Cahier des charges pour les réacteurs nucléaires du futur

27/08/2017
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2013-5:19615
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Cahier des charges  pour les réacteurs nucléaires du futur

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38 REE N°5/2013 LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION François Gauché Chef de programme « réacteurs de 4e génération » à la Direction de l’énergie nucléaire du CEA Introduction La conception, la construction, l’exploitation et le démantèlement d’un réacteur nucléaire doivent ré- pondre à de très nombreux critères. Le présent article ne saurait remplacer un cahier des charges détaillé. Au moment où l’on s’intéresse aux réacteurs du fu- tur, dits de 4e génération, et en particulier aux RNR, l’objectif est : contraintes à prendre en compte, qui distinguent du réacteur « papier » le réacteur réel qui produira un jour de l’électricité, et qui pour la majorité consti- tuent des défis scientifiques et technologiques qui ne se voient pas forcément au premier coup d’œil ; de RNR de nouvelle génération, les nouvelles contraintes qui découlent de l’expérience passée et de l’accroissement des exigences, de sûreté en particulier, qui pèsent sur la conception de tout nou- veau réacteur nucléaire. Le présent article s’alimente notamment du cahier des charges pour les futurs RNR-Na, réalisé par EDF et transmis au CEA dans le cadre du projet de démons- trateur technologique Astrid1 , auquel un autre article de ce dossier est consacré. Les attendus des RNR du futur peuvent être clas- sés en termes de génération, de performances et de sûreté, exigences auxquelles il faut ajouter quelques contraintes supplémentaires spécifiques aux RNR. Attendus des systèmes de 4e génération Comme indiqué dans l’introduction de Christophe Béhar, le cadre international de la coopération en matière de systèmes nucléaires de 4e génération est le GIF (encadré 1), dont l’objectif est la conduite des travaux de R&D nécessaires à la mise au point de systèmes nucléaires (réacteurs et cycle du combus- tible) répondant aux critères de durabilité de l’éner- gie nucléaire : poursuite des progrès en compétitivité et en sûreté atteints sur les réacteurs à eau de 3e génération, économie des ressources, minimisation de la production des déchets radioactifs, plus grande résistance à la prolifération nucléaire et application de l’énergie nucléaire à d’autres voies que la production d’électricité. C’est en regard de ces critères que le GIF a sélec- tionné six concepts paraissant les plus prometteurs et a défini un plan de R&D visant à apporter les innova- tions nécessaires pour le déploiement industriel des systèmes basés sur ces concepts. 1 Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demon- stration. Cahier des charges pour les réacteurs nucléaires du futur The design, the construction, the operation and the decommissioning of a nuclear reactor need to cope with a large number of different requirements. Although not a detailed specification, the present article aims at showing that, when we speak about future Generation IV reactors, numerous constraints are to be taken into account and make the difference between a “paper” reactor and the real reactor that will produce electricity one day. Most of them constitute scientific and technical challenges that are not always visible at first sight. As far as fast neutron reactors are concerned, the feedback of experience and the increase of safety requirements lead to new constraints to be taken into consideration, as there is a direct relationship between the level of safety that can be achieved and the technical maturity. ABSTRACT REE N°5/2013 39 Cahier des charges pour les réacteurs nucléaires du futur Le GIF Le GIF est une association intergouvernementale lancée en 2000 à l’initiative du DOE (Department of Energy) des Etats-Unis. Il regroupe à ce jour treize1 membres engagés par la signature d’une charte en juillet 2001 dans laquelle ils reconnaissent l’importance du développement de systèmes