Les Réacteurs du futur
H.Nifenecker
•Combustible: Uranium enrichi (3,5% U235)
Mox 1/3
45000 MWJ/T
•Caloporteur: Eau 150 bars
•Echangeur
•Ralentisseur: Eau
•Contrôle: Eau borée+Barres
EPR
REP Amélioré
•Récupération du Corium
•Absorption de l’Hydrogène
•Uranium plus enrichi Mox 100%, 65000 MWJ/T
•Meilleure protection du bâtiment:
Double enceinte
Résistance aux séismes
E
P
R
A
r
E
P
R
C
o
Coûts d’investissement
Euros/kWe actualisation 3% actualisation 5% actualisation 8% actualisation 11%
Coûts de construction 1043 1043 1043 1043
Intérêts intercalaires 122 216 341 579
Divers 225 229 239 249
Démantèlement 22,4 6,5 1,2 0,2
Investissement total 1413 1496 1663 1871
Influence des taux d’actualisation sur le coût du kWh fourni par l’EPR (DGEMP 2003).
En l’absence d’actualisation le coût du démantèlement serait de l’ordre de 160 euros/kWe.
Coûts du kWh
1200 MWe CCG
Euros/MWh EPR CCG
Finlande Finlande
Investissement 17,1 19,9 5,6 7,0
Exploitation 4,8 7,2 3,1 1,5
Combustible 4,2 3,0 25,2 23,7
R et D 0,6
Total 27,7 30,1 33,9 32,2
Comparaison des coûts du courant produit par l’EPR et une centrale à gaz
fonctionnant tous deux en base (Rapport OPECST).
Les chiffres de l’étude finlandaise pour un réacteur de 1200 MWe sont également
donnés.
Comparaison EPR-N4
EPR N4
Puissance thermique MW 4250
4250-4500
Puissance électrique MW 1500-1600 1450
Rendement % 36 34
Nombre d’assemblages 241 205
Taux de combustion GWj/t >60 45
Résistance sismique g 0,25 0,15
Irradiation du personnel hommenSv/an/réacteur 0,4 1
Durée de vie années 60 40
Noyaux fissiles
Uranium 235, 233
Plutonium 239, 241
Noyaux fertiles
Noyau Fertile+1nNoyau Fissile
2 désintégrations b
(Z,N)+(0,1) (Z,N+1) (Z+1,N) (Z+2,N-1)
(Z,A)+n (Z+2,A+1)
Th232+n U233
U238+n Pu239
Systèmes (sur)régénérateurs
1. Neutrons rapides
• Th232+n U233
• U238+n Pu239
2. Neutrons lents
• Th232+n U233
Fonctions d’un réacteur
•Générer des fissions: Elément combustible
•Extraire les calories: Caloporteur+Echangeurs
•Contrôle de la réactivité: Barres, Eau borée…
•Ajustement de la vitesse des neutrons: Ralentisseur
Génération IV
Participants:
•Argentine
•Brésil
•Canada
•France
•Japon
•Afrique du Sud
•Corée du Sud
•USA
•UK
Conditions à remplir
•Sûreté
Systèmes « pardonnant »
Systèmes passifs
Confinement
•Non prolifération
Pas de fissile pur
•Résistance au terrorisme
Sûreté
Transports
•Production de déchets
Minimisation Transuraniens
•Utilisation du combustible
Grands taux d’irradiation (Burn-up)
(Sur)Régénération
Types de réacteurs
•Réacteurs à eau:
Eau Supercritique
Tubes de force
•Réacteurs à gaz
Neutrons lents, très haute température
Neutrons rapides, sur-générateurs U-Pu
•Réacteurs refroidis par métal liquide
Sodium liquide, surgénérateurs U-Pu
Plomb (Bismuth) fondu U-Pu
•Réacteurs à Sel fondu
Neutrons lents, surgénérateurs Th-U
•Réacteurs hybrides
Accélérateur, sous-criticité
Réacteurs à Eau
Eau Super-critique
Point critique: T=374 d°, P=221 bars
REB RESC
Puissance MWe 1356 1570
Pression Bar 72 (REP 150) 250
Rendement % 34,5 44
Tentrée/sortie °C 278/287 280/508
Débit kg/s 14500 1816
kW/litre 50,6 101
Possibilité de réacteur rapide
Réacteurs à Gaz
Très Haute Température
•Combustible très réfractaire
•Refroidissement de secours par radiation
•Pas de fusion de cœur possible (petits réacteurs)
•Très bon rendement
•Possibilité de co-génération
•Production d’hydrogène
•Grand « burn-up »
•Non-proliférant
•Retraitement difficile
Très haute température
u
r
b
o
u
l
e
t
Combustible Boulet
Rapides à Gaz
•Régénération U-Pu possible
•Grand « Burn-ups »
•Réacteurs plus grands que pour les VHTR
•Pas de sûreté passive
•Retraitement du combustible?
