Rapport d'activité de la DEN 2006 - CEA Saclay

Direction de
l’Énergie Nucléaire
Rapport d’activité 2006
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Optimisation du
nucléaire industriel 8
Renaissance et durabilité 2
Le contexte nucléaire international 4
La DEN et l’Europe 6
Optimisation du nucléaire industriel 8
Réacteurs 9
Combustibles 11
Sûreté des réacteurs 12
Combustibles usés 13
Sommaire
Le nucléaire
du futur 14
Le nucléaire du futur 14
Les systèmes du futur
5
Un prototype en France en 2020 15
Les avancées de la R&D sur les futurs réacteurs 16
La R&D sur le cycle 19
Les études prospectives sur les ressources en uranium 20
La gestion durable des matières et déchets radioactifs 21
La loi du 28 juin 2006 21
Séparation et transmutation 23
Conditionnement, entreposage et stockage 24
La DEN au service des nouvelles technologies pour l’énergie 26
Démantèlement et assainissement 27
Le plan stratégique du CEA 28
Le programme UP1 30
Installations et transports 31
Simulation et outils
expérimentaux 33
Simulation et outils expérimentaux 33
Le programme simulation numérique de la DEN 34
Le réacteur Jules Horowitz 36
Nos centres de recherches 38
Démantèlement
et assainissement 27
Cadarache 39
Marcoule 40
Saclay 42
Chiffres clés 44
Rapport d’activité DEN 2006
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Renaissance
et durabilité
La prise de conscience
de la problématique
énergétique en
relation avec le changement
climatique est unanimement
partagée, et l’énergie
nucléaire, qui permet dès
aujourd’hui une production
massive d’électricité sans
émission de gaz à effet de
serre, constitue plus que
jamais une composante
incontournable du bouquet
énergétique du
XXI ème siècle.
Phillipe Pradel
Directeur de l’Énergie
Nucléaire du CEA
En tant que directeur de
la Direction de l’Énergie
Nucléaire, quel bilan
global tirez-vous de
l’année 2006 ?
Dans notre précédent rapport
d’activité, nous avions qualifié
2005 d’une année pleine de
promesses pour le futur.
En 2006, nous sommes
véritablement entrés dans
le domaine des actes,
des engagements et
des réalités.
En 2006, les pays
développés ont fortement
réaffirmé leur volonté de
développer le nucléaire
dans ce paysage
énergétique, tels en particulier,
les États-Unis avec l’initiative
GNEP. L’Europe, par un récent
rapport de la Commission,
inscrit sans ambiguïté l’option
nucléaire parmi les réponses
au défi climatique dans sa future
politique énergétique. Les pays
émergents se sont également mis
en ordre de marche, comme le montrent
par exemple l’entrée de la Chine dans
le Forum international Génération IV
en décembre 2006, et les nombreuses
manifestations d’intérêt exprimées par
d’autres pays pour le développement
de l’électronucléaire.
Face à ces enjeux, quelle est la
stratégie française, et quel est le
rôle de la Direction de l’Énergie
Nucléaire ?
La stratégie de recherche française en
matière nucléaire a été confortée en
2006 par la décision du Président de la
République de confier au Commissariat
à l’Énergie Atomique la conception et la
réalisation d’un prototype de réacteur
de 4 ème génération en France, ouvert aux
partenaires internationaux et devant entrer
en service en 2020.
En fin d’année, le CEA a proposé et fixé
un plan détaillé des recherches à mener,
et prévu un rendez-vous majeur en 2012
pour arrêter les choix technologiques et
engager la construction du futur réacteur.
La DEN a donc un rôle-clé à jouer dans
la conception des réacteurs, qui seront des
systèmes à neutrons rapides refroidis au
sodium ou au gaz, afin d’utiliser de façon
optimale la ressource en combustible et
minimiser les déchets amplifiant par là
même la capacité de l’énergie nucléaire à
s’inscrire dans un développement durable.
Et il est clair que les compétences de la
DEN seront également essentielles pour les
futures études sur les combustibles et les
installations du cycle, en partenariat étroit
avec AREVA.
Les recherches effectuées dans le domaine
des déchets radioactifs, dans le cadre
de la loi de 1991, ont permis de montrer
que des solutions responsables existent.
L’adoption par le Parlement de la loi du
28 juin 2006 de programme relative à la
gestion durable des matières et déchets
radioactifs, fixe désormais le calendrier
de mise en œuvre de ces solutions, avec
notamment un rendez-vous important pour
le stockage géologique en 2015. La DEN
contribue principalement aux études sur
les voies de séparation et de transmutation,
avec des jalons précisément établis pour
les dix années à venir, et en particulier
en 2012 en relation avec la définition
du prototype 2020.
Tout en s’engageant avec détermination
dans la conception des systèmes nucléaires
du futur, la DEN continue à apporter
son soutien sans faille à ses partenaires
industriels en charge des 2 ème et 3 ème
générations. La renaissance du nucléaire
à l’échelle mondiale repose principalement
sur la réussite de ces générations. En 2006,
la négociation de nouveaux accords entre
le CEA, AREVA et EDF a conforté pour la
prochaine décennie les bases de cette
indispensable collaboration.
Que retenez-vous de particulier
sur les plans scientifi que et
technique ?
Face à ces nouveaux enjeux, il nous faut
conserver une R&D d’excellence ; dans
le domaine nucléaire, cela passe par des
laboratoires équipés de façon efficace,
des installations nucléaires sûres et
rationalisées, et des moyens expérimentaux
d’irradiation performants.
La rénovation du laboratoire LECI à Saclay,
la mise en service de l’installation CEDRA
à Cadarache, sont autant d’évènements
de l’année 2006 qui prouvent que nous
avançons dans le bon sens. La finalisation
du projet du nouveau réacteur expérimental
Jules Horowitz, outil majeur et polyvalent
pour les recherches sur les systèmes de
3 ème et 4 ème générations est pour la DEN
un grand succès de l’année 2006.
Pour faire face aux défis du nucléaire du
futur, nous avons également voulu nous
associer avec des partenaires universitaires
et académiques. Et 2006 a vu dans ces
domaines des étapes essentielles franchies,
avec par exemple la création du futur
Institut de Chimie de Marcoule ou encore la
mise en place du futur Institut de Technico-
Économie des Systèmes Énergétiques
à Saclay.
Enfin, je retiendrai la poursuite
du programme de démantèlement UP1
à Marcoule qui s’est déroulé en 2006
de façon très satisfaisante aussi bien sur
le plan du respect des jalons techniques
que sur celui de la contractualisation. Cela
me rend confiant dans les capacités de la
DEN à montrer que nous savons aussi gérer
avec efficacité les systèmes du passé. La
renaissance du nucléaire exige la réussite
de nos programmes de démantèlement.
Et dans ce contexte dynamique,
comment voyez-vous l’avenir ?
Dans le domaine nucléaire, la France
dispose d’un savoir et d’une expertise
unique au monde. Face aux défis
énergétiques de notre siècle, elle se doit
d’être force de proposition. A côté de
grands acteurs industriels, notre pays
dispose avec les équipes de la DEN
de compétences de R&D de niveau
international : c’est cet ensemble qui nous
permet de proposer avec confiance une
vision forte et durable pour le nucléaire,
que j’imagine en deux étapes :
Renaissance de l’énergie nucléaire, avec
les réacteurs de troisième génération
et un recyclage avancé. Durabilité de
l’énergie nucléaire, avec les réacteurs
de quatrième génération et un recyclage
optimisé ; c’est notre challenge de demain
qui peut se réaliser notamment grâce
à des collaborations et concertations
internationales.
2
Rapport d’activité DEN 2006
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Le contexte
nucléaire
international
Signature de la charte
Génération IV par
la Russie et la Chine
le 1 er décembre 2006
sous la présidence de
Jacques Bouchard
(à droite)
le risque de dissémination
des technologies sensibles –
enrichissement et retraitement – a
conduit l’AIEA d’une part, certains
grands pays nucléaires d’autre part,
à étudier et proposer des options
d’approches multilatérales du cycle du
combustible : Assurance de fournitures
de combustibles des six pays fournisseurs
de services d’enrichissement sur le marché
international (Allemagne, États-Unis, France,
Pays-Bas, Royaume-Uni et Russie, sous
l’égide de l’AIEA), Global Nuclear Energy
Partnership (GNEP) pour les États-Unis,
Initiative Poutine pour la Russie.
Les modalités de ces propositions sont
encore en cours de négociation, mais il
faut souligner que toutes ces initiatives et
en particulier le GNEP confortent le choix
stratégique du cycle fermé avec recyclage
du combustible fait par la France, qui lui a
permis de se doter d’une industrie du cycle
aujourd’hui à maturité industrielle, et d’être
leader mondial du traitement-recyclage des
combustibles.
Sur le plan de la R&D, la collaboration
internationale dans le cadre du Forum
International Generation IV, présidé
depuis novembre 2006 par la France,
se met progressivement en place. Fin
2006, la Russie et la Chine ont rejoint
le Forum Generation IV qui regroupe
ainsi 12 pays plus Euratom, devenue
formellement membre du Forum en mai
2006. Le Forum International Generation
IV constitue un cadre pour les pays qui
ont choisi de mutualiser leurs efforts
de R&D pour préparer les systèmes
nucléaires de 4ème génération dans
une optique de durabilité (économie
des ressources, minimisation des
déchets ultimes, résistance optimale
au risque de prolifération, associées à
un niveau de sûreté et de compétitivité
économique encore accrus par rapport aux
performances actuelles).
La France a également adhéré à l’initiative
INPRO, qui regroupe sous l’égide de l’AIEA
les pays détenteurs de technologie nucléaire
et les pays qui souhaitent y accéder, et
travaille sur la définition de « common users’
requirements » en complément à la R&D
menée dans le cadre du Forum International
Generation IV.
Un contexte international favorable,
une compétition accrue
entre acteurs mondiaux, conjuguée
à des coopérations renforcées sur
la R&D.
En 2006, la
« renaissance »
du nucléaire
s’est confirmée
au plan international,
comme en témoigne
l’intérêt manifesté par
un nombre croissant de pays
émergents à amplifier leur programme
électronucléaire (Chine, Inde, Brésil,
Afrique du Sud.) Parallèlement, dans le
prolongement de la Conférence de Paris
de l’AIEA en 2005 « Nuclear Energy for
the 21rst Century », de nombreux pays en
développement ont annoncé leur intention
de se doter à terme d’un programme
électronucléaire.
Les pays leaders dans la filière nucléaire –
USA, France, Japon, Russie – ont annoncé
Vue d’artiste du futur réacteur
EPR en Finlande, sur le site
d’Olkiluoto
une accélération de leurs programmes
nucléaires avec une stratégie en deux
étapes – un nucléaire de 3 ème génération
fondé sur les technologies REP/REL/REB
pour la première moitié du siècle, relayé
par un nucléaire de 4 ème génération, avec
des réacteurs à neutrons rapides à partir
des années 2040 et au-delà. La R&D du
CEA porte sur ces deux échelles de temps :
l’optimisation du nucléaire industriel actuel
pour accompagner la relance du nucléaire
sur la base des meilleures technologies
disponibles, et l’invention d’une nouvelle
génération industrialisable au-delà de
2035/2040 pour répondre davantage aux
exigences de « durabilité ».
