Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération

27/08/2017
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2013-5:19616
DOI :

Résumé

Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération

Métriques

14
4
723.14 Ko
 application/pdf
bitcache://077602e9ed6528cc5e9e7c1931644529897a677e

Licence

Creative Commons Aucune (Tous droits réservés)
<resource  xmlns:xsi="http://www.w3.org/2001/XMLSchema-instance"
                xmlns="http://datacite.org/schema/kernel-4"
                xsi:schemaLocation="http://datacite.org/schema/kernel-4 http://schema.datacite.org/meta/kernel-4/metadata.xsd">
        <identifier identifierType="DOI">10.23723/1301:2013-5/19616</identifier><creators><creator><creatorName>François Gauché</creatorName></creator></creators><titles>
            <title>Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération</title></titles>
        <publisher>SEE</publisher>
        <publicationYear>2017</publicationYear>
        <resourceType resourceTypeGeneral="Text">Text</resourceType><dates>
	    <date dateType="Created">Sun 27 Aug 2017</date>
	    <date dateType="Updated">Sun 27 Aug 2017</date>
            <date dateType="Submitted">Fri 20 Apr 2018</date>
	</dates>
        <alternateIdentifiers>
	    <alternateIdentifier alternateIdentifierType="bitstream">077602e9ed6528cc5e9e7c1931644529897a677e</alternateIdentifier>
	</alternateIdentifiers>
        <formats>
	    <format>application/pdf</format>
	</formats>
	<version>33361</version>
        <descriptions>
            <description descriptionType="Abstract"></description>
        </descriptions>
    </resource>
.

46 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 Durabilité, compétitivité économique, sûreté et fia- bilité renforcées, résistance à la prolifération. Tels sont les grands objectifs auxquels devront satisfaire les sys- tèmes nucléaires de 4e génération. Dans le cadre du GIF, le CEA développe un concept de RNR-Na de 4e géné- ration appelé Astrid. Actuellement en phase d’études, ce projet de démonstrateur technologique, dont le CEA est maître d’ouvrage intégrera un ensemble de techno- logies innovantes, qui constitueront autant de progrès décisifs par rapport à ses prédécesseurs et en feront un véritable démonstrateur de l’opérabilité industrielle des réacteurs de 4e génération. Pourquoi un RNR-Na ? Les avantages des systèmes nucléaires à neutrons rapides, pour optimiser la ressource en uranium, mul- tirecycler le plutonium et réduire la quantité et la radio- toxicité des déchets radioactifs ont été évoqués dans l’introduction et le premier article du présent dossier. Ils seront détaillés dans l’article suivant consacré au cycle du combustible et à la gestion durable des matières. Le choix du caloporteur est un choix structurant dans la conception d’un réacteur nucléaire. Les calo- porteurs possibles pour les RNR sont le sodium, le plomb, le gaz et les sels fondus. Le choix du sodium comme fluide caloporteur est lié à une analyse multicritère. Outre le fait qu’il ne ralentit pas les neutrons – condition essentielle pour les RNR – le sodium liquide est doté de bonnes propriétés thermiques (conductivité, évacuation de la chaleur) et d’une faible viscosité, ce qui en fait un excellent caloporteur. Il montre une faible activa- tion sous les neutrons, ce qui évite de produire de grandes quantités de déchets radioactifs et est peu corrosif ce qui le rend compatible avec les aciers. En outre, il offre d’excellentes garanties en termes de sûreté (notamment au plan de l’inertie thermique, les RNR-Na présentant ainsi un excellent comporte- ment face à des incidents de perte de source froide externe). Ses principaux inconvénients résident en son opacité et en sa forte réactivité chimique avec l’eau et l’air. Ceux-ci sont bien connus, ce qui permet de développer des parades efficaces ; ainsi, le sodium ne constitue pas un frein à l’atteinte des objectifs de 4e génération. Autre avantage, les RNR-Na ont fait l’objet de nom- breux projets dans le monde qui ont permis d’accu- muler plus de 400 années x réacteur d’exploitation, dont 100 en exploitation industrielle. Ils constituent, par ailleurs, la voie aujourd’hui retenue en référence par l’ensemble des pays qui se sont engagés dans le développement de RNR de 4e génération. Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération Deriving from the feedback of experience of former Sodium-cooled Fast Reactors, very high levels of requirements have been set for the ASTRID reactor (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) currently being studied by CEA and its partners. Innovations are needed to further enhance safety, reduce capital cost and improve efficiency, reliability and operability, making the Generation IV SFR an attractive option for electricity production. This puts great pressure on the R&D and design teams at CEA but also at CEA’s R&D and industrial partners. During the first phase of ASTRID conceptual design (2010-2012), promising innovative options have been identified. They will be further developed in the next phases of ASTRID design studies, keeping a strong interaction between design and R&D. ABSTRACT REE N°5/2013 47 Retour d'expérience antérieur Axes prioritaires de R&D Réactivité des cœurs Problématique du coefficient de vidange Sûreté Réaction sodium-eau Sûreté – disponibilité Réaction sodium-air Sûreté Accidents graves Sûreté Évacuation de la puissance résiduelle Sûreté nspection en service, intervention et réparation (ISIR) Sûreté – Disponibilité Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération Les RNR-Na de 4e génération : une sûreté renforcée Afin de hisser la technologie des RNR-Na au niveau requis pour les réacteurs de 4e génération, le CEA et ses partenaires s’attachent à renforcer les lignes de défense et la robustesse de la démonstration de sûreté. L’effort porte notamment sur la conception du cœur, les moyens d’évacuation de la puis- sance résiduelle et la résolution du problème lié à la réactivité du sodium avec l’eau. Les axes prioritaires de R&D, fondés sur le retour d’expérience (REX) des RNR-Na ayant fonction- né dans le monde, sont résumés dans le tableau 1. Astrid, un démonstrateur technologique Le déploiement industriel de réacteurs de 4e génération nécessite la qualification préalable, à une échelle représenta- tive, des diverses avancées technologiques appelées par les objectifs de performance qui sont assignés à cette nouvelle génération de réacteurs nucléaires. Dans ce contexte, le CEA propose le démonstrateur technologique Astrid (figure 1), dont la puissance (1 500 MWth, soit 600 MWe environ) a été définie pour concilier la nécessaire représentativité (par rapport à la filière industrielle et notamment pour tout ce qui touche aux démonstrations de sûreté et aux modes d’exploi- tation) et la flexibilité qui convient pour un tel réacteur (la possibilité d’évolutions ultérieures ou d’implantation différée de certaines options très innovantes doit être ménagée). Astrid répondra à des garanties de sûreté et de sécurité au moins équivalentes à celles de la 3e génération de réac- teurs, prenant en compte le REX de l’accident de Fukushima dès la conception et démontrera des progrès significatifs en matière d’exploitation industrielle. Astrid est aussi conçu pour pouvoir réaliser des expéri- mentations sur des combustibles innovants et des expéri- mentations de transmutation, au moins à l’échelle d’aiguilles chargées en actinides mineurs, voire à l’échelle d’assem- blages si cela venait à être décidé. Les études de conception ont abouti à un cœur oxyde (UPuO2 , de teneur moyenne en plutonium de l’ordre de 25 %), constitué de pastilles dont le design particulier lui confère des propriétés très intéressantes notamment en matière de sûreté (cf. paragraphe « des innovations technolo- giques en rupture » dans cet article). La chaudière d’Astrid (figure 2) comporte une cuve cy- lindrique, avec récupérateur de corium, circuits primaire et secondaire au sodium (le circuit primaire étant contenu à l’intérieur de la cuve), systèmes améliorés d’évacuation de la puissance résiduelle et possibilité de systèmes de conver- sion d’énergie en azote (au lieu de vapeur d’eau, pour éli- miner tout risque associé aux réactions sodium-eau). Cette dernière option, qui représente une avancée technologique très importante, fait encore l’objet d’études pour confirma- tion. Tableau 1 : Axes prioritaires de R&D pour les RNR-Na. 48 REE N°5/2013 LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION Le projet Astrid comporte également des installations pour la gestion des matières, qu’il s’agisse de fabriquer les combustibles, recycler l’uranium et le plutonium ou préparer les démonstrations de transmutation aux échelles envisa- gées. Sur ces trois fonctions, aucune installation industrielle n’est aujourd’hui capable en l’état de répondre au besoin et le CEA étudie à cet effet diverses options : UPuO2 (AFC, pour Atelier de fabrication des cœurs) ; combustibles d’Astrid (ATC, pour atelier de traitement des cœurs) ou, le cas échéant, pour l’étude des conditions dans lesquelles le combustible d’Astrid pourrait être traité dans les ateliers de La Hague ; la réalisation des expérimentations de transmutation, selon les échelles envisagées (de l’aiguille à l’assemblage). Ainsi, le démonstrateur technologique Astrid constitue l’étape indispensable avant un éventuel déploiement indus- triel. Ses caractéristiques lui confèrent à la fois la représenta- tivité sur les principaux aspects industriels et des capacités de démonstration pour la qualification de concepts innovants. La phase de R&D qui se