du cœur, échangeurs entre autres)

Le développement de cette filière devra commencer par la réalisation d’un réacteur expérimental de 50 MWth, qui pourrait être réalisé en Europe avec une contribution significative de la France.

 

 

2.5. Le VHTR réacteur à neutrons thermiques refroidi à l’hélium

Ce réacteur de type modulaire avec des modules de 600 MWth est le seul proposé uniquement en cycle ouvert, mais avec une technologie de type HTR poussée à son maximum (température des gaz de sortie au dessus de 1000°C) axé en priorité sur la production d’hydrogène avec une électrolyse d’eau à haute température ou sa décomposition thermique en utilisant un cycle thermochimique tel que le cycle IS (iode-soufre).

 

En France, le CEA contribue à la R&D pour le projet de réacteur HTR d’AREVA (Antares) et pour les procédés de production d’hydrogène.

Une importante R & D est consacrée à la tenue des matériaux aux très hautes températures, à la technologie des circuits d’hélium à plus de 1000°C et , comme pour le précédent, à la mise au point du combustible à boulets (l’enveloppe de SiC -carbure de silicium- ne tenant pas à ces niveaux de température, on envisage du ZrC –carbure de zirconium-).

 

 

 

2.6. Le MSR réacteur à neutrons épithermiques refroidi aux sels fondus

L’idée (qui n’est pas nouvelle, un réacteur expérimental de 8 MWth ayant fonctionné à Oak Ridge, aux États-Unis dès les années 60) est d’utiliser un sel fondu (on a surtout testé des fluorures[6]) dans lequel est dissoute la matière fissile, ce sel est donc à la fois combustible et caloporteur; on procéde en ligne sur une dérivation aux retraitement, recyclage et rechargement du réacteur, tandis que l’on peut évacuer en continu les gaz de fission, pour la plupart poisons neutroniques, tel le Kr85. Par ailleurs, la réaction peut être arrêtée rapidement par simple drainage.

Les neutrons ne sont plus rapides, car partiellement ralentis (on dit thermalisés) par des canaux en graphite dans lesquels circule le sel fondu; ils ont cependant une énergie plus élevée que dans un réacteur à eau actuel; on dit que les neutrons sont épithermiques.

Les réacteurs à sels fondus sont conçus pour fonctionner avec du thorium, qui a un seul isotope naturel , le Th232 non fissile, transformé en uranium233 fissile.

Le sel fondu aux environs de 700°C étant du type fluorure, on imagine aisément que les problèmes de corrosion ne sont pas simples à résoudre, et les réactions fluorures - eau sont génératrices du redoutable acide fluorhydrique; par ailleurs il faut envisager une boucle secondaire en sels fondus non radioactifs avant de passer sur un tertiaire à la vapeur ou à l’hélium pour entraîner la turbine.

Concept très innovant, ce sont les Russes de l’Institut Kurchatov qui sont les plus actifs sur ce sujet; en France, c’est le CNRS qui en étudie certains aspects.

On trouvera  ici un article plus détaille sur ce type de réacteurs (site Retraités du CEA) et un autre ici  élaboré par plusieurs organismes scientifiques sur le thorium en réacteur à sel fondu sans modérateur.

 

 

3. Remarques et commentaires

A l’examen de ces 6 systèmes, on constate que leur degré de maturité est très variable; alors que le SFR pourrait être déployé dans un avenir assez proche, tout au moins dans une version sans recyclage des actinides mineurs, on imagine bien que d’autres systèmes nécessiteront des années de R & D, suivies d’unités de démonstration, avant de pouvoir être jugés industriellement mûrs.

Les réacteurs nucléaires et la production d’hydrogène.
2 procédés au moins permettent de produire de l’hydrogène par décomposition de la molécule d’eau en disposant d’un gaz chaud, type hélium:

  • soit l’électrolyse de l’eau à haute température
  • soit la décomposition thermochimique de l’eau à partir du procédé iode-soufre (I-S); dans ce dernier cas, on décompose de l’acide sulfurique en SO2 (+ 1/2 O2 et H2O) qui à son tour va réduire de l’iode moléculaire en HI en régénérant l’acide sulfurique; enfin le HI est décomposé en hydrogène et iode, ce dernier étant recyclé. Acide sulfurique et iode tournent donc en rond et jouent un rôle de catalyseur, et on produit H2 et ½ O2

Le rendement de la première réaction est très sensible à la température d’où la nécessité de fonctionner à plus de 850°C (limite du GFR), et si possible à plus de 1000°C (cas du VHTR).