La volonté de répondre aux attentes
des pays désireux de développer un
programme nucléaire civil tout en limitant
éclairage
L’initiative GneP
L’initiative GNEP (Global Nuclear Energy Partnership), lancée par l’Administration
Bush en février 2006, vise à promouvoir l’énergie nucléaire dans le monde comme
vecteur de développement durable, tout en réduisant les risques de prolifération
grâce au « leasing » du combustible nucléaire. Cette approche repose sur la
fourniture de combustible à des pays souhaitant exploiter l’énergie nucléaire en
renonçant à se doter d’une industrie du cycle, et à reprendre le combustible après
usage pour le recycler dans des réacteurs rapides brûleurs d’actinides. A l’intérieur
des États-Unis, l’initiative GNEP a également pour objectif de démontrer que,
grâce au traitement et au recyclage, la capacité du site de Yucca Mountain
pourrait être optimisée au point de suffire pour stocker l’ensemble des
déchets ultimes produits au 21 e siècle.
Deux appels à expression d’intérêt ont d’ores et déjà été lancés en
2006 (auxquels AREVA a répondu en associant le CEA) pour la
réalisation de deux installations essentielles pour la stratégie
GNEP :
- un centre de traitement des combustibles usés et de fabrication
de combustibles avec actinides mineurs pour réacteur rapide
brûleur d’actinides (Consolidated Fuel Treatment Center),
- un prototype de réacteur brûleur d’actinides capable de
recycler tous les transuraniens provenant du centre de traitement
précédent (Advanced Burner Reactor).
4 Rapport d’activité DEN 2006
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La DEN
et l’Europe
Une « feuille de route » pour une recherche
européenne à long terme
L’année 2006 a vu se concrétiser
les efforts pour rassembler un
consortium européen pour le
projet RJH, avec la signature
d’accords bilatéraux (Belgique,
Espagne, Finlande et
République Tchèque).
Avec l’identification du
RJH comme un projet
mature d’infrastructure
de recherche d’intérêt
européen par l’ESFRI
(European Strategy Forum
for Research Infrastrures), la Commission
Européenne a inscrit dans son programme
de travail le soutien au RJH dans le cadre
du 7ème PCRD. En parallèle, le projet
européen MTR-I3 a été lancé pour fédérer
la communauté des expérimentateurs autour
de projets de dispositifs expérimentaux
innovants sur les réacteurs d’essai
des matériaux ; cette initiative prépare
progressivement cette communauté
à l’utilisation conjointe du RJH.
Enfin, au travers de l’action de support
du 6ème PCRD SNF-TP, le CEA a continué
à préparer avec ses partenaires industriels
et organismes de R&D, l’élaboration d’une
Plateforme Technologique sur la Fission
Nucléaire, NFTP. Cette plateforme, qui
devrait voir le jour en 2007, proposera alors
à la Commission Européenne une « feuille
de route » d’une recherche stratégique
européenne à long terme (40 ans et plus),
sur la fission nucléaire et la fermeture
du cycle, avec un élargissement des
applications par la production de chaleur
et d’hydrogène.
Réacteur
à eau légère
Sûreté
Compétitivité
Matériaux innovants
Simulation
et expérimentation
"Strategic research
Agenda"
Education
et infrastrcture de R&D
Réacteur
à très haute
température
Chaleur
et hydrogène
En 2006, la DEN a continué à promouvoir
un « leadership accueillant » dans l’espace
de recherche européen, par sa coordination
ou participation active à des projets du
6 ème PCRD. Cet effort de structuration de
la recherche devrait se poursuivre pendant
le 7 ème PCRD EURATOM (2007-2011),
avec notamment la mise en place d’un
consortium européen pour le RJH, et la
création de la Plate-forme Technologique
consacrée à l’Énergie nucléaire. L’Agenda
de Recherche, élaboré par cette plateforme,
devrait s’inscrire dans les axes
du Plan Stratégique sur l’Énergie que la
Commission proposera en 2007.
L’émergence d’un espace commun de
la recherche, initié dans le 6ème PCRD
EURATOM, constitue le cadre des grands
projets européens auxquels participe la
DEN, dans le domaine de la simulation
numérique appliquée aux réacteurs
(NURESIM, PERFECT), des réacteurs
4 ème Génération (GCFR, EISOFAR,
RAPHAEL, etc), de la fermeture du cycle
(EUROPART, ACTINET), et de la sûreté
nucléaire (SARNET).
Avec le lancement
du premier appel
à propositions
dans le cadre du 7 ème
PCRD Fission Nucléaire
& Radioprotection, doté
d’un budget de 287M E sur la
période (2007-2011), et l’annonce, par
la Commission Européenne le 10 janvier
2007 d’une Politique Énergétique pour
l’Europe qui se déclinera sous la forme
d’un plan stratégique sur les Technologies
de l’Énergie, les enjeux se précisent :
assurer la place d’une énergie nucléaire
sûre, durable et compétitive dans le
« mix énergétique à faible émission de
gaz à effet de serre » souhaité pour
l’Europe à l’horizon 2050. Pour parvenir
à cet objectif, la DEN a poursuivi en
2006 son effort de structuration de la
recherche européenne, dans le domaine
des grandes infrastructures de recherche,
et dans la construction d’une Plate-forme
Technologique pour la fission nucléaire.
éclairage
Vers un renforcement de la coopération européenne sur le nucléaire du futur
Le 7 e Programme cadre européen de R&D (7 e PCRD (2007-2011) ouvre la perspective d’un programme de recherche renforcé
sur les systèmes nucléaires du futur en raison d’un « décloisonnement » des actions du programme « Fission », qui regroupe
désormais dans le même domaine la séparation/transmutation et les systèmes nucléaires de 4 e génération avec un cycle du
combustible avancé. Par ailleurs, afin de mieux coordonner les actions de ce domaine de recherche et de mieux les orienter
vers les besoins de l’industrie, le CEA a proposé de mettre en place dans le 7 e PCRD une Plateforme Technologique Fission
(« Fission Nuclear Sustainable Technology Platform »). Ce projet qui doit être lancé en septembre 2007, après une phase de
préparation de deux ans, doit permettre un pilotage stratégique de l’ensemble des actions « Fission » du programme européen,
et du renouvellement des grands outils expérimentaux nécessaires à sa conduite. Ce cadre de coopération doit également
permettre de préparer des décisions de réalisation de réacteurs expérimentaux et de prototypes en Europe dans le cadre
d’entreprises communes.
Signature le 4 octobre 2006
d’un accord entre le CEA et
le centre de recherches belge
SCK-CEN sur la participation au RJH
Réacteur
à neutrons
rapides
à cycle fermé
Durabilité
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Examen de matériaux
irradiés dans une cellule
d’essais mécaniques
Les objectifs de R&D sont dictés par
les enjeux technico-économiques d’Edf
pour son Parc de réacteurs et d’Areva
NC pour l’usine de retraitement de la Hague.
Ils sont également liés au soutien du déploiement
par ces deux industriels des technologiesclés
à l’international, avec notamment l’accompagnement
d’Areva NP pour promouvoir le réacteur EPR
dans un contexte international fortement concurrentiel 1 .
Optimisation
du nucléaire industriel
Réacteurs
Pour les réacteurs, les enjeux consistent principalement à : maintenir voire
accroître le niveau de performances des réacteurs existants, fournir les
éléments de justification de comportement des matériaux et structures
irradiées relativement à l’objectif de prolongation de la durée de vie.
Des méthodes de calcul
avancées pour anticiper
l’évolution des centrales
En liaison avec les réévaluations
périodiques de sûreté, les études de la
DEN en 2006 ont contribué à l’élaboration
des dossiers de sûreté de démonstration
de la tenue des cuves de réacteurs pour
les dix années suivant les prochaines
visites décennales. Ainsi, le programme
SOPRANO a permis d’apprécier
l’évolution en fin de vie (de 40 à 60 ans de
fonctionnement) de la ténacité des joints
soudés des REP du palier CP0 et de valider
les estimations des formules de prévision
correspondantes.
Dans le cadre du programme européen
SMILE, les méthodes de démonstration
plus réalistes ont permis de tenir compte
de transitoires thermiques, survenant au
cours des accidents de dimensionnement
1 Dans ce contexte de partenariat industriel, les principes
de nouveaux accords de collaboration CEA-EDF-AREVA
NP et CEA-AREVA NC ont été négociés en 2006 pour
des mises en œuvre en 2007.
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(effet de « préchargement à chaud »),
afin d’améliorer de manière significative
les marges vis-à-vis des risques de rupture
de la cuve pour des accidents de perte
de réfrigérant.
Pour ce qui concerne la fluence
neutronique, le programme d’irradiation
GONDOLE, lancé pour une durée de
dix ans permettra d’évaluer le
gonflement des équipements
internes de cuve et les
risques de fissuration
associés.
Ce programme, initié en coopération avec
AREVA-NP, EDF et l’EPRI (États-Unis), a vu
en 2006 l’arrivée d’un nouveau partenaire,
SUEZ.
Dans le cadre de la maîtrise
de la contamination du circuit primaire,
la livraison du logiciel PACTOLE V3.2
a finalisé le travail de développement
engagé en 1999. Le logiciel PACTOLE est
un outil unique apte à traiter les transitoires
de chimie de l’eau primaire et d’évaluer les
évolutions de la contamination du circuit
primaire pendant les phases d’arrêt.
Combustibles
Les enjeux portent principalement sur l’amélioration des
performances des combustibles UOX et MOX par l’accroissement
des taux de combustion et par le développement d’un
combustible UOX ‘‘remède’’ à l’interaction pastille-gaine pour
une application à EPR puis au-delà progressivement au parc.
zoom
Schéma de la
section d’essais
de la boucle
OMEGA
zoom
L’évolution actuelle
des gestions des
cœurs nécessite une
étude plus approfondie
des gains
potentiels de marge de
fonctionnement des REP.
La thermohydraulique de
l’assemblage combustible est
au centre des préoccupations
puisqu’elle peut être limitante pour
le domaine de fonctionnement
normal, en particulier en cas
d’anomalies de flux neutronique.
L’objectif du programme NESTOR,
conduit sur la boucle OMEGA du DTN/
Grenoble, est de fournir des banques
de données très précises sur les
coefficients d’échange en convection
forcée monophasique liquide et aux
conditions de débuts d’ébullition. Ce
programme, qui a nécessité le
développement d’une instrumentation
très spécifique, est mené en
coopération avec EDF et l’EPRI.
Conforter la parité MOX et
préparer les remèdes IPG
2006 a été une année riche en
expérimentations pour les différents
programmes concernant le combustible.
Pour la parité MOX 2 , les résultats du
perçage au LECA (Cadarache) de crayons
MOX expérimentaux irradiés 4 cycles ont
permis de confirmer le bon comportement
attendu de ces combustibles à
microstructure améliorée et une irradiation
(REGATE Hélium) a été réalisée dans
Osiris afin de mesurer le relâchement
d’hélium dans un combustible MOX.
Ces expériences ont permis à EDF de
conforter le dossier de la « gestion Parité
MOX » et d’obtenir de l’ASN en décembre
2006 l’autorisation de charger en cœur ce
type de combustible.