poursuit permet des choix d’options particulièrement avancés, notamment en matière de sûreté et d’exploitabilité. Figure 1 : Vue en coupe de l’îlot nucléaire et de la salle des machines gaz du démonstrateur technologique Astrid ©CEA. Figure 2 : Chaudière à concept intégré du démonstrateur technologique Astrid. © CEA. REE N°5/2013 49 Principales caractéristiques d’Astrid garantir la représentativité, d’une part du réacteur, en termes d’opérabilité et de taux de disponibilité en fonctionnement normal et vis-à-vis des études de sûreté, notamment des accidents graves et, d’autre part, des composants principaux. Elle permet également de compenser les coûts d’exploitation par une production significative d’électricité ; e génération mises en service au même moment. Astrid prendra en compte, dès sa conception, le REX de l’accident de Fukushima ; Celles-ci permettront d’améliorer progressivement les performances du cœur et de tester de nouveaux combustibles et matériaux de structure, comme le combustible carbure et l’acier de gainage à dispersion d’oxydes (ODS) ; les expérimentations qui y seront menées. Hors celles-ci, la disponibilité du réacteur devra être supérieure à 80 %. Les options retenues devront montrer qu’une disponibilité de 90 % est atteignable, lorsqu’elles seront extrapolées aux centrales de puissance de série ; - rateur. Astrid aura la capacité de démontrer la faisabilité industrielle du multirecyclage du plutonium et de mener des expérimentations de transmutation d’actinides mineurs. Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération Des innovations technologiques en rupture Pour répondre aux objectifs de la 4e génération, Astrid présentera des innovations décisives par rapport aux précé- dents RNR-Na : négatif, dit cœur CFV (figure 3). Ce cœur, qui confère au ré- acteur un comportement naturel favorable en cas de perte de refroidissement, constitue une avancée essentielle dans le domaine de la sûreté ; sûreté dans le cœur. Sont explorés par exemple des dis- positifs d’insertion passive d’anti-réactivité, qui permettent l’atteinte d’un état sûr du réacteur lors d’une perte de refroi- dissement sans chute des barres de contrôle ou bien des systèmes de plaquettes renforcées pour écarter le risque de compaction du cœur ; cœur : thermocouples pour suivre la température des as- semblages, chambres à fission pour la détection des neu- trons et des produits de fission, technologies par ultrasons pour les mesures de déplacement, détection acoustique de l’ébullition, mesures de débit, etc. ; modulaires, pour limiter les effets d’une éventuelle réaction sodium-eau ou à échangeurs sodium-azote, pour supprimer totalement la présence d’eau à proximité du sodium ; l’élimination pratique de la perte totale et prolongée des moyens d’évacuation de la puissance résiduelle ; ou inertage de locaux ; inondation, chute d’avion, etc.) dès la conception, avec suffisamment de marges pour garantir l’absence d’effet falaise, garantissant la faculté du réacteur à revenir à un état sûr ; Figure 3 : Cœur innovant d’Astrid (CFV), à faible effet de réactivité en cas de vidange du sodium. © CEA. 50 REE N°5/2013 Le concept de « cœur à faible vidange » (CFV) du projet de réacteur Astrid En 2012, en concertation avec ses partenaires EDF et AREVA, le CEA a confirmé le concept de cœur CFV, comme cœur de référence pour Astrid. Ce cœur innovant, développé et breveté par le CEA et ses partenaires en 2010, est un élément différenciant la conception d’Astrid de celle des RNR précédents. Par sa conception, ce cœur réduit l’effet de réactivité du cœur, en cas de vidange sodium, à une valeur nulle, voire négative et ce quelle que soit la puissance installée du réacteur (pour mémoire dans les conceptions précédentes, seuls les petits réacteurs pouvaient posséder cette propriété). Le sodium ralentit, réfléchit et capture les neutrons. De ce fait, une disparition locale du sodium dans le cœur induit une variation de réactivité qui est la résultante de deux effets antagonistes : Le taux de fuite de neutrons se réduisant avec l’augmentation de la taille du cœur, l’effet en réactivité, causée par un « vide » sodium, est largement positif pour les grands cœurs de forte puissance de conception traditionnelle, ce qui constitue une problématique de sûreté délicate à gérer pour les RNR-Na. Le principe du cœur CFV est d’avoir amplifié la composante de fuite, en la ramenant au niveau de la composante spectrale, en combinant astucieusement des dispositions géométriques : aiguilles de combustible) ; au-dessus du faisceau d’aiguilles, à l’intérieur des assemblages combustibles. Ce plénum, en situation vidangée, favo- rise la fuite des neutrons hors du cœur ; combinaison permet d’exacerber l’effet de fuite des neutrons du plénum (augmentation d’un facteur 3 de l’effet plé- num) et