  • On notera que le programme de la France est plutôt orienté vers le moyen terme avec deux axes forts, les rapides au sodium (SFR) et les réacteurs au gaz à haute ou très haute température (GFR et VHTR) associés à une production d’hydrogène ou autre carburant de synthèse, pour être substitué à l’essence dans les transports. Le choix d’une filière rapide pour la 2ème étape du renouvellement du parc de réacteurs français (la 1ère étape étant l’EPR) pourrait donc intervenir vers 2015.
  • En ce qui concerne la répartition entre production d’électricité et production d’hydrogène, on notera que les systèmes fonctionnant entre 500 et 600°C seront prioritairement dévolus à la production d’électricité (SFR, SCWR), ceux fonctionnant aux alentours de 850°C pourront faire les deux (GFR, LFR et MSR), tandis que le système fonctionnant à plus de 1000°C serait surtout dévolu à la production d’hydrogène. Quant au dessalement de l’eau de mer, distillations ou osmoses inverses peuvent être réalisées à différentes températures.
  • En ce qui concerne la gestion des actinides (dont le plutonium), tous les systèmes , sauf peut-être le VTHR, devront pouvoir, le cas échéant, recycler les actinides afin de les incinérer (par transmutation) du mieux possible. Dans cet optique les systèmes à neutrons rapides sont évidemment les mieux adaptés à cette tâche et c’est pourquoi on leur a donné le surnom de «réacteurs mange-tout». C’est en particulier vrai pour les isotopes non fissiles du plutonium et les actinides mineurs. 
  • En ce qui concerne l’économie des différents systèmes, il est très difficile de se prononcer en l’absence d’une R & D suffisante dans beaucoup de cas; comme bien souvent, les systèmes les moins connus sont ceux qui apparaissent les plus économiques; d’ailleurs les experts évaluateurs du GIF n’ont pas pu se mettre d’accord sur le système le plus économique, pas plus que pour dire s’il est plus économique d’utiliser un concept modulaire plutôt qu’un gros réacteur monolithique. Il est probable que ce critère sera variable selon les différents pays.
  • En ce qui concerne le retraitement, on notera (1) qui dit rapide dit retraitement puisque, pour consommer l’uranium238, il faut passer par le plutonium, (2) que la voie aqueuse (Purex) devra être adaptée pour «coextraire» l’uranium et les actinides (et pas seulement le plutonium), on est donc dans un concept de retraitement simplifié et non retraitement poussé, enfin (3) qu’une voie pyrométallurgique devra être industrialisée pour pouvoir fermer le cycle de certains systèmes (GFR, VTHR, voire SFR et LFR dans le cas de combustibles métalliques) .Rappelons que des laboratoires américains (Argonne NL) travaillent sur un procédé pyrométallurgique depuis de nombreuses années. En France, on estime que la jouvence ou le renouvellement de l’usine de La Hague, pour son adaptation aux systèmes de 4ème génération, devrait intervenir vers 2040.
  • En ce qui concerne la fabrication du combustible, le fait majeur est que la plupart des combustibles recyclés devront contenir plutonium et uranium, et selon les options des actinides mineurs, donc beaucoup plus de radioactivité qu’avec les combustibles à uranium naturel enrichi d’aujourd’hui; fini les assemblages manipulés à la main , place aux assemblages montés en boîte à gants ou en opération automatique (en somme comme on fabrique les combustibles MOx aujourd’hui). On peut dire que la question des combustibles est au cœur des études, car si la technologie des poudres oxydes est bien maîtrisée, il n’en n’est pas de même des combustibles nitrures, carbures ou métalliques, plus denses et meilleurs conducteurs de la chaleur aux hautes températures.
  • En ce qui concerne le Développement Durable, seuls les réacteurs rapides sont à même de tirer de l’énergie à partir de l’uranium238, ce qui, avec les stocks aujourd’hui accumulés d’uranium appauvri, assurerait l’approvisionnement en combustible pour plusieurs millénaires. Alors qu’on brûle un peu moins de 1 % de l’uranium dans les réacteurs actuels (1,3 à 1,4 % avec les MOx), les rapides peuvent brûler en théorie 100% de l’uranium. Là où un réacteur à eau de 2ème ou 3ème génération de 1500 MWe fonctionnant 40 ans produira 7000 t d’uranium appauvri, 1000 t d’uranium de retraitement et 11 t de plutonium, un réacteur rapide de même puissance pourrait fonctionner pendant plusieurs millénaires avec ces matières et en plus il nous débarrassera des actinides mineurs.

 


[1] Certes, du plutonium, généré in situ à partir de l’uranium238, contribue pour environ 40 % à l’énergie produite dans un réacteur à eau, et le reste du plutonium peut être recyclé dans les assemblages MOx; malgré cela la quantité d’uranium total consommé ne dépasse guère 1 %.
[2]Noter qu’on parle de «systèmes nucléaires» et non pas de «réacteurs nucléaires» pour bien montrer qu’on y inclut le cycle du combustible en amont et l’éventuelle production d’autres biens que l’électricité en aval (hydrogène, eau douce, chaleur, ….)
[3]le plomb fondant à 327°C, les opérations de chargement et déchargement ne sont pas aisées; d’où l’idée de l’eutectique plomb-bismuth (45-55) qui est liquide à 125°C; mais toute médaille a un revers, l’activation du bismuth209 naturel en réacteur produit….du polonium210 de sinistre mémoire
[4]Le cycle de Brayton est un cycle direct basé sur 2 transformations isobares et 2 isenthalpiques (adiabatiques), contrairement au cycle de Rankine utilisé dans les réacteurs à eau actuels qui est basé sur 2 transformations isobares et 2 isentropiques; il est peu différent du cycle de Joule utilisé dans les turbines à gaz actuelles
[5]L’hélium, comme tous les gaz simples, a une chaleur spécifique très inférieure à celle de l’eau; c’est pour cette raison que l’on doit limiter la puissance unitaire du réacteur pour ne pas avoir à gérer des quantités ou des vitesses trop importantes, ou des pressions trop élevées du gaz caloporteur (on envisage 80 à 100 bars)
[6]en fait des fluorures mixtes de sodium, zirconium et uranium, liquides à ces températures