Concernant la manœuvrabilité du
combustible, après une année 2005
marquée par la préparation d’un ensemble
d’expérimentations sur les combustibles
afin d’étudier l’interaction pastillegaine
(IPG) 3 , cause de défaillance des
crayons, des « rampes à forte puissance »
(application de puissances extrêmes)
ont été réalisées en 2006 dans le
réacteur Osiris, sur des crayons remèdes
irradiés 2 cycles dans les réacteurs EDF
afin d’analyser leur comportement en
transitoire. Des rampes à forte vitesse
ont également été réalisées sur un
combustible standard gainé en alliage M5.
Les résultats obtenus ne sont pas à la
hauteur de l’attente et indiquent qu’il est
nécessaire d’améliorer la compréhension
des phénomènes mis en jeu dans un
combustible dopé.
Par ailleurs, l’irradiation en 2006 dans
Osiris d’un crayon remède instrumenté
(REMORA) avec thermocouples et capteurs
de pression a permis de mesurer en ligne
la pression, des gaz de fission et les
températures du combustible dopé et de
valider la conductivité thermique prise en
compte dans les modèles pour ce type de
combustible.
2 La parité MOX vise à atteindre un taux de combustion
(calculé en MW/jour/tonne de combustible irradié)
identique pour le combustible UO2 (oxyde d’uranium) et
pour le combustible MOX (mélange d’oxydes d’uranium
et de plutonium, issu du retraitement de combustible
usé).
3 L’interaction pastille-gaine se traduit par la déformation
plastique des pastilles d’uranium dans les crayons (effet
« diabolo ») sous l’effet des produits de fission solides
et gazeux et par fluage. Ces contraintes sont
susceptibles d’affecter la tenue de la gaine dans le
temps ainsi que la conductivité thermique du
combustible.
Le soutien
actif des
installations
du CEA
De nombreuses installations du CEA
ont été mises à contribution pour les
expérimentations mises en œuvre en 2006
sur le combustible et sur la sûreté des
réacteurs, notamment le réacteur d’essais
OSIRIS de Saclay pour les irradiations, et les
laboratoires « chauds » du LECA à Cadarache
et du LECI à Saclay, pour les expérimentations
sur les crayons de combustible.
En matière de sûreté, la DEN a également
entrepris des études pour définir la cellule
VERDON, cellule qui sera utilisée pour mesurer
le « terme source » du combustible porté à
très haute température et permettra ainsi de
mieux apprécier les rejets radioactifs
potentiels à l’intérieur de l’enceinte de
confinement et dans l’environnement.
Ce programme a été contruit avec
EDF, l’IRSN, des partenaires
étrangers et le soutien de la
Commission Européenne.
10 Rapport d’activité DEN 2006
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Essai VULCANO pour l’étude
du comportement du corium
(simulation accident grave REP)
Combustibles usés
Pour les usines de retraitement, les enjeux consistent à optimiser le fonctionnement de l’usine de la Hague pour
s’accommoder des fortes variations de charges (capacité), du traitement du combustible plus irradié (qualité),
mais également du vieillissement de certains composants. D’autre part à valider expérimentalement le procédé de
vitrification en creuset froid (pour une mise en opération industrielle en 2010, jalon majeur pour AREVA NC), et enfin
à définir les évolutions, améliorations et simplifications possibles dans le cadre des projets de construction à l’export
(usine COEX).
De façon générale, les programmes de
la DEN dans le domaine de la sûreté
concernent l’acquisition de connaissances
relatives au comportement des réacteurs
nucléaires en situations incidentelles et
accidentelles. Les études et expertises
associées se rapportent d’une part aux
accidents de dimensionnement, pris en
compte de façon conventionnelle à la
conception (RIA, RTV, APRP…), d’autre
part aux accidents graves, potentiellement
susceptibles de conduire à la fusion
du cœur et à des rejets de matières
radioactives. L’essentiel de ces études et
Sûreté des
réacteurs
Les enjeux consistent à réévaluer et renforcer le cas échéant la sûreté des
réacteurs à l’occasion des visites décennales notamment en matière de défense
en profondeur (diminuer la probabilité des accidents de fusion de cœur et les risques
de rejets correspondants par une meilleure prise en compte des accidents graves).
Accroître les connaissances dans une perspective
de prolongation de la durée de vie des installations
éclairage
expertises concerne les réacteurs à eau
pressurisée de 2ème et 3ème génération.
Concernant les accidents de
dimensionnement, l’année 2006 a vu la
première application de la chaîne de calcul
HEMERA, utilisant les codes CATHARE,
APOLLO2, CRONOS2 et FLICA4 et
couplant les phénomènes de neutronique
et de thermohydraulique, à des séquences
accidentelles correspondant à une injection
de réactivité de type RTV et RIA.
Concernant les accidents graves, le premier
d’essai d’interaction entre un corium de
type métal-oxyde et le béton d’un puits de
En 2006, l’IRSN et le CEA ont présenté devant le Groupe Permanent d’experts
pour les Réacteurs nucléaires un dossier présentant l’état des connaissances et
des travaux de recherche dans le domaine des accidents graves, en France et
à l’international. Ce rapport montre que des incertitudes significatives demeurent
concernant certains phénomènes comme la cinétique d’érosion du radier de
l’enceinte de confinement par un cœur fondu ayant traversé la cuve, le risque de
déclenchement d’une explosion de vapeur en cas de puits de cuve noyé et le
comportement des produits de fission relâchés.
cuve de réacteur a eu lieu en septembre
2006 sur l’installation VULCANO de la
plate-forme PLINIUS de Cadarache. Cet
essai a constitué une première mondiale
au plan technologique, notamment pour
les aspects concernant la mise au point et
la validation de la technologie de fusion du
métal. Des essais supplémentaires sont
prévus en 2007, notamment pour étudier
l’influence de la composition du béton.
Par ailleurs, la DEN a été chargée par
EDF de développer un logiciel d’évaluation
probabiliste décrivant la progression du
corium en cuve et hors-cuve (logiciel
LEONAR) en cas d’accident grave. Ce
logiciel devra évaluer la probabilité
de non-percement du radier en intégrant
les différentes options de gestion des
appoints d’eau envisageables. Ce logiciel
sera intégré à l’EPS de niveau 2 qui sera
utilisée par EDF dans le cadre des VD3 du
palier 1300 MWe (2010). Les résultats
obtenus devraient ouvrir des perspectives
nouvelles en matière de R&D dans le
domaine des accidents graves, dans un
contexte marqué par la volonté d’EDF de
prolonger la durée de vie des réacteurs du
parc actuel.
Maintenir une capacité industrielle de pointe
AREVA NC dispose, avec l’usine de
La Hague, de tous les moyens de
traitement des combustibles usés et de
conditionnement en ligne des déchets
produits. Les programmes de R&D menés
sont nombreux et concernent les axes
majeurs suivants :
• Montrer la flexibilité des procédés et
des moyens de contrôle (Contrôle
Nucléaire Procédé) mis en œuvre pour
suivre l’évolution des combustibles des
réacteurs commerciaux à eau légère (taux
de combustion plus élevé, MOX, URE) et
retraiter les combustibles des réacteurs
de recherche (UAl et U3Si2).
• Garantir le maintien en situation
opérationnelle et la pleine capacité
de l’usine de La Hague. Il s’agit
d’anticiper et de pallier les phénomènes
de vieillissement (corrosion et usure
mécanique) et de dérive lente des
Visite à Marcoule le 2 octobre 2006
d’une délégation AREVA NC
pour le développement
d’un Creuset Froid
Nucléarisé
procédés, de rétablir les capacités
évaporatoires des unités de concentration
de produits de fission aujourd’hui
limitées par la formation de mousses et
de développer des outils d’intervention
robotisés.
• Diversifier l’offre d’AREVA NC en installant
la technologie de vitrification en creuset
froid qui sera opérationnelle en 2010 pour
optimiser la vitrification des solutions de
produits de fission issus des combustibles
de recherche ainsi que la vitrification
d’effluents d’assainissement des
usines de traitement. Cette technologie
permettra également de diminuer
le volume de verre produit lors du
traitement des combustibles à fort taux
de combustion (augmentation du taux
de charge dans le verre). L’implantation à
La Hague de cette technologie est entrée
en phase d’industrialisation en 2005
(projet Vitrification 2010). Une installation
prototype échelle 1 appelée CFN (Creuset
Froid Nucléarisé) a été construite à
Marcoule et a démarré avec succès mi
2006.
• Définir les évolutions et simplifications
possibles pour des projets de
construction à l’export, notamment
pour la conception d’une nouvelle usine
intégrée de traitement du combustible usé
/ recyclage pour les marchés américain
et chinois (usine COEX).
éclairage
Face à l’évolution du marché,
préparer de nouveaux
concepts performants
La relance du nucléaire aux États-Unis
et son fort développement en Chine
conduiront ces deux pays à s’équiper à
terme d’installations de traitement du
combustible usé. Dans ce contexte,
leCEA mène une réflexion avec Areva
NC sur les procédés à mettre en œuvre
dans une usine de retraitement, sur
la base d’un concept d’économie
d’investissement et d’exploitation mais
également de renforcement de la
résistance à la prolifération. Cette
réflexion commune a permis à AREVA
NC de répondre à une EOI (Expression
Of Interest) du DOE en septembre 2006.
Les schémas de purification U/Pu,
c’est-à-dire sans flux Pu pur, ont été mis
au point. La co-conversion U/Pu en
oxyde parfaitement homogène (solution
solide) est aujourd’hui complètement
maîtrisée en garantissant la teneur en
plutonium dans l’oxyde final obtenu par
calcination.
12 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 13
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Observation par microscopie à
balayage des billes combustible
issues de l’installation GAÏA
L’année 2006 a vu se préciser la stratégie de
R&D approuvée début 2005 par les Pouvoirs Publics.
Cette stratégie met au premier plan les
réacteurs à neutrons rapides (RNR sodium, RNR gaz),
avec en perspective la mise en service en 2020 d’un
prototype de 4 ème génération dont la conception a été
confiée au CEA.
Le nucléaire
du futur
Four de l’installation
PROMETÉE qui permet
l’étude des propriétés
themomécaniques en
compression des
matériaux nucléaires
Les systèmes du futur
Un prototype en France en 2020
Un programme structuré et cohérent
Depuis la réunion du Comité de l’Énergie
Atomique du 17 mars 2005 qui a donné
la priorité aux recherches sur les systèmes
à neutrons rapides, plusieurs événements
sont intervenus qui ont précisé les
échéances du programme d’innovation
et de développement dans ce domaine.
En particulier, une déclaration du président
de la République au début de l’année 2006
et la loi du 28 juin 2006 relative à la gestion
durable des matières et déchets radioactifs
fixent toutes deux l’objectif de réaliser un
prototype de réacteur de 4 e génération
devant entrer en service en 2020.
Ce nouvel objectif a rendu nécessaire
d’actualiser la stratégie de recherche sur
le nucléaire du futur approuvée en 2005
par une nouvelle réunion du Comité de
l’Énergie Atomique qui s’est tenue le 20
décembre 2006. Cette actualisation a
notamment conduit à ce que les Pouvoirs
publics, les partenaires industriels et le
CEA s’entendent pour identifier le réacteur
rapide à sodium comme technologie
de référence pour ce prototype et
approuvent un programme de recherche et
développement prévoyant de sélectionner
dès 2012 les innovations qu’il contribuera à
valider en 2020.