s
à
G
a
z
Combustible prisme
Réacteurs à métal fondu
Type SPx
Réacteur au Plomb
Réacteurs à sels fondus
Contexte et objectifs
- Sobriété : comment surgénérer la matière fissile ?
n neutrons produits par fission (2.5)
valeurs
-1 nouvelle fission pour criticité types
-a capture parasite sur fissile (0.1)
de l’233U
- (1+a) capture sur fertile pour régénération (1.1)
= n - 2(1+a) « neutrons disponibles » par fission (0.3)
cycle U/Pu
en spectre rapide
ou
cycle Th/U
(rapide ou thermique)
2. Exploration des potentialités de la filière (Th/U)F4 b. Production de déchets
o
- Radiotoxicités induites par les actinides du cycle thorium
x
i
• Calcul des radiotoxicités
R(t) = r N (t) i c i i
i
r = i (Sv/Bq)
facteur de dose
i
t
é
c
y
E
x
e
m
p
l
1. Réévaluation d’un projet de RSF surgénérateur a. Présentation et modélisation
t
- L’unité de retraitement : e
3 extractions successives
- Fluoration préalable de l’U
m
- UF4 + F2 -> UF6 volatile
- Extraction de l’U à 99%
- Procédé intéressant
e
- Inventaire d’U minimisé
- Autres avantages à suivre n
- Extraction préalable des NL
- Décroissance du 233Pa
t
- Au moins 3 x 27 jours
- Extraction 233U surgénéré
- Réinjection du reste
- Extraction des PF (T = 10 j)
- Bullage d’hélium (gaz)
- Extraction réductrice
- Terres rares à 20%
- Th maintenu en sel
- Ajout de Th (inv. NL constant)
Systèmes hybrides
•Faisceau de protons haute énergie sur cible Pb:
Produit 30n/proton de 1 GeV
=Source de neutrons
•Réacteur sous-critique k=0,9..0,98
•Gain en neutrons: 10..50
•300..1500 n/p
•60..3000 GeV/GeV proton
•Incinération des actinides mineurs
•Test de nouveaux systèmes
h
y
b
r
i
d
e
s
Participation française
•CEA (chef de file), Framatome-ANP, EDF, COGEMA, CNRS
Bibliographie
•Sur les réacteurs du futur
La Jaune et la Rouge: Energie et Environnement Aout-Sept.2004
p.26 Quelles solutions pour un nucléaire durable par E.Huffer
(EPR) http://sfp.in2p3.fr/Debat/debat_energie/actu.htm
•Autres contributions par l’auteur sur des sujets connexes:
« L’énergie nucléaire a-t-elle un avenir? » H.Nifenecker, ed. Le Pommier
« L’énergie dans le monde: bilan et perspectives »
J.L.Bobin, H.Nifenecker, C.Stéphan ed. EDP Sciences
« Pour un droit probabiliste », H.Nifenecker et al., Préventique n°72
« L'Energie nucléaire peut-elle stabiliser la concentration des gaz à effet de serre »
H.Nifenecker et al. Revue de l’Energie 531(2001)575