futurs pour la production d’énergie nucléaire, ainsi que la nécessité de préserver au mieux l’environnement et de se prémunir contre les risques de prolifération. Un accord-cadre intergouvernemental consolidant ces engagements a été signé à partir de février 2005 par dix membres, dont la France. L’Argentine et le Brésil ont souhaité différer leur signature et demeurent provisoirement dans un statut de membre non actif. Le Royaume-Uni n’a pas ratifié l’accord-cadre signé en 2005, préférant limiter à ce stade sa contribution au programme européen. Cet accord fixe le cadre des accords juridiques plus détaillés permettant une coopération équitable entre partenaires. Chaque membre du GIF est représenté par un ou plusieurs agents de mise en application des objectifs de l’accord-cadre. Le GIF a sélectionné six concepts paraissant les plus prometteurs et a défini un plan de R&D visant à apporter les inno- vations nécessaires pour le déploiement industriel, à partir de 2030, des systèmes basés sur ces concepts. Le plan de développement de ces six systèmes comprend trois phases : faisabilité, performances et démonstrations. L’accord-cadre et les accords détaillés qui en découlent ne couvrent que les deux premières phases. La réalisation de démonstrations, pilotes ou prototypes nécessitent des accords différents. Les concepts sélectionnés par le GIF sont les suivants : Il faut noter que la maturité technologique des concepts retenus par le GIF est très variable. 1 Afrique du Sud, Argentine, Brésil, Canada, Chine, Etats-Unis, Euratom, France, Japon, République de Corée du Sud, Royaume-Uni, Russie, Suisse. Figure 1(b)Figure 1(a) Figure 1(c) Figure 1(e)Figure 1(d) Figure 1(f) Figure 1 : Schémas de principe de fonctionnement – (a) RNR-Na ; (b) RNR-G ; (c) RSF ; (d) RNR-Pb ; (e) RESC ; (f) RTHT ©GIF. 40 REE N°5/2013 LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION Ainsi, le GIF fixe des objectifs aux systèmes de 4e généra- tion, résumés ci-dessous : mieux possible la ressource en uranium (ou thorium)2 et recycler sans limitation les matières issues des combus- tibles usés, comme le plutonium. A noter qu’en France, le plutonium issu des combustibles usés est recyclé en réac- teur, sous forme de combustible d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium (MOX). Les réacteurs à eau du parc actuel ne permettent de recycler le plutonium qu’une seule fois. Le multirecyclage de ce plutonium nécessite des réacteurs fonctionnant en spectre de neutrons rapides, couplés à un cycle fermé du combustible. Rappelons que l’utilisation en réacteurs à neutrons rapides de la ressource en uranium appauvri déjà extrait et disponible sur le territoire français permettrait de produire de l’électricité au rythme actuel pendant plusieurs milliers d’années ; les études nécessaires pour réaliser la transmutation de certains actinides mineurs. L’idée est d’isoler les éléments les plus radiotoxiques des déchets nucléaires, puis de les transformer en les transmutant en d’autres éléments moins radiotoxiques et à vie plus courte. De la même façon, ceci nécessite des RNR ; - dard du moment. Ceci équivaut aujourd’hui aux objectifs de sûreté des réacteurs de 3e génération auxquels il faut intégrer dès la conception les enseignements de l’accident de Fukushima, en particulier la recherche d’une démons- tration de sûreté robuste, prenant en compte les incerti- tudes et garantissant suffisamment de marge par rapport aux « effets falaise »3 ; rendu ; - cléaire. Attendus en termes de performances Même s’il doit obéir à un certain nombre de contraintes, de sûreté en particulier, un réacteur nucléaire est construit, 2 On voit ici que les concepts à neutrons thermiques, comme le réacteur à eau supercritique (RESC) ou le réacteur à très haute température (RTHT), ne répondent pas strictement à ce critère. Les RTHT sont étu- diés dans le GIF pour leur haute température et leur capacité à répondre à des utilisations industrielles autres que la production d’électricité (ex : hydrogène, etc.). Certaines études sur les RESC concluent à une cer- taine capacité à recycler le plutonium mais l’atteinte de l’iso-génération n’est pas acquise. 