En parallèle, les partenaires français
souhaitent développer un effort de R&D
sur les technologies et les principes clé
du réacteur à neutrons rapides refroidi au
gaz (RNR gaz) qui reste une alternative.
Le RNR gaz n’ayant encore donné lieu à
aucune réalisation, le développement de
cette filière passe nécessairement par un
réacteur expérimental d’environ 50 MWth,
le Réacteur d’Étude et de Développement
Technologique (REDT), qui permettra d’en
valider les technologies clé (conception
du combustible, référentiel de sûreté…).
Le REDT, qui pourrait être construit dans
le cadre d’une collaboration européenne,
devrait également être mis en service vers
2020. Un prototype comparable à celui
envisagé pour la filière RNR sodium devrait
venir après cette première réalisation dont
elle utilisera le retour d’expérience, ce qui
décale d’au moins dix ans le calendrier de
développement de cette filière par rapport
à celui de son homologue à sodium.
Le développement de procédés de
recyclage avancés permettant de réels
progrès sur la nature des déchets ultimes
et sur la résistance à la prolifération est
un autre axe de R&D indispensable et
largement transverse aux deux filières
RNR. On prévoit de construire vers 2015
à La Hague deux ateliers pilotes des
procédés COEX et GANEX pour démontrer
à l’échelle préindustrielle la capacité de
ces nouveaux procédés à fermer le cycle
du combustible et à fournir le combustible
du prototype RNR sodium 2020 ainsi que
les assemblages expérimentaux porteurs
d’actinides mineurs qui y seront testés.
4 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 5
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Les avancées de la R&D
sur les futurs réacteurs
Renforcement de la R&D sur le RNR sodium
Afin d’optimiser leur action dans la
perspective du prototype 2020, le CEA et
ses partenaires AREVA et EDF ont défini
un programme de R&D en commun sur le
RNR sodium et s’apprêtent à renforcer leur
organisation pour partager leurs efforts et
leurs résultats.
Les premières études réalisées en 2006
aboutissent à une proposition de cœur
de référence 3600 MWth (~ 1500 MWe)
qui sera comparé à celui du projet EFR
(European Fast Reactor abandonné en
1998). Cette proposition est notamment
fondée sur un cœur isogénérateur sans
couverture (ce qui lui donne de fait un
potentiel de surgénération significatif en
cas d’ajout de couvertures), avec des
paramètres de sûreté améliorés par rapport
à ceux d’EFR (notamment par la réduction
de la proportion de sodium dans le cœur).
Une étude similaire sur des cœurs
de faible puissance (1200 MWth,
~ 500 MWe) a été réalisée,
avec une première
recherche d’optimisation
de la manutention, du
dimensionnement des
échangeurs, et des
systèmes d’extraction de
puissance.
Cœur de référence
RNR sodium
de 3600 MWth
(1500 MWe)
zoom
Étude conceptuelle
de RNR expérimental
à gaz (REDT)
L’étude du domaine de faisabilité
du RNR gaz a démontré l’intérêt d’une forte
puissance unitaire permettant de
gagner des marges sur la conception du
combustible et d’optimiser l’économie du
concept sans concession sur l’approche
de sûreté. En conséquence, les études se
concentrent depuis 2005 sur un système
de 2400 MWth (~ 1200 MWe) dont les
caractéristiques ont été précisées en
2006, notamment pour ce qui est
des moyens d’Evacuation de la
Puissance Résiduelle (EPuR)
en situations accidentelles.
Une nouvelle architecture
de ces moyens a été
définie sur la base du choix
de la convection forcée en
première ligne de protection.
Cette stratégie permet de simplifier
la gestion des situations accidentelles
et de relâcher des contraintes pour le
Concept modulaire de RNR
sodium de 1200 MWth (500 MWe)
avec conversion par turbine à gaz
Approfondissement du dossier
de faisabilité du RNR gaz
refroidissement en « convection naturelle »
qui intervient après un ou deux jours.
La conception du REDT a fortement évolué
sur le plan de la gestion des situations
accidentelles.
Pour ce qui est du combustible, une
première recherche d’optimisation des
assemblages définis en 2005
(à plaques alvéolées ou
à aiguilles) a permis de
progresser sur les choix
de conception et de
matériaux de gainage pour
assurer l’étanchéité aux
produits de fission, tout en
respectant les impératifs de
tenue thermo-mécanique
et de compatibilité entre
matériaux.
Schéma d’un assemblage combustible
à plaques alvéolées
300 µm
50 µm
Vue en coupe par
micrographie optique d’un
gainage innovant avec liner
interne erbié
Alliage Zr
L’innovation dans
les réacteurs à eau
Les réacteurs à eau représentent aujourd’hui l’essentiel
de la puissance électronucléaire installée (370 GWe,
17% de la production d’électricité mondiale) et resteront
largement majoritaires au cours du 21 e siècle. En
effet, le renouvellement des réacteurs actuels et le
développement de nouvelles capacités de production
nucléaire avec des réacteurs à eau de 3 ème génération
(REP ou REB) se feront principalement de 2020 à
2040, période pendant laquelle la puissance
installée pourrait s’accroître, notamment du fait des
besoins des pays émergents. Les recherches
d’innovations. s’intéressent en priorité à accroître le
taux de combustion (au-delà de 100 GWj/t) et à
renforcer la robustesse des éléments combustibles
en situations accidentelles. Elles portent également
sur les avancées technologiques réalisables sur les
systèmes et les composants de la chaudière. En
2006, un brevet a été déposé sur des gaines de
combustible contenant un poison consommable
(erbium) sous la forme d’un double liner Zr-Er devant
permettre d’allonger la durée des cycles et d’atteindre
de très forts taux de combustion. En complément, de
premiers d’essais d’oxydation à haute température
(1000/1100°C) sur les échantillons de gaines
revêtues de nano ou multi-couches montrent
un gain significatif et confirment l’intérêt
potentiel de ces solutions.
Liner
16 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 17
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Vers la maîtrise de la fabrication
du combustible à particules du VHTR
La R&D CEA sur la fabrication du
combustible à particules, spécifique au
système VHTR, est conduite en soutien
à AREVA pour les besoins du projet
ANTARES.
Les campagnes d’essais dans l’installation
GAIA du centre de Cadarache, ligne de
fabrication en laboratoire de particules
combustible (procédé Sol-gel), ont permis
d’approcher les spécifications fournies par
AREVA (diamètre, sphéricité).
Les travaux ont conduit à livrer mi 2006
à la CERCA un premier lot de particules,
en vue de réaliser des « compacts » de
combustible (agrégat de particules et de
graphite) qui seront irradiés dans OSIRIS
début 2009.
Vue en coupe en microscopie
électronique d’une particule GAÏA
Une technologie d’échangeur à
haute température
pour le VHTR et le RNR gaz
Procédé SANEX :
intérieur du caisson
avec les colonnes à effet
couette. Laboratoire
ATALANTE-Marcoule
Assemblage
de plaques
Plaque emboutie
de technologie
ALFA-LAVAL
Les développements d’échangeurs gazgaz
fonctionnant à haute température
(jusqu’à 850°C) bénéficient à la fois aux
systèmes RNR gaz et VHTR. Les études
semblent converger vers un concept à
plaques embouties, PSHE (Plate Stamped
Heat Exchanger), qui résulte d’une idée
originale du CEA et de l’industriel ALFA-
LAVAL. Cette technologie est considérée
aujourd’hui comme la plus prometteuse
par AREVA, parmi toutes les technologies
explorées, en raison de ses performances,
de sa facilité de fabrication et de
sa compacité.
La R&D sur le cycle
Échangeur intermédiaire de
technologie ALFA-LAVAL
ANTARES
zoom
Production
d’hydrogène
Dans le cadre d’un accord de collaboration
avec les États-Unis, le CEA participe à la
réalisation d’une boucle pilote de production
d’hydrogène par le procédé thermochimique
iode/soufre qui entrera en fonctionnement
d’ici fin 2007 sur le site de General
Atomics. Le CEA fournit dans ce
cadre la section du réacteur de
Bunsen qui a été mise au point sur le
site de Marcoule et dont la fonction
est de produire et séparer les acides
sulfurique et iodhydrique.
Par ailleurs, l’étude d’un schéma d’usine
de production massive d’hydrogène mettant
en œuvre un réacteur à haute température et
son couplage à un procédé d’électrolyse de
la vapeur d’eau, a montré le faible gain
apporté par une utilisation directe de
la chaleur.
Une stratégie flexible
pour la fermeture du cycle
(COEX, DIAMEX-SANEX, GANEX)
Le déploiement industriel de centrales
de 3 ème génération EPR à partir de
2020 est appelé à se poursuivre par
celui de réacteurs à neutrons rapides
de 4 e génération vers 2040. Dans cette
perspective, les études actuelles sur
les procédés de séparation poussée/
transmutation trouveront une application
directe dans l’une ou l’autre des filières
à neutrons rapides (RNR sodium ou
gaz), ouvrant un faisceau de solutions
possibles vers un recyclage complet
de l’uranium, du plutonium et
des actinides mineurs, éliminant
ainsi des déchets ultimes les
éléments les plus radiotoxiques
et responsables de l’essentiel du
dégagement de chaleur à long
terme.
En 2005, la DEN a confirmé
les potentialités de différents procédés
de séparation poussée (DIAMEX, SANEX)
des actinides (uranium, plutonium et
actinides mineurs) et réalisé un premier
essai de co-conversion oxalique de ces
actinides. Ces deux étapes s’inscrivent
dans le développement de procédés
de séparation optimisée des actinides
mineurs, (séparation poussée (DIAMEX,
SANEX) ou groupée (GANEX), qui doivent
permettre de recycler les actinides mineurs
dans les réacteurs à neutrons rapides,
respectivement en mode hétérogène
(dans la couverture) ou homogène (dans
le cœur).
18 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 19
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Les études prospectives
sur les ressources en uranium
Apport du recyclage des matières valorisables
dans les systèmes de 4 ème génération
Les tensions actuelles sur le prix de
Sur ces bases, l’évolution de la
millions de tonnes identifiées conduira à
l’uranium reflètent une situation à
consommation et du coût de production
des coûts de production qui atteindront
court terme de risques pesant sur
de l’uranium a été évaluée pour plusieurs
ou dépasseront les 300 $/kg pendant la
l’approvisionnement pour ces dix
scénarios mondiaux, avec ou sans
deuxième moitié du 21ème siècle.
prochaines années. A moyen terme, les
introduction des systèmes rapides de 4ème
Par contre, le déploiement de systèmes
efforts entrepris pour accroître la production
génération. En effet, le recyclage avec
à neutrons rapides de 4ème génération
à la hauteur de la demande (≈60 000
les systèmes à neutrons rapides permet
permet de s’affranchir dès la période
tonnes/an) devraient permettre de réduire
d’améliorer d’un facteur 100 l’utilisation
2060/2090 des limites liées à la disponibilité
ces risques et de contenir les prix du
de l’uranium initial comparativement
de la ressource et de son renchérissement,
marché.
au cycle ouvert et l’introduction de ces
tout en conservant la compétitivité
Au-delà, après 2030/2040, l’analyse
systèmes aura un impact important sur la
de l’électricité d’origine nucléaire
prospective des besoins énergétiques
consommation de la ressource et donc sur
comparativement aux autres moyens de
indique une croissance de la capacité
son coût.
production du 21 ème siècle.