de ce fait, de contrebalancer l’apport de réactivité en cas de vidange. Ces performances permettent d’envisager un comportement naturel du cœur CFV favorable en cas d’accidents de perte de refroidissement du cœur : l’ébullition du sodium, qui serait potentiellement amorcée dans le plénum (zone la plus chaude), conduirait à un effet de réactivité globalement négatif et à la baisse de la puissance du réacteur. Pour maîtriser la spécificité du cœur CFV, basé sur la combinaison d’options et d’effets multiples et afin de pouvoir cer- tifier les incertitudes de calculs associées aux principaux paramètres neutroniques, plusieurs programmes ont été lancés : - sance nulle, analogue à Masurca), en attendant la rénovation de la maquette critique Masurca du CEA, pour la validation de ses caractéristiques neutroniques ; portant sur l’évaluation des performances et des caractéristiques neutroniques du cœur, en particulier le calcul des coefficients de réactivité et le comportement en situation de perte de débit de refroidissement, a confirmé les perfor- mances du cœur. LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION - rantissant une résistance accrue aux risques de prolifération. ASTRID intégrera également des dispositions permettant de réduire la durée des arrêts pour le rechargement du com- bustible et d’augmenter le taux de combustion et la durée de cycles. L’ISIR est aussi prise en considération dès le début : simplification de l’architecture du circuit primaire, objectif d’inspection de toutes les structures dont la défaillance se- rait préjudiciable pour la sûreté (accessibilité des structures, inspection par l’extérieur, robots porteurs) ; composants dé- montables pour réparation ou remplacement. Un projet ambitieux, mené dans un cadre collaboratif Le démonstrateur technologique Astrid est prévu par la loi du 28 juin 20061 pour une mise en service dans la décen- 1 Loi n°2006-739 du 28/06/2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs. REE N°5/2013 51 Évacuation de la puissance résiduelle dans un RNR-Na La capacité d’évacuation de la puissance résiduelle du combustible, après arrêt de la réaction en chaîne, est égale- ment un élément essentiel de la sûreté des réacteurs nucléaires, comme l’a montré l’accident de Fukushima. L’utilisation du sodium offre à cet égard divers avantages : de refroidissement. Le projet Astrid est conçu en cherchant à multiplier et à diversifier les systèmes d’évacuation de la puissance rési- la convection naturelle du circuit primaire et en implantant les dispositifs – échangeurs – au plus près de la source de chaleur, de manière à permettre le refroidissement du cœur même en cas de perte des alimentations électriques et des pompes. A noter que la température élevée des circuits permet d’envisager des systèmes qui utilisent l’atmosphère comme source froide diversifiée, rendant le réacteur très robuste vis-à-vis de la perte des alimentations en eau. Nouveaux systèmes de conversion d’énergie pour les RNR-Na L’objectif d’éradication du risque de réaction sodium-eau (l’une des questions importantes en matière de disponibilité et de sûreté dans les générations précédentes de RNR-Na) a conduit à développer une alternative à l’utilisation de l’eau (cycle de Rankine eau-vapeur) pour réaliser la conversion finale d’énergie en électricité. Dans une des options étudiées pour Astrid, on a ainsi retenu pour le circuit tertiaire (en aval des deux premiers circuits de refroidissement au sodium) l’utilisation d’azote pour des réacteurs à haute température et turbines à gaz (figure 4). Il s’agit d’une innovation majeure par rapport aux systèmes industriels actuellement déployés dans le monde et pour le projet Astrid, néces- sitant la poursuite d’un programme de R&D pour l’optimisation puis la qualification des dispositifs technologiques à mettre en œuvre. Si sa faisabilité se confirme, ce système de conversion donne priorité à la sûreté, au détriment du rendement thermodynamique global réduit de quelques pourcents, mais restant néanmoins supérieur à celui des réacteurs à eau actuels. Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération nie 2020. Le programme comprend également un atelier de fabrication du combustible spécifique des RNR. Les études de conception d’Astrid, sont financées par le Programme d’investissements d’avenir (PIA, action « Nu- cléaire de demain »). Le PIA couvre également les études pour la construction de l’atelier de fabrication des cœurs d’Astrid ainsi que la rénovation ou la réalisation d’installations technologiques de qualification de composants à l’échelle 1. Au total, jusqu’à fin 2017, 650 millions d’euros sont attribués au titre du PIA pour le programme Astrid. La première échéance du programme, fixée par la loi du 28 juin 2006, a été atteinte fin 2012, après la première phase