3 Effet falaise : altération brutale du comportement d’une installation, que suffit à provoquer une légère modification du scénario envisagé pour un accident dont les conséquences sont alors fortement aggravées. la plupart du temps, avec un objectif économique, généra- exigences de sécurité d’approvisionnement et d’indépen- dance énergétique. L’exploitant de la centrale et la collectivité attendent donc du réacteur des performances en matière de production. La déclinaison de cette exigence de perfor- mances dans le cas des RNR est détaillée ci-dessous. Puissance du réacteur Quand le réseau électrique le permet, et si l’on met de côté les réflexions actuelles sur les petits réacteurs modu- économique particulier4 , la plupart des calculs économiques poussent à rechercher des réacteurs nucléaires de grande taille, d’au moins 1 000 MWe, en raison des effets d’échelle qui permettent en particulier d’accommoder plus facilement les surcoûts des nouvelles exigences de sûreté. Ajouter à cela les avantages des « effets de série » qui sont un atout ma- jeur pour les coûts de fabrication, la maintenance, le retour d’expérience d’exploitation et l’amélioration continue de la de démonstration ou de début de série, on peut accepter des réacteurs de plus petite taille. Ceci permet de fixer deux plages de puissance, qui ne sont données que de manière indicative : - triel massif. Gain de régénération L’une des caractéristiques essentielles des RNR est leur capacité à pouvoir atteindre la surgénération, c’est-à-dire à partir de matières fertiles comme l’uranium 238 ou le thorium 232, à produire plus de matière fissile qu’ils n’en consomment (gain de régénération (GR) > 1). Mais ces ré- acteurs peuvent aussi fonctionner en mode iso-générateur (équilibre production-consommation de matières fissiles ; GR ~ 1) ou même sous-générateur (consommation nette de matières fissiles ; GR < 1). On parle parfois de mode « brû- leur » pour désigner un réacteur conçu spécialement pour consommer de façon accrue le plutonium. Le choix du GR dépend donc de la raison pour laquelle on cherche à déployer des RNR. Ceux-ci ont besoin d’une a donc considéré des surgénérateurs, capables de produire la quantité de plutonium nécessaire au démarrage de réacteurs supplémentaires de façon à permettre la croissance d’un 4 Le lecteur pourra se reporter sur ce point à l’article invité d’Alain Vallée dans le présent numéro. REE N°5/2013 41 Cahier des charges pour les réacteurs nucléaires du futur parc de RNR qui une fois démarrés ne consomment que très peu de ressources en uranium. C’est cette hypothèse qui est retenue par des pays dont les besoins énergétiques sont en forte croissance comme la Chine ou l’Inde. Dans d’autres pays avec un parc de réacteurs à eau légère fonctionnant depuis plusieurs décennies comme la France, la quantité de plutonium requise pour démarrer un parc de RNR n’est pas forcément le facteur limitant. Dans ce cas, d’autres considérations peuvent amener à préférer des réacteurs iso- générateurs associés à l’objectif de stabiliser la quantité de plutonium dans le cycle. cycle, des concepts sous-générateurs ou « brûleurs » peuvent être recherchés. Il faut noter que la combinaison des choix du combustible, du caloporteur et du concept de cœur peut restreindre la cœur à faible vidange (dit cœur CFV), développé par le CEA pour le projet Astrid, ne permet pas d’atteindre des valeurs de GR très élevées (limite à 1,15 environ) alors que certains peut développer un concept CFV « brûleur » avec de bonnes performances de consommation nette de plutonium. Enfin, sachant que certains cœurs ont besoin de « couver- tures radiales »5 pour atteindre de bonnes performances de surgénération, la question des couvertures fertiles radiales peut être un sujet controversé dans la mesure où une cer- taine littérature les considère comme plus faciles à détourner à des fins de production de matière fissile militaire. En effet, dans des couvertures radiales, la composition du plutonium peut se