électronucléaire, plus ou moins élevée
Sur les 14.7 millions de tonnes indiquées
Le déploiement de systèmes à neutrons
selon les hypothèses retenues conduisant
à une augmentation de la consommation
de la ressource en uranium, à en accélérer
son épuisement et par conséquent à en
accroître son prix sur le marché.
Les institutions spécialisées (IIASA, IPCC,
IEA, OCDE, …) prévoient pour 2050 une
par l’OCDE dans son livre sur l’uranium,
7,2 millions de tonnes correspondent à des
gisements connus ou identifiés avec une
bonne probabilité. Pour la majorité des
scénarios prospectifs, ces 7,2 millions de
tonnes seront consommées ou engagées
à l’horizon 2050. Au-delà, pour 7,5 millions
rapides de 4ème génération permettrait
de s’affranchir dès la période 2060/2090
des limites de la ressource et de son
renchérissement, même si le coût de la
chaudière de ces réacteurs restait supérieur
à celui des réacteurs à eau de 3ème
génération.
La gestion durable des
matières et déchets radioactifs
puissance nucléaire installée de 700 à
1200 GWe dans le monde, voire plus,
ce qui représente un doublement, voire
un triplement, par rapport à la situation
actuelle (370 GWe).
de tonnes, les ressources sont considérées
comme spéculatives et l’incertitude
associée ne peut être réduite que par des
campagnes de prospection. L’exploitation
de gisements supplémentaires au 14,7
Scénarios IIASA
Après les conclusions du débat public sur les options générales de gestion des déchets radioactifs et le bilan réalisé
en janvier par la Commission particulière du débat public, l’année 2006 a marqué l’aboutissement des quinze années
de recherches voulues par la loi Bataille en 1991 et a été marquée par la promulgation, le 28 juin 2006, de la loi de
programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs.
Les principes de la gestion durable sont désormais inscrits dans la législation française qui exige qu’un effort de
R&D soit poursuivi dans le sillage des axes de recherche ouverts par la loi de 1991, notamment pour la séparation
et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue et le stockage géologique. Des recherches qui se feront en
cohérence avec celles sur les systèmes d’énergie nucléaire du futur.
Évolution du prix de l’uranium
indiquant, pour les différents
scénarios de l’IIASA et avec un
taux d’actualisation de 5%,
l’échéance à laquelle les
systèmes à neutrons rapides et
cycle fermé seront compétitifs
comparativement à un cycle du
combustible ouvert, en prenant
en compte un surcoût relatif de
la chaudière jusqu’à 30%.
Coût de l'uranium naturel ($/kg)
1200
1100
1000
900
800
700
600
500
A2
A3 B C2
La loi du 28 juin 2006
Une année charnière
En continuité avec 2005, le tout début de a été particulièrement présente lors des
préliminaire, remise au Gouvernement
400
300
l’année 2006 a été marqué par la fin du
débat public sur les options générales
en matière de gestion à long terme des
rencontres pour présenter les résultats des
recherches menées par le CEA, participer
aux débats et éclairer les participants en
dès juin 2005, des résultats obtenus en
2005, notamment ceux concernant la
démonstration technique de la séparation
200
100
0
Domaine de compétivité des systèmes
de 4 ème génération
2006 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100
Années
déchets radioactifs de haute activité et de
moyenne activité à vie longue organisé par
la Commission nationale de débat public
à la requête du Gouvernement. La DEN
répondant à de nombreuses questions.
Début 2006 la DEN a publié la version finale
du rapport sur les résultats des recherches
menées en complétant la version
des actinides mineurs.
La Commission nationale d’évaluation a
produit son dernier rapport d’évaluation
des résultats des recherches. En parallèle,
20 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 21
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l’AEN, l’agence de
l’énergie nucléaire de
l’OCDE sollicitée par le
Gouvernement pour conduire
une évaluation externe par les
pairs, a finalisé sa revue des
résultats produits par le CEA en
matière de séparation poussée et
de transmutation.
Ces très nombreux résultats et avis ont
contribué à la préparation du projet de
loi concernant la gestion à long terme
des déchets radioactifs et des matières
valorisables dont la version finale a été
adoptée sous la forme de la « loi de
programme relative à la gestion durable
des matières et déchets radioactifs »,
promulguée le 28 juin 2006.
Cette nouvelle loi prévoit la poursuite des
efforts de recherche et développement
dans les trois domaines que la loi Bataille
avait souhaité explorer tout en prenant
date pour les dispositions opérationnelles
en mentionnant le calendrier prévisionnel
de la réalisation d’étapes industrielles,
notamment celle du stockage géologique.
Vue aérienne du
réacteur PHÉNIX
(Marcoule)
Boite à gant calorimètre.
Un des équipements du
laboratoire LN1 d’ATALANTE
dédié aux recherches sur
la chimie des actinides
La mise en œuvre des solutions
La loi du 28 juin 2006 précise les bilan de l’impact des sites de stockage de
étapes et la mise en œuvre des résidus miniers d’uranium ;
solutions de gestion durable des • 2012, pour la séparation et la
matières et déchets radioactifs. transmutation des actinides mineurs ;
• 2013, pour la mise en service du centre
Elle stipule :
de stockage pour les déchets graphites et
que la gestion des matières et des les déchets radifères ;
déchets radioactifs doit respecter • 2015, pour la demande d’autorisation
la protection de la santé des
d’un stockage réversible en couches
personnes, de la sécurité et de géologiques profondes qui entrerait en
l’environnement ;
fonction en 2025 ;
que la recherche et les moyens • 2020, pour un prototype industriel de
mis en œuvre visent à prévenir réacteur incinérant les actinides.
ou limiter la charge supportée
par les générations futures. Cette loi traite globalement la gestion
des déchets radioactifs par une série de
Elle fixe l’échéancier des mesures comme l’interdiction du stockage,
différentes solutions : en France, de déchets provenant de
• 2008, pour
l’étranger ou issus du retraitement de
l’entreposage des
combustibles étrangers ou encore la
déchets tritiés, le consultation obligatoire des populations
stockage des sources pour le stockage en couche géologique
scellées usagées, le profonde suivi d’un vote du parlement.
Elle a également mis en place un Plan
national de gestion des matières et des
déchets radioactifs (PNGMDR) qui a
pour fonction de :
• Dresser le bilan des modes de gestion
existants ;
• Recenser les besoins d’installations
d’entreposage ou de stockage ;
• Déterminer les objectifs pour les déchets
ne faisant pas l’objet d’un mode de
gestion définitif.
et pour orientations de :
• Réduire la quantité et la nocivité des
déchets radioactifs ;
• Entreposer, dans des installations
aménagées, les matières en attente de
traitement et les déchets radioactifs
ultimes en attente d’un stockage ;
• Stocker en couche géologique profonde
les déchets radioactifs ultimes ne pouvant
être stockés en surface ou en faible
profondeur.
Séparation et
transmutation
Des options confortées vers les options
avancées de traitement-recyclage
des combustibles
L’année 2006 a été mise
à profit pour terminer les
travaux de R&D entrepris
dans le cadre de la loi de
1991 et préparer les nouveaux
programmes demandés par
la nouvelle loi, en s’appuyant
sur les recommandations de la
Commission nationale d’évaluation
et des experts de l’OCDE. Les
études de séparation-transmutation
sont désormais menées en étroite
synergie avec celles concernant
le développement des systèmes
électrogènes futurs et de leur cycle du
combustible associé.
Pour ce qui concerne la séparation
poussée, un bilan exhaustif et détaillé
a été tiré des essais menés à Atalante
en 2005, ce qui a permis de dessiner
de nouvelles voies visant à simplifier
les procédés : la voie DIAMEX-SANEX
reste la référence mais devrait pouvoir
être menée en un seul cycle au lieu de
deux tels que testé en 2005. Une autre
molécule prometteuse de la famille des
diamides pourrait aussi aboutir à un
procédé plus simple. Quelques essais
ont été menés dans les laboratoires
d’Atalante pour lever certaines
incertitudes de ces voies avant de
sélectionner les schémas qui seront
réalisés dans la Chaîne Blindée Procédé à
partir de 2007.
Avec le bon fonctionnement du réacteur
Phénix en 2006, des expériences de
transmutation ont pu être terminées et
déchargées du cœur : ainsi, Métaphix
2, irradiation de combustible homogène
métallique contenant américium et curium
a atteint 7 at%. De nouvelles irradiations
ont également été chargées en pile :
Matrix, irradiation de matériaux, Matina 2-
3 irradiation de matrices inertes supports
à la transmutation des actinides mineurs
et Profil M pour l’obtention de données
nucléaires, alors que la préparation des
dernières expériences a été intensifiée
pour utiliser les derniers cycles de
fonctionnement de Phénix avant son
arrêt programmé en 2009 : Camix-Cochix
cible optimisée à matrice inerte contenant
de l’américium et Futurix/FTA pour des
concepts avancés de combustibles aux
actinides.
Concernant le développement des
systèmes pilotés par accélérateur
ADS dont les cœurs sous critiques
sont théoriquement capables d’être
fortement chargés en actinides mineurs,
la démonstration a été réussie du bon
fonctionnement de la cible en Plomb-
Bismuth liquide Megapie sous le
faisceau de protons de haute intensité de
l’accélérateur SIN-Q de l’Institut suisse
Paul Scherrer. Ce succès international,
auquel la DEN a contribué activement en
tant notamment que copilote technique
du projet, ouvre la voie aux cibles
de spallation de puissance, élément
indispensable aux ADS. La DEN a
également contribué au lancement de
la nouvelle expérience « Guinevere » de
couplage entre accélérateur, cible et cœur
sous critique qui sera réalisée dans les
prochaines années sur le site belge du
SCK Mol.
De nombreuses études de scénarios
pour l’aval du cycle électronucléaire ont
été menées en soutien aux échanges
organisés par la Commission nationale
de débat public. De plus, le scénario
intégrant la transmutation des actinides
mineurs insérés dans des couvertures à
base d’oxyde d’uranium et positionnées
en périphérie des cœurs des réacteurs
de quatrième génération a été élaboré ;
cette nouvelle option s’avère tout-à-fait
intéressante mais nécessite maintenant
d’être optimisée pour surmonter les
difficultés liées à la fabrication et à la
manutention de ces assemblages des
couvertures fortement chargés en actinides
mineurs.
22
Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 23
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Conditionnement,
entreposage et stockage
La R&D en collaboration avec l’ANDRA
Les procédés de
conditionnement.
Beaucoup de résultats ont été
acquis dans le cadre de la loi de
1991. Aujourd’hui, les efforts
de R&D se focalisent sur la
définition plus précise du
procédé à mettre en œuvre
pour chaque type de
déchet. Il s’agit d’un
travail d’amélioration
et d’optimisation
des procédés qui
ont été définis
dans la période
précédente.