d’un avant-projet sommaire (APS) engagé par le CEA sur 2010-2012. À partir du REX des réacteurs précédents et d’un programme de R&D conséquent, ces premières études ont permis de définir les options techniques innovantes et les orientations de sûreté. La deuxième phase de l’APS se déroulera de 2013 à 2015. L’avant-projet détaillé est quant à lui prévu de 2015 à 2019, pour une entrée, si la décision est prise à ce moment-là, dans la phase d’études d’exécution et de construction proprement dite à la fin de cette période. À chaque étape-clé, une revue des options retenues est ef- fectuée de façon à garantir le respect des critères de la 4e génération. Figure 4 : Système de conversion d’énergie gaz du démonstrateur technologique Astrid. © CEA. 52 REE N°5/2013 LE NUCLÉAIRE DE 4E GÉNÉRATION Le cadre collaboratif Pour la mise en œuvre du projet, le CEA s’est entouré d’in- dustriels qui participent aux études au travers d’accords de collaboration prévoyant une contribution sur fonds propres des partenaires. Le projet Astrid implique d’ores et déjà plus de 500 per- sonnes, dont près de la moitié sont des personnels des in- dustriels collaborant au projet. Si la maîtrise d’ouvrage et le pilotage du projet sont assurés par le CEA, de nombreux in- dustriels, français mais aussi étrangers, participent au projet : - mande et des auxiliaires nucléaires ; du REX d’exploitation, des études de sûreté et de concep- tion du cœur, de l’inspection en service et des matériaux (durée de vie) ; manutention ; - tion du combustible ; Le calendrier actuel du projet Astrid Entre 2010 et 2012, le CEA, en collaboration avec ses par- tenaires industriels, a réalisé la première phase de l’avant-pro- jet sommaire (AVP1), destiné à fournir aux pouvoirs publics les éléments techniques d’appréciation du projet Astrid à l’échéance fixée par la loi du 28 juin 2006. Cette phase s’est concrétisée par l’élaboration du Dossier d’orientation de sû- reté (DOrS), précisant les objectifs et la démarche du projet dans ce domaine fondamental. La deuxième phase de l’avant-projet sommaire (AVP2) permettra de consolider et finaliser les choix d’options de conception du réacteur Astrid. Cette phase sera ponctuée par l’émission du Dossier d’options de sûreté (DOS), étape réglementaire de l’examen par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) du bien-fondé des choix d’options dans ce domaine. Ensuite, la phase d’avant-projet détaillé (APD) sera consa- crée aux études permettant de réunir tous les éléments tech- niques, organisationnels et de coût permettant la prise de décision de construction d’Astrid. La première version du rap- port provisoire de sûreté sera émise à la fin de cette phase. Enfin, en fonction des décisions qui seront prises, la phase d’études d’exécution et de construction proprement dite se déroulera pour viser une divergence du réacteur environ six années après la fin de la phase d’APD. Le schéma suivant pré- cise le planning d’Astrid. Les principales étapes, et les dates envisagées actuellement, pour les démonstrations associées au cycle des matières sont : vers 2020 ; (à l’échelle de l’aiguille) quelques années après la diver- gence d’Astrid ; - cium (à l’échelle de l’assemblage) au-delà de 2035. Figure 5 : Calendrier actuel du projet Astrid. REE N°5/2013 53 Astrid, démonstrateur technologique du nucléaire de 4e génération Conclusion Les réacteurs à neutrons rapides constituent un impor- tant potentiel en matière d’énergie durable. Associés à un cycle fermé du combustible et la possibilité de réaliser la transmutation de certains actinides mineurs, ils permettent d’améliorer drastiquement la consommation de ressources naturelles et la quantité de déchets fortement radioactifs. Parmi les réacteurs à neutrons rapides, les réacteurs à neu- trons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) présentent la meilleure base technologique en raison de plusieurs décen- nies de retour d’exploitation au plan international de réac- teurs expérimentaux, prototypes et de taille industrielle. En France, les études de R&D et de conception du prototype de réacteur de 4e génération ASTRID permettent aux équipes du CEA et de ses partenaires de rester à la pointe de cette technologie. Des innovations ont été identifiées entre 2010 et 2012 afin de continuer à améliorer la sûreté, réduire les coûts et améliorer l’opérabilité du réacteur. Les prochaines phases de conception permettront d’augmenter la maturité technique de ces options, dans le cadre d’une interaction fructueuse entre les études de R&D et les études d’ingé- nierie. 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 Nantes. Il prend la direction de l’agence ITER-France, de 2006 à 2009. Depuis 2010, il est chef de programme "Réacteurs de 4e génération" à la Direction de l'énergie nucléaire du CEA. L'AUTEUR