rapprocher de celle nécessaire pour des applications militaires. Or selon les concepts, l’iso-génération ou la surgé- nération ne peuvent être atteintes qu’avec des couvertures d’atteindre l’iso-génération sans couvertures radiales. Durée de fonctionnement À l’image des réacteurs de 3e génération, on attend des RNR de 4e génération de pouvoir justifier d’une durée de fonc- tionnement d’au moins 60 ans. Ayant à faire à des conditions de fonctionnement particulièrement contraignantes (tempé- ratures élevées, possible corrosion, cycles,…), ceci nécessite pour les composants non remplaçables une R&D de long terme sur les matériaux afin de disposer des bases de don- nées sur une échelle de temps suffisamment représentative pour pouvoir extrapoler à une durée de fonctionnement de 5 Les couvertures radiales sont des assemblages contenant de la matière fertile, très souvent de l’uranium 238, qui sont disposés à la périphérie du cœur du réacteur. 60 ans. Certains composants, pour lesquels cette durée de vie ne sera pas démontrée, devront être conçus pour être remplaçables (générateurs de vapeur par exemple). - jet. Concernant le RNR-Na, plusieurs décennies de fonctionne- ment ont permis d’accumuler un patrimoine de connaissances considérables sur les matériaux et leur comportement en réac- teur. Certains échantillons issus du démantèlement des réac- justification de la durée de vie des futures centrales de ce type. Taux de combustion, longueur des cycles les cycles les plus longs possibles, séparés par des arrêts pour rechargement les plus courts possibles. Ce raisonne- On recherche donc pour la filière industrielle des taux de combustion élevés, de l’ordre de 180 à 200 GWj/t, avec des cycles de 18 à 24 mois. Ceci impose un programme de R&D et de qualification en réacteur pour l’amélioration des per- formances des combustibles, sachant que pour le RNR-Na, de grands progrès ont été faits dans le passé en passant de quelques dizaines de GWj/t à plus de 100 GWj/t. recherche des alliages à faible gonflement sous irradiation, sur lesquels un important effort de R&D est réalisé dans le monde. En effet, si l’on prend le cas du caloporteur sodium, les assemblages combustibles sont faits d’aiguilles de com- bustible (l’équivalent des crayons de combustible dans un - liques enroulés autour de l’aiguille. L’espace entre les aiguilles est très réduit (entre 1 et 2 mm) et un gonflement des gaines viendrait réduire cet espace et les échanges thermiques. Taux de disponibilité les prototypes, la disponibilité visée reste ambitieuse, mais le calcul devrait déduire les indisponibilités qui seront dues aux diverses démonstrations et expérimentations qui seront réalisées dans le réacteur. Le taux de disponibilité dépend en particulier de la fré- quence des arrêts pour rechargement (voir le paragraphe précédent) et de leur durée. Celle-ci est reliée aux opérations de passage du fonctionnement vers l’arrêt pour manutention, à la manutention des assemblages usés et neufs et au redé- marrage. Il y a aussi les inspections périodiques des équipe- ments et la requalification des systèmes importants pour la sûreté, par exemple les mécanismes de barre de commande. 42 REE N°5/2013 LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION La disponibilité peut aussi être grandement affectée par des opérations de réparation ou remplacement de composants. Citons enfin les délais liés aux autorisations administra- tives, en particulier pour les arrêts non programmés. Coûts La question de la compétitivité des réacteurs de 4e géné- ration par rapport aux autres sources d’énergie ne se résume pas simplement et renvoie à des débats complexes, qui ana- lysent les rapports coûts/bénéfices en détail et dépassent le cadre de cet article. Il est probable que les RNR resteront, à l’investissement, plus chers que des réacteurs à caloporteur eau. Cela vient du fait que les fluides caloporteurs autres que l’eau sont plus com- pliqués à gérer que ce fluide courant. Il s’agit donc de maintenir le surcoût à l’investissement aussi bas que possible, sachant que, selon les