Ainsi, les études menées en 2006 ont
permis de conforter le dossier relatif à la
reprise industrielle des boues provenant
des effluents de la station de traitement
des effluents STE2 de La Hague. AREVA-
NC a ainsi pu disposer de l’ensemble des
éléments nécessaires à l’obtention de
l’autorisation de mise en œuvre industrielle
du bitumage des boues du silo 550-
14 selon le référentiel de la campagne
expérimentale 2005. Cette opération de
reprise et de production de colis bitumés,
dite phase 1, débutera à la mi-février 2007.
Parallèlement et dans le cadre
des opérations de reprise et de
conditionnement des déchets issus du
dégainage de combustibles UNGG, et
entreposés aujourd’hui dans le silo 130 de
l’usine de La Hague, le CEA et AREVA-NC
ont défini et initié le programme d’essais
destiné à démonter la maîtrise du risque
incendie lors de la reprise de ces déchets
du silo 130 et sur lequel s’appuiera
notamment le dossier de sûreté qui doit
être remis aux autorités de sûreté à la fin
2007.
L’entreposage des
combustibles usés
La gestion actuelle du combustible usé est
basée sur son retraitement à La Hague.
Les différents scénarios envisagés pour
les années futures font tous apparaître
un besoin potentiel d’entreposage de
combustibles usés qui ne seraient pas
destinés à être recyclés en REP. Au vu du
retour d’expérience et des connaissances
acquises, l’entreposage sous eau apparaît
comme la voie à privilégier. En 2006,
le CEA, EDF et AREVA-NP ont défini et
lancé les études destinées à conforter
la capacité de cette technique à assurer
un éventuel entreposage prolongé des
combustibles UOx ou MOX, notamment
dans le domaine de la connaissance du
comportement en oxydation de la pastille
en cas d’inétanchéité de la gaine ou du
risque de rupture fragile lors de la reprise
des assemblages.
Le transfert des
connaissances
dans le domaine
de l’entreposage
Dans le cadre de la loi du 28 juin 2006, l’Andra
aura la responsabilité, si le besoin apparaît,
de mettre en œuvre des entreposages des
déchets nucléaires de haute et de moyenne
activité à vie longue en relation avec le
stockage.
Ceci conduira l’Andra à piloter le
programme de recherche permettant
de maintenir ouverte cette possibilité en
complémentarité au stockage géologique
profond.
Jusqu’à fin 2005, les études relatives
à l’entreposage ont été menées sous
la responsabilité du CEA, pilote de
l’axe 3 de la loi du 30 décembre 1991.
Dans l’objectif de transférer dans
les meilleures conditions et le plus
complètement possible les connaissances
issues de ces études menées jusqu’en
2005, le CEA et l’Andra ont mis en
œuvre, au quatrième trimestre 2006,
une démarche de revue de l’ensemble
du programme réalisé.
Les travaux en soutien
à l’Andra dans le
domaine du stockage
géologique
Le CEA a poursuivi la collaboration
avec l’Andra dans le domaine des
Le Creuset Froid Nucléarisé Industriel
permet de traiter différents types de
déchets : aussi bien des effluents
de la Mise à l’Arrêt Définitif
d’installations que des solutions
de produits de fissions
provenant du traitement
de combustibles
expériences de diffusion de traceurs
radioactifs dans le laboratoire souterrain
de Bure. L’année 2006 a vu la réalisation
de nouvelles injections et les analyses
quantitatives sur les prélèvements d’eau
réalisés et, parallèlement, les premières
caractérisations sur les carottages effectués
autour des injections effectuées en 2005.
Boite à gant de soudage
laser. Laboratoire ATALANTE
24 Rapport d’activité
Rapport d’activité DEN 2006 25
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La DEN au service des nouvelles
technologies pour l’énergie
Des recherches sur les carburants de substitution
Acteur de référence mondiale pour les
énergies non-émettrices de gaz à effet de
serre, la DEN conduit des recherches sur
la biomasse à Grenoble et à Cadarache.
Menées dans le cadre du programme
Nouvelles technologies pour l’énergie, elles
sont réalisées en partenariat avec l’Institut
français du pétrole. Ce dernier étudie les
procédés de production du biocarburant
lui-même, à partir des gaz de synthèse que
le CEA cherche à produire et à purifier.
zoom
l’installation du LFHT
de Grenoble
De la sciure de bois est utilisée pour
alimenter des réactions chimiques qui
dégagent de l’hydrogène et du
monoxyde de carbone. La
production de ces gaz constitue la
Grâce à l’électronucléaire, la DEN
possède une expertise dans les procédés
haute pression, haute température et
plasma, dans le couplage entre des
disciplines comme la thermodynamique,
la thermohydraulique et la physico-chimie.
Après des résultats en 2005 sur l’étape
de production du gaz de synthèse, des
progrès importants ont été réalisés en
2006, avec notamment la validation
expérimentale d’un procédé de purification
à haute température démontrée en
novembre dernier dans un laboratoire
grenoblois de la DEN.
première étape d’un procédé qui
doit permettre d’obtenir des
carburants de synthèse de type
gazole, à partir de biomasse.
Un procédé qui a l’intérêt de
pouvoir utiliser la plante entière,
contrairement à l’éthanol et
au diester déjà produits à
l’échelle industrielle et incorporés
comme additifs dans les
carburants actuels, qui n’utilisent
que la partie noble de la plante. De
plus, ces biocarburants de deuxième
génération permettent d’obtenir un
gazole très propre, directement
utilisable dans les moteurs
actuels.
Ce gaz de synthèse purifié pourra ensuite
être enrichi avec de l’hydrogène (issu
par exemple des procédés utilisant la
chaleur d’un réacteur nucléaire de 4ème
génération), et conduire à des carburants
de synthèse. La production de
biocarburants de seconde
génération, intégrant un
premier usage industriel
d’hydrogène apportera
une contribution forte à
la réduction des rejets
de gaz à effet de
serre.
éclairage
Le projet CeA-BURe
La loi du 28 juin 2006 sur la gestion
durable des matières et déchets
radioactifs consolide le programme
de recherche en l’inscrivant dans
un Plan national de gestion. Une
des étapes essentielles de ce plan
est le développement du tissu
économique des territoires qui
contribuent à un nucléaire durable
grâce au laboratoire souterrain
de Bure-Saudron (Meuse & Haute-
Marne).
Le CEA s’est engagé dans cette
démarche, avec l’ambition de
construire et pérenniser un
partenariat avec les acteurs
locaux, en étroite liaison avec
ses partenaires industriels EDF
et AREVA.
La construction dans la zone
interdépartementale d’un pilote
semi-industriel de production
de carburants de synthèse par
gazéification de la biomasse est
le projet soutenu par la DEN,
cohérent avec la mission du CEA
de développer les énergies non
émettrices de gaz à effet de serre.
Démantèlement
et assainissement
Conduire la R&D dans le domaine nucléaire
implique pour la DEN un parc d’installations
nécessairement en évolution, (besoins nouveaux,
procédés plus performants, regroupement de
moyens, évolution de la sûreté...).
Il s’agit donc de mener en parallèle des programmes de
construction de nouvelles installations et des programmes
de démantèlement des installations en fin de vie.
Gérer ce démantèlement de façon responsable est un
des objectifs majeurs de la DEN, et une exigence pour
la renaissance du nucléaire.
26
Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 27
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Le plan stratégique du CEA
Une gestion responsable du démantèlement des
installations nucléaires de première génération
Démantelement de SILOÉ
à Grenoble : engin téléopéré
L’objectif final de démantèlement, défini
par le CEA pour ses installations nucléaires
dont les activités sont à l’arrêt, est le
déclassement total (ou « la libération totale
et inconditionnelle »), chaque fois que
possible.
Le CEA a décidé de procéder, en règle
générale, au démantèlement au plus
tôt de ses installations à l’arrêt de telle
sorte que celles-ci ne soient plus, ni des
installations nucléaires de base, ni des
installations classées pour la protection
de l’environnement, du fait de leur état
radiologique résiduel, tout en restant
soumises à d’éventuelles servitudes (les
bâtiments ne seront pas systématiquement
détruits).
L’ensemble des installations mises à l’arrêt
entre 1980 et 2010 sera ainsi démantelé à
l’horizon 2025 (voir schéma), en assurant
la protection des travailleurs et de
l’environnement, dans le respect des coûts
et délais.
Pour élaborer son programme
d’assainissement et de démantèlement,
le CEA a identifié les contraintes de mise
en œuvre de sa stratégie et déterminé
des principes de gestion des priorités.
Ces contraintes peuvent être liées aux
particularités des installations (nature
d’installation), à la sûreté (réduction du
niveau de risque), à la gestion des déchets
(existence d’exutoire), au développement
de moyens techniques (outils télé opérés),
et aux moyens humains et budgétaires.
En 2006, à la demande du Directeur
général de la Sûreté Nucléaire et de la
Radioprotection, le Groupe Permanent
d’experts « Usines » (GPU) a examiné
la pertinence du plan d’assainissement
et de démantèlement des installations
civiles du CEA sur la période 2005-2015.
Le 6 décembre 2006, le GPU a émis un
avis favorable à ce plan en regard de la
sûreté des installations concernées et des
orientations stratégiques retenues.
Par ailleurs, les travaux se sont poursuivis
dans le respect des engagements pris par
le CEA : démarrage des opérations finales
de démantèlement du laboratoire d’Etudes
des Combustibles à base de Plutonium,
RM2, de Fontenay-aux-Roses, fin des
travaux sur les réacteurs HARMONIE
et SILOETTE, déclassement de
l’Accélérateur Linéaire de Saclay et
de l’IRradiateur de Cadarache.
Cartographie de l’activité
résiduelle par gamma-caméra
sur une installation de Marcoule
en cours de démantèlement
Les principales installations
du plan de démantèlement à 30 ans
zoom
LHA
STEL
INB 72
ULYSSE
OSIRIS/ISIS
Bâtiment 18
RM2
STED
Entreposage INB 73
Installation
PÉGASE : Réduction
du terme source
de 70%
Laboratoires
ou ateliers
SAC
FAR
MELUSINE
SILOETTE
SILOÉ
LAMA
STED
Entreposage INB 79
Une réduction importante du terme source entreposé
à l’installation PÉGASE a été réalisée en 2006 par
l’évacuation à La Hague de 115 Eléments Combustibles
Irradiés (ECI) d’OSIRIS (siliciures) et vers la piscine
du RES de TECHNICATOME de 475 ECI d’OSIRIS
(oxydes).
Le 30 novembre 2006, le dixième transport,
en TN-MTR, partait de PÉGASE.
Réacteurs
Traitement ou
entreposage déchêts
(UP1)
APM
PHÉNIX
G1
MAR
CAD
GRE
RAPSODIE
CABRI
PHEBUS
ATUE, LECA
CFCA
STED
Entreposage INB 56
PÉGASE
Grâce à l’évacuation de ces matières
nucléaires, le terme source
de l’installation PÉGASE est
dorénavant réduit de plus
de 70 %, conformément à
l’engagement pris par le
CEA envers l’Autorité
de Sûreté Nucléaire, le
6 décembre 2004.