hypothèses que l’on fait sur l’évolution des prix de l’uranium, ce surcoût peut être in fine compensé grâce à l’avantage des neutrons rapides sur le cycle des matières. Avant l’atteinte d’un coût optimisé après remise en route du tissu industriel et construction de plusieurs unités, il faut avoir à l’esprit les surcoûts inhérents à l’étape du proto- type ou de la tête de série. Enfin, les RNR remplissent des fonctions supplémentaires par rapport aux réacteurs à eau légère. Ces fonctions, qui concernent le cycle des matières nucléaires, n’ont pas forcément une valeur économique faci- lement mesurable, mais correspondent à un service qui peut être de nature stratégique. La stabilisation des stocks de plu- tonium, la sécurisation de l’approvisionnement énergétique, l’indépendance par rapport aux mines d’uranium, la possible incinération de certains actinides mineurs, etc. peuvent être des atouts valorisables. Attendus en termes de sûreté Quel niveau de sûreté ? Il n’est pas possible de définir précisément le niveau de sûreté attendu pour les futures générations de réacteurs nu- cléaires, compte tenu des incertitudes, d’une part sur la date à laquelle ces réacteurs seront déployés (2040 ? 2080 ?), d’autre part sur les évolutions des attentes de la société en matière de sûreté, reprises par les autorités de sûreté nucléaire, entre aujourd’hui et cette date de déploiement. Ainsi, au-delà d’une recherche continue d’amélioration de la sûreté, le niveau de sûreté requis a progressé dans le passé par paliers successifs, en particulier après les accidents de - Le référentiel de sûreté, mais aussi de radioprotection, de rejets dans l’environnement etc., qui découle de ces évènements et de plusieurs décennies d’exploitation de réacteurs nucléaires dans le monde est donc devenu très exigeant, sans commune mesure avec les règles des temps pionniers au lendemain de la seconde guerre mondiale où de nombreuses technologies ont pu être testées. C’est dire l’effort à faire pour amener au niveau de sûreté requis un concept ne bénéficiant d’aucun retour d’expérience. en service dans la prochaine décennie, on peut proposer un niveau de sûreté équivalent à un réacteur à eau légère de 3e génération (dont les attendus sont formalisés dans le docu- 6 ), doublé de l’exigence d’avoir intégré convenablement le retour d’expérience des réacteurs anté- rieurs et prenant en compte dès la conception les leçons tirées du retour d’expérience de l’accident de Fukushima, en parti- culier l’exclusion d’effet falaise dès qu’une agression externe dépasse un peu les limites du domaine de dimensionnement. En particulier, le document WENRA cité au-dessus requiert : - sant à des rejets précoces ou importants ; - tion permettent de limiter dans le temps et dans l’espace les mesures de protection des populations et que les délais soient suffisants pour les mettre en œuvre. A la lumière de cet objectif, la réalisation d’études proba- bilistes de sûreté de niveau 2 en complément de la démons- tration de sûreté probabiliste est particulièrement pertinente. En effet, ces études de niveau 2 vont jusqu’à la quantification des rejets à l’extérieur de la centrale et donnent un éclairage supplémentaire par rapport à la démonstration déterministe. Principales fonctions de sûreté L’ordre dans lequel ces fonctions vont être déclinées ne pré- En cas d’incident, l’arrêt de la réaction en chaîne constitue la première fonction de sûreté. Ceci conduit à concevoir des systèmes d’arrêt extrêmement fiables, redondants et diversifiés. L’évacuation de la puissance résiduelle constitue en- suite un enjeu majeur. Il s’agit d’exclure la perte totale de cette fonction sur une longue période de temps. La com- binaison de systèmes actifs et passifs, redondants et diver- sifiés, permet d’atteindre cet objectif. Il faut toutefois faire 6 L’association WENRA (Western European Nuclear Regulators Associa- tion) d’autorités de sûreté nucléaire d’Europe de l’Ouest a émis, fin 2010, un document formalisant les attendus de ces autorités en ma- tière de niveau de sûreté requis pour les réacteurs de 3e génération. Ce document porte le nom de “Safety Objectives for New Nuclear Power Plants” et s’appuie sur les travaux d’un groupe de travail “Reactor Har- monization Working Group”, qui avait émis son rapport fin 2009. REE N°5/2013 43 Cahier des charges pour les réacteurs nucléaires du futur particulièrement attention au risque de gel du caloporteur dans les circuits, conduisant à la perte du circuit. La troisième fonction de sûreté est le confinement. No- tons qu’elle doit être complètement repensée dans le cas du première barrière habituelle qui est la gaine. Enfin, citons quatre enjeux liés au choix du caloporteur : la compatibilité du caloporteur primaire avec le calopor- teur secondaire séparer la partie conventionnelle de l’installation (turbine) du circuit primaire. On a donc au moins un circuit secon- daire, parfois même un troisième circuit (cas du sodium et des sels fondus). Il faut donc tenir compte d’une possible mise en contact des fluides primaire et secondaire. C’est en particulier la problématique des réactions sodium-eau qui oblige à avoir un circuit intermédiaire en sodium pour les réacteurs de ce type. Mais les interactions peuvent aussi conduire à l’entraînement de gaz dans le cœur (et à un accroissement de la réactivité), à la formation de précipités solides, à une explosion de vapeur, etc. ; la purification. L’enjeu est en particulier d’éviter la corrosion des structures, ainsi que la formation de composés solides qui viendraient boucher des circuits ou assemblages. Cette problématique est particulièrement importante pour les caloporteurs plomb et plomb-bismuth ; les réactions sodium-eau, so- dium-eau-air et les feux sodium. L’objectif de la concep- tion sera d’éliminer de telles possibilités ou d’en confiner les conséquences ; la détection de fuites. La fuite du caloporteur est le signe d’une défaillance des circuits. Elle doit être détectée au plus tôt pour éviter une dégradation de la situation (corro- sion sous calorifuge, feu de sodium, rupture de tuyauterie, contamination radioactive par du sel fondu, accident de dépressurisation ou baisse de niveau primaire…). Agressions externes, états de l’installation Les agressions externes peuvent être d’origine humaine (chute d’avion), malveillante ou non, ou d’origine naturelle. Nous allons examiner successivement les deux cas. Concernant la chute d’avion, il y a souvent confusion entre la prise en compte d’un risque probabiliste, à savoir la chute accidentelle d’un aéronef, et l’acte de malveillance (chute volontaire). Il convient de protéger la centrale contre les deux éventualités, sachant que le référentiel concernant la malveil- lance est confidentiel pour des raisons évidentes. Le séisme doit également être pris en compte, en suivant les règles fondamentales de sûreté ou les guides émis par l’Autorité de sûreté nucléaire. La prise en compte du risque d’inondation interdira bien sûr de disposer des réservoirs de sodium dans des locaux inondables. Certains évènements externes comme l’incendie de forêt devront être analysés par rapport au fonctionnement d’échangeurs de chaleur avec l’atmosphère, utilisés pour l’éva- cuation de la puissance résiduelle (risque de colmatage). Les grands froids devront être regardés aussi (risque de gel, etc.). moderne prendra en compte toutes les parties de l’installa- - dent de Fukushima a montré à quel point il faut accorder à l’entreposage de combustibles usés la même protection qu’au réacteur lui-même. Des analyses de sûreté spécifiques seront ainsi nécessaires pour, entre autres, les cuves ou les piscines d’entreposage de combustible, les réservoirs de sels fondus primaires ou les circuits du procédé de traitement en ligne du sel fondu. Radioprotection, déchets, démantèlement La conception de type intégré7 des réacteurs à calopor- teur sodium a montré dans le passé qu’une dosimétrie col- était possible. De manière indicative, on peut proposer un objectif de dose annuelle collective aux travailleurs de moins 2e génération. En optimisant certaines opérations de mainte- nance dès la conception, on peut également