L’emballage de transport TN-MTR
en cours de manutention dans le
bassin de PÉGASE
28 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 29
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Le programme UP1
Une opération unique au monde
Sur le site de Marcoule, le CEA,
devenu exploitant de l’ensemble du
site en mars 2006, a pris en charge
la Maîtrise d’Ouvrage des opérations
d’assainissement et mis en place des
contrats pluriannuels 2005-2010 avec un
Groupement Momentané d’Entreprises
Solidaires pour la réalisation de ses
opérations de Mise à l’Arrêt Définitif /
Démantèlement (MAD/DEM) et de Reprise
Conditionnement de Déchets (RCD) ainsi
que pour l’exploitation des installations
associées.
zoom
Reprise et Conditionnement
des Déchets Bitume (RCD)
Une étape franchie en Zone Nord
de Marcoule
L’ensemble de ces opérations dénommées
ci-après Programme UP1 concerne :
• La Mise à l’Arrêt Définitif et le
Démantèlement (MAD/DEM)
- des ateliers de dégainage G1, G2/G3 et
MAR400,
- de l’Usine,
- de l’Atelier de Vitrification Marcoule et
Stockage de Produits de Fission (AVM/
SPF),
- des ateliers de support nucléaire : ces
ateliers sont actuellement en exploitation,
leur Mise à l’Arrêt Définitif / Démantèlement
est prévu à l’horizon 2035 – 2040.
Les derniers fûts de bitume anciens entreposés dans les
fosses de la zone nord de Marcoule ont été transférés
vers l’installation EIP (Entreposage Intermédiaire
Polyvalent) en novembre 2006. Cette opération a
été réalisée à l’aide d’une enceinte mobile de 250
tonnes qui a été déplacée progressivement sur
chacune des 35 fosses à traiter.
Prés de 6000 fûts ont ainsi été repris,
préparés, caractérisés radiologiquement
et conditionnés en « surfût » inox, puis
transportés par remorques chargées de
quatre emballages DC6 à l’EIP : 1650
transports internes ont ainsi été réalisés.
Cette opération ouvre maintenant la voie
à la reprise des fûts entreposés dans les
casemates de la STEL en zone sud de
Marcoule.
28 900 39 100 88 500 94 200 85 400
• La Reprise et le Conditionnement des
Déchets (RCD) différencié en deux grands
programmes :
- les déchets conditionnés en fûts de
bitumes qui résultent du traitement /
conditionnement des effluents radioactifs
à la Station de Traitement des Effluents
Liquides (STEL),
- l’ensemble des autres déchets regroupés
sous la dénomination Hors Bitume.
En 2006, des avancées opérationnelles
sont à souligner :
• Un accroissement du volume annuel
d’activité (figure ci-dessous), quantifié
par une augmentation significative
des heures productives d’intervention
(235 000h en 2006 pour 201 000h en
2005).
• Une optimisation de la gestion des
déchets en privilégiant l’évacuation vers
le Centre de Stockage TFA (839 tonnes
de TFA sur les 1357 tonnes produites).
• La rationalisation de la gestion des
déchets et l’harmonisation des filières
de traitement avec celles des autres
sites du CEA, en intégrant, entre autres,
dans les études la future utilisation de
l’entreposage de CEDRA.
Programme MAD DEM Heures
Productives Entreprises
Objectif fin 2010 : 2 660 00 HP
130 800
171 700
210 400
235 100
1200000
1000000
800000
600000
400000
200000
Installations et transports
Le renouvellement des installations de service et des
moyens de transport pour les « générations futures »
Pour répondre à ses besoins de R&D et
d’assainissement /démantèlement, le CEA
est amené à renouveler ses installations
de traitement de déchets et son parc
d’emballages de transport, en fin de vie ou
devenus en partie obsolètes en regard des
nouvelles exigences de sûreté.
Dans un cadre budgétaire contraint, il a été
décidé de créer de nouvelles installations,
tout en rénovant et pérennisant autant que
possible certains bâtiments existants.
Par ailleurs, la reprise, par le CEA, du site
de Marcoule a permis d’entreprendre une
rationalisation de la gestion des déchets
pour les trente prochaines années, dans
un contexte de réduction générale des
déchets produits et d’harmonisation
entre centres des filières et des coûts de
traitement.
Parmi les grandes orientations retenues
par le CEA, on retiendra la création de
deux pôles de traitement des effluents
aqueux - Saclay et région sud-est -d’une
plate-forme de traitement et d’entreposage
des déchets solides de type MAVL (FI/MI)
et d’un magasin de matières nucléaires
à Cadarache et d’une installation
d’entreposage à moyen terme des déchets
solides irradiants à Marcoule.
Schéma de
l’installation AGATE
La gestion des
effluents radioactifs
STELLA et OPALE à Saclay : Dans
l’INB35 sont traités les effluents radioactifs
de la région parisienne. Le nouvel atelier
« procédé », STELLA (évaporation et
cimentation), est entré dans sa phase
d’essais en 2006.
Les nombreux travaux d’intégration de ce
nouvel Atelier ainsi que la rénovation et
la pérennisation des autres équipements
de l’INB35 complètent la mise au point de
cette fonction.
AGATE à Cadarache : La stratégie
de traitement des effluents du Sud-
Est est basée sur une synergie avec
les installations de Marcoule qui seront
amenées à conditionner les concentrats
produits par la nouvelle installation AGATE,
en remplacement des anciens ateliers de
l’INB37.
L’ensemble des dossiers réglementaires a
été transmis à l’Autorité de Sûreté avant le
1 er juin 2006, conformément au planning
annoncé.
Leur avis de recevabilité a été reçu en
début septembre et l’Enquête Publique
s’est tenue au dernier trimestre 2006.
DELOS à Marcoule : L’installation DELOS
(DEstruction des Liquides OrganiqueS) à
ATALANTE est destinée au traitement des
Liquides Organiques Radioactifs (LOR)
très contaminés. La partie entreposage
(cuves) de DELOS est passée en actif le
12 décembre 2006 lors de la réception
de 824 litres de LOR anciens, transférés
depuis l’installation ZELORA de Cadarache
grâce au nouvel emballage SORG. La
mise en service, en 2007, de la chaîne
« procédé » permettra le traitement non
seulement des LOR anciens de Cadarache
et Saclay (Cuve HA4), mais aussi des
effluents des programmes futurs de R&D.
La gestion des
déchets solides
radioactifs
La Rotonde à Cadarache : Après
la délivrance du Permis de Construire le
18 avril 2006, l’ICPE La Rotonde est sortie
de terre le 30 mai 2006. Cette installation,
composée de 7 bâtiments, est destinée
à recevoir et caractériser les déchets
faiblement ou très faiblement radioactifs
avant leur envoi vers les exutoires.
La cérémonie d’inauguration et de pose
de la première pierre s’est tenue le
14 juin 2006.
Cedra à Cadarache : La mise en service
de la première tranche de l’installation
CEDRA, nouvel entreposage des colis
de type B du CEA, a été autorisée par la
DGSNR le 20 avril 2006.
Le premier colis de déchets a été
entreposé dans l’installation le 10 mai
2006. Ce colis FI de 870 litres a été déposé
dans l’un des deux entrepôts FI, qui pourra
contenir environ 4000 colis gerbés sur
4 niveaux.
Le 8 septembre, l’inauguration de CEDRA
(l’INB 164) a eu lieu, en présence de
l’Administrateur Général, marquant
également le démarrage de l’exploitation
de l’entreposage des colis de déchets
moyennement irradiants (MI), où le premier
colis de 500 litres avait été déposé le
20 juillet 2006.
1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006
Réalisé annuel
Réalisé - Cumul
Réalisé : 1 075 000 HP
Vue de l’installation
DELOS à ATALANTE
30 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 31
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Entreposage de
colis MI dans
l’installation
CEDRA
D’une capacité, qui à terme, atteindra
2350 m 3 , le bâtiment MI de CEDRA est
constitué de compartiments pourvus
d’alvéoles destinées à entreposer les colis
de déchets de l’INB 56 mais également
ceux issus des activités actuelles et futures
des installations de Cadarache et des
autres centres CEA.
Projet MAGENTA
à Cadarache
La gestion des
matières nucléaires
MAGentA à Cadarache : Les dossiers
réglementaires du projet MAGENTA
(MAGasin d’ENTreposAge de matières) ont
été envoyés à l’Autorité de Sûreté en avril
2006.
L’avis de recevabilité favorable reçu de la
DGSNR et la saisine de la préfecture ont
permis l’engagement de l’Enquête Publique
qui s’est déroulée au dernier trimestre
2006.
Le parc des
emballages de
transport de matières
radioactives
Le renouvellement du parc des emballages
de transport est indispensable à la
fois pour la réalisation des activités de
recherche sur matériaux irradiés, et
pour une gestion optimisée des déchets
radioactifs. En 2006, quatre emballages ont
été fabriqués ou mis en service (IR-100,
SORG, DGD-D01M, IR-500).
zoom
Préparer aujourd’hui les grands outils
et les compétences essentielles pour
l’électronucléaire pendant les 20 ans à
venir et au-delà, est une des missions de la
DEN. Garantir cette capacité implique la mise
en place d’une nouvelle génération d’outils et
d’expertise qui repose d’une part, sur la mise à
niveau de la capacité expérimentale (les installations
auront pour la plupart 50 ans en 2010) et
d’autre part, sur la capitalisation du savoir
scientifique et sa mise à disposition sous forme
d’expertise et d’outils opérationnels de
simulation.
Le renouvellement
du parc des
emballages de
transport de matières
radioactives
A la fin des années 90, le CEA a constaté que
de nombreux emballages devenaient obsolètes,
impliquant un risque majeur de rupture de la fonction
transport pour certains contenus. Pour remédier à
cette situation due à une évolution de la réglementation
et à un vieillissement du parc, le plan EMBAL,
programmé de 2001 à 2010, comprend la réalisation de
nouveaux concepts, la modification ou la duplication
d’emballages existants ainsi que l’extension ou la
prorogation d’agréments, tout en réduisant le nombre
de concepts.
28 projets ont été lancés depuis 2001. En 2006,
quatre emballages ont fabriqués ou mis en service.
Simulation
et outils expérimentaux
Avancement
du plan EMBAL
Nombre de concepts mis en service
20
15
10
5
2003 2005 2007
Avancement du Plan EMBAL
1 er colis de déchets FI
32 Rapport d’activité DEN 2006
déposé dans l’installation
CEDRA le 10 mai 2006
Rapport d’activité DEN 2006 33
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Le programme simulation
numérique de la DEN
Une approche novatrice et intégrée
Calcul de distribution de puissance dans
un REP avec la chaîne Apollo-Cronos
La DEN a développé et continue de
développer une large gamme d’outils
de simulation numérique dans les
différentes disciplines scientifiques
nécessaires à la modélisation du
comportement des installations
nucléaires : neutronique,
thermohydraulique, mécanique,
matériaux (combustible ou
structures), chimie,… Nombre
de ces logiciels sont utilisés couramment
aujourd’hui par EDF, AREVA ou l’IRSN.
En outre, la DEN a lancé le développement
d’une nouvelle génération de logiciels, avec
des perspectives à 10 ans et de forts jalons
intermédiaires.
L’aspect novateur de la démarche réside
dans une approche à la fois « multiéchelles
» (allant du microscopique au
macroscopique) et « multiphysique »
Calcul avec CATHARE
d’un accident de
perte de réfrigérant
sur un REP
(prise en compte des interactions
entre disciplines, thermohydraulique et
neutronique par exemple).