limiter la dose radioactivité naturelle en France. dès le début, la maintenance et l’éventuel remplacement des composants contaminés par le sel primaire, dans le respect de l’objectif de minimiser la dose reçue par les tra- vailleurs. On peut aussi signaler comme exemple la problématique du polonium-210, très radiotoxique, produit par activation du bismuth dans le fluide primaire des réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb ou plomb-bismuth. Concernant la production de déchets, on préférera les dé- chets solides. Enfin, la question du tritium, qui est produit dans le réacteur, habituellement dans le combustible ou dans les absorbants, prend une dimension nouvelle avec les calopor- 7 La conception de type intégré consiste à rassembler dans une seule grande cuve tous les composants du circuit primaire du réacteur, en particulier le cœur, les pompes primaires et les échangeurs de chaleur. Elle s’oppose à la conception dite « à boucles » dans laquelle la cuve ne contient que le cœur et des tuyauteries du circuit primaire relient cette cuve aux autres composants (pompes primaires, échangeurs de chaleur). 44 REE N°5/2013 LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION teurs à base de sels de lithium et doit faire l’objet de disposi- tions de conception adaptées (équipements de détritiation). Le retour d’expérience de démantèlement d’installations nucléaires, y compris de quelques RNR-Na, permet de ré- fléchir dès la conception à la simplification des procédures de démantèlement, à la minimisation des déchets produits et de la dose reçue par les travailleurs. La disponibilité des filières d’évacuation est également prise en compte. 8 par des revêtements durs ne contenant pas de cobalt, ce qui di- minue fortement l’activation des structures du réacteur. Mais les solutions de remplacement dépendent évidemment de la compatibilité du revêtement avec le caloporteur, et seront donc variables selon les concepts. dans la mesure où, par conception, c’est l’ensemble du circuit primaire qui est contaminé par les actinides et les produits de fission. Quelques enjeux spécifiques des RNR Cœur Les cœurs des RNR sont sensibles en général à « l’effet de vide » du caloporteur, c’est-à-dire que si le caloporteur dis- paraît localement, par ébullition par exemple, la réactivité du réacteur augmente. Ceci n’est évidemment pas le cas pour les sels fondus. L’effet est très faible dans le cas du caloporteur gaz. Il reste important pour les grands cœurs des réacteurs à le démonstrateur technologique Astrid ont permis de proposer un concept de cœur à faible réactivité en cas de vidange du sodium, pour lequel le coefficient correspondant est négatif au lieu d’être fortement positif pour les conceptions classiques. De nombreuses études sont encore nécessaires dans les pro- chaines années pour quantifier et réduire les incertitudes, ce qui passe en particulier par la réalisation d’expériences dans des réacteurs à puissance nulle (« maquettes critiques ») qui permettent de valider les calculs neutroniques. leur géométrie la plus réactive et sont donc sensibles aux phénomènes de compaction. Des dispositions construc- tives, permettant de garantir les jeux entre assemblages et d’exclure les cas où la prompt-criticité9 pourrait être atteinte (durant le transitoire), sont nécessaires sur les concepts RNR- compaction devront être analysées de près également pour 8 Alliages d’acier à haute teneur en chrome et en cobalt et très résistants à l’usure. 9 Très forte augmentation de la puissance du réacteur en un temps très court. dissous…). Les événements dits locaux doivent également être pris en compte, comme la remontée intempestive d’une barre de commande ou le bouchage d’un assemblage, dans la me- sure où sous certaines conditions, ils peuvent être à l’origine d’une fusion généralisée du cœur. La détection de rupture de gaine fait partie des lignes de défense et permet d’éviter de disséminer dans le circuit primaire du réacteur des matières radioactives en provenance du combustible. La prise en compte de la possibilité d’une fusion du cœur conduit à étudier les interactions entre le corium et le calo- porteur sodium ou plomb, avec l’éventualité d’un dégage- ment d’énergie mécanique qui vienne solliciter la limite du circuit primaire, qui doit donc être conçu avec une certaine résistance. La validation des codes de calcul dans ce domaine requiert des expérimentations difficiles à réaliser (nécessité de préparer à plus de 2 000 °C un corium expérimental de taille suffisamment représentative). L’accident grave devant être couvert par le dimensionne- ment de l’installation, il faut se préoccuper du devenir du corium et de son refroidissement sur le long terme. On peut concevoir ainsi pour le RNR-Na ou le RNR-G un récupérateur . La question plus ou moins dans le caloporteur. Enfin, il faut donner à l’accident grave, qui correspond classiquement à la fusion du Manutention du combustible L’utilisation de caloporteurs, autres que l’eau, complexi- fie la manutention des assemblages combustibles. Citons en particulier la possibilité de réaliser, rapidement ou non, le déchargement complet du cœur au cours de la durée de vie du réacteur ou bien la prévention des erreurs de manuten- tion, le lavage des assemblages, etc. Le poste manutention peut avoir un impact important sur la disponibilité du réac- panne prolongée du système de traitement en ligne des sels. Instrumentation et inspection en service - dium, l’inspection des structures peut devenir un vrai défi alors qu’elle est obligatoire dans la démonstration de sû- reté. Mais au-delà de l’opacité, d’autres obstacles peuvent apparaître comme la température (la température d’arrêt à - ment qui peut raccourcir très fortement la durée de vie du capteur. Même si des techniques, ultrasonores notamment, REE N°5/2013 45 Cahier des charges pour les réacteurs nucléaires du futur ont pu être développées et mises en œuvre avec succès par le passé sur les RNR-Na, l’inspection en service reste un sujet pour lequel de grandes avancées sont encore nécessaires pour atteindre un niveau qui soit considéré comme suffisam- ment industriel. référentiel de conception le besoin de disposer d’une instru- mentation post-accidentelle capable de renseigner l’exploi- tant sur l’état de son installation pendant et après l’accident (localisation du corium par exemple). Disponibilité du caloporteur Un des critères dans le choix du caloporteur est son prix et sa disponibilité. Le sodium et le plomb ne posent pas de problème particulier. La disponibilité du bismuth, seulement être regardée de près pour un déploiement industriel. Quant à l’hélium, sa cherté impose une très bonne maîtrise des fuites et il faut faire attention aux capacités de production qui peuvent avoir un impact sur les prix et la disponibilité. Conclusion Le présent article ne saurait prétendre à l’exhaustivité. On a cherché à illustrer les grands attendus des systèmes nu- cléaires du futur en lien avec les contraintes des différentes technologies envisagées. Il n’existe pas de choix technolo- giques idéaux ; ces choix ne pouvant se faire que dans la confrontation du concepteur avec tous les enjeux entrant en ligne de compte, qu’ils soient considérés comme nobles (par exemple, la beauté du concept neutronique) ou plus vulgaires (c’est chaud donc on perd beaucoup de temps à la maintenance). Enfin, il y a indubitablement un lien entre la maturité technologique, le retour d’expérience et la sûre- té. Dans un contexte où les exigences de sûreté ne cessent d’augmenter, il y a de fait une « barrière à l’entrée » pour les concepts basés sur des technologies moins usuelles. François Gauché est ancien élève de l’École polytechnique et ingénieur en chef des mines. De 2000 à 2004, il a été chef de la division installations nucléaires, énergie, mines et adjoint au Directeur de la Direction régionale de l'industrie, de la re- cherche et de l'environnement (DRIRE) de la région Alsace. En 2004, il devient responsable du projet de cyclotron Arronax à à 2009. Depuis 2010, il est chef de programme "Réacteurs de 4e génération" à la Direction de l'énergie nucléaire du CEA. L'AUTEUR