Les principaux développements en cours
concernent la neutronique (APOLLO-
DESCARTES), la thermohydraulique
diphasique (NEPTUNE, avec
CATHARE pour l’échelle système), la
thermohydraulique monophasique avec
Trio-U et Castem-fluide, le combustible
(PLEIADES), les matériaux (SINERGY) et
le stockage de déchets (ALLIANCES). Ces
trois dernières plates formes s’appuient
sur le logiciel de mécanique des structures
CAST3M.
Les progrès passent par l’amélioration
des modèles physiques et des méthodes
numériques et par la modernisation de
l’architecture informatique des produits.
Ils passent aussi par l’utilisation du Calcul
Intensif (High Performance Computing ou
HPC) avec des supercalculateurs comme
ceux du centre de calcul (CCRT) du CEA
(plusieurs dizaines de Teraflop/s dès 2006).
Ceux-ci permettent des approches très
fines (très grand nombre de petites mailles
de calcul) et/ou la multiplication des cas
de calcul, souvent indispensable pour les
calculs d’incertitudes.
Cette démarche s’appuie aussi sur
l’intégration des logiciels dans la plateforme
open-source SALOME dont
l’avantage concurrentiel unique est de
mutualiser des services jusqu’alors
dispersés et spécifiques à chaque
logiciel : le prétraitement des données, la
supervision et le pilotage des calculs, le
post-traitement des résultats.
Ces actions sont menées en général
dans le cadre de collaborations avec les
partenaires de la DEN (EDF, AREVA, IRSN).
De plus en plus, ce partenariat s’ouvre à
l’international avec par exemple, au niveau
européen de référence, le Projet Intégré
NURESIM (6 ème PCRD) piloté par la DEN
et qui réunit 18 organismes de 13 pays
avec l’objectif d’élaborer
la plate forme logicielle
européenne de référence pour
les réacteurs nucléaires.
Parmi les grandes réalisations de
l’année 2006, on peut noter :
• La livraison de la version 2.8 du code
de neutronique réseau APOLLO. Cette
version dont la principale innovation
est l’introduction de la méthode des
caractéristiques, a été choisie par
AREVA NP dans le cadre de son projet
« convergence » (convergence de ses
trois régions géographiques vers un
produit commun et convergence autour
d’un même produit pour les applications
REP et REB) ;
• La livraison de la version 2.1 de la plateforme
ALLIANCES pour le stockage
des déchets, prenant en compte
l’interaction colis-environnement
et le couplage thermiquehydraulique-mécanique.
Calcul de dynamique
moléculaire
Qu’est-ce que
la simulation
numérique ?
zoom
La simulation numérique désigne le procédé selon
lequel on exécute un (des) programme(s) sur un (des)
ordinateur(s) en vue de représenter un phénomène
physique.
Elle repose sur la mise en œuvre de modèles théoriques.
Elle est donc une adaptation des modèles mathématiques
aux moyens numériques. Elle sert à étudier le
fonctionnement et les propriétés d’un système ainsi qu’à
en prédire son évolution.
La simulation numérique doit être validée sur des
programmes expérimentaux auxquels elle est
étroitement articulée.
Les logiciels développés peuvent servir de base à
des simulateurs qui mettent leurs utilisateurs
« en situation » (par exemple pour entraîner des
opérateurs de centrales nucléaires à des
situations accidentelles).
34 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 35
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Le réacteur
Jules Horowitz
Un réacteur de recherche
pour l’Europe
Jules Horowitz (1921-1995).
Directeur des Piles Atomiques au CEA
de 1962 à 1970. Directeur de l’institut de
Recherche Fondamentale de 1975 à 1987.
Père de la Physique des réacteurs nucléaires
Le 16 mai 2006, à Marcoule, le Directeur de l’Énergie Nucléaire du CEA,
Philippe Pradel, et le Directeur Général du NRI-REZ, Frantisek Pazdera,
ont signé le 1 er accord bilatéral de participation au projet RJH
Vue d’artiste du RJH et des bâtiments
annexes à Cadarache
Après 3 ans d’étude de définition, l’année
2006 a démarré sur la décision de lancer
la phase de développement du projet RJH,
permettant ainsi la mise en service du
RJH en 2014. Cette décision importante,
prise de manière conjointe par CEA,
EDF et AREVA, a permis d’assurer la
continuité technique du projet, sous
la condition de finaliser le tour de
table avant fin 2006.
Un premier apport majeur de
l’année 2006 est la signature
de 6 accords bilatéraux entre
le CEA et ses partenaires :
EDF, AREVA, NRI (République
Tchèque), CIEMAT (Espagne),
VTT (Finlande) SCK-CEN
(Belgique). Avec le soutien en
complément de la Commission
Européenne, le tour de table est
finalisé ; ces accords bilatéraux
seront repris dans un accord de
consortium liant les partenaires participant
au financement du RJH. L’accord de
consortium a été soumis aux partenaires
fin 2006 pour permettre de constituer le
Consortium RJH au premier trimestre 2007.
Le statut européen du RJH a été confirmé
en 2006 ; le RJH est en effet la seule
infrastructure de recherche d’intérêt
européen retenue dans la « roadmap »
de l’ESFRI (European Strategic Forum for
Research Infrastructure) dans le domaine
EURATOM-Fission. Ce point permet au
RJH d’être soutenu dans le 7 ème PCRD
EURATOM dont le programme a été diffusé
fin 2006.
Du point de vue réglementaire, l’année
2006 a vu se concrétiser les dossiers
majeurs que sont la DAC, la DARPE
et le RPrS :
Le RPrS (rapport préliminaire de sûreté)
a été revu en commission interne en
janvier 2006 pour être transmis à l’ASN
en Mars. À l’issue d’une série de 7 réunions
techniques de présentation à l’IRSN, la
phase d’instruction a été officiellement
lancée le 5/07/06 par la DGSNR en vue
de tenir la réunion du Groupe Permanent
en 2007.
Les dossiers de DAC (Dossier
d’Autorisation de Création) et DARPE
(Dossier de Demande d’Autorisation de
Rejets d’Effluents gazeux et liquides et de
prélèvement d’eau) ont été transmis fin
mars aux autorités compétentes. L’avis
de recevabilité, émis par la DGSNR début
Septembre, a permis de lancer l’Enquête
Publique fin novembre 2006.
Par ailleurs, le programme RJH a été
organisé en deux projets. Le premier
(Projet Réalisation) est en charge de la
réalisation du RJH dans la continuité des
années précédentes. Le deuxième (Projet
Service et Exploitation) a été créé en Mars
2006 pour mettre en place les moyens
expérimentaux du RJH, optimiser le
fonctionnement de l’installation au service
des futurs utilisateurs et gérer la montée
en puissance du futur Exploitant. Même
avec des moyens naissants, l’Exploitant du
RJH est devenu en 2006 un interlocuteur
important pour la réalisation du projet. Les
dispositifs expérimentaux du RJH et les
programmes associés ont été discutés
à l’échelle européenne au sein de deux
programmes du 6 ème PCRD (JHR-CA puis
MTR+I3), chacun piloté par le CEA pour
consolider la communauté européenne
autour du RJH.
Deux composants critiques du projet RJH
ont fait l’objet d’avancées en 2006 :
Le combustible RJH : l’année 2006 a
permis de mettre en place le programme
de qualification du combustible U3Si2,
combustible de référence pour le
démarrage du RJH ; le combustible de
référence à terme pour le RJH est l’Umo,
en cours de développement par le
CEA au sein d’une large collaboration
internationale. Ce programme de
qualification se matérialise par la
contractualisation d’une boucle d’essai
dans le réacteur BR2 du SCK-CEN et la
réalisation de 12 éléments combustible RJH
par la CERCA. Le début des irradiations
expérimentales est prévu en 2008.
Caisson RJH : le caisson dans lequel
est placé le cœur du RJH est un
composant critique. Son programme
de développement a été structuré,
à partir de la synthèse menée en
2006 des expériences sur les quatre
premiers démonstrateurs, pour fixer
les actions permettant de finaliser :
en 2007 l’optimisation des opérations
de transformation des lingots d’aluminium
6061 et en 2008 la qualification du procédé
ainsi optimisé.
36 Rapport d’activité DEN 2006
Rapport d’activité DEN 2006 37
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Cadarache
Un « concentré d’énergies »
Nos centres
de recherches
Visite du Premier Ministre Dominique
de Villepin le 9 juin 2006 à Cadarache
Mis sur le devant de la scène internationale
par le choix du site du projet ITER en
2005, Cadarache est avant tout un acteur
majeur de la recherche sur la fission, avec
d’importants programmes d’études sur les
réacteurs, les combustibles, la technologie,
en soutien à nos partenaires industriels,
à la propulsion navale et pour la
préparation du nucléaire du futur.
Les programmes de recherche et
développement relatifs aux réacteurs
actuels, ont abouti en 2006 à des résultats
importants avec, notamment, l’outil de
simulation neutronique APOLLO 2 (en
collaboration avec les équipes de DANS/
Saclay), appliquée aux réacteurs à eau
pressurisée et bouillants, qui a été livré
aux 3 directions France, Allemagne et USA
d’AREVA NP. On notera également les
résultats fournis à EDF sur les programmes
de fatigue thermique des circuits et sur
les expertises de combustibles irradiés
qui ont contribué à l’accord de l’Autorité
de Sûreté Nucléaire sur le dossier « parité
MOX » en fin d’année 2006. Par ailleurs,
sur la thématique des accidents graves,
2006 a été marquée par la production de
la synthèse des 17 essais du programme
VERCORS, et par la réalisation des
1 ers essais d’interaction corium / eau et
corium oxyde / métal.
En ce qui concerne les études pour
le nucléaire du futur, les équipes de
Cadarache ont élaboré et fabriqué les
premiers combustibles à particules pour
réacteurs VHTR ainsi que des combustibles
et des matériaux composites à base de
SiC pour réacteurs rapides à gaz en vue
notamment de leurs essais d’irradiation
dans PHÉNIX dans le cadre du programme
FUTURIX / concepts de 2007. Sur le plan
technologique, les bancs de test hélium en
conditions de réacteur à neutrons rapides
refroidi au gaz (GFR) ont permis d’obtenir
des 1 ers résultats de dimensionnement de
barrières thermiques réalisés en conditions
représentatives de température et pression
(850°C et 60 bar). Les chaudières des
réacteurs à neutrons rapides refroidis au
gaz ou au sodium (SFR) ont par ailleurs
fait l’objet de premiers
dimmensionnements.
Le projet de dénucléarisation
des installations de Grenoble
a continué à progresser
en avance sur ses objectifs
calendaires et des résultats
très concrets ont été enregistrés
pour les installations nucléaires de
Cadarache (cf encadré) avec notamment
la baisse du terme source de ZELORA, du
LEFCA et de PEGASE, ainsi que la fin du
démantèlement du réacteur HARMONIE.
Notons enfin, tant à Grenoble qu’à
Cadarache, une forte valorisation des
compétences en thermohydraulique
pour la qualification des chaudières
embarquées et du RES, et des
compétences en physico-chimie
et génie des procédés
pour
sur la biomasse.
les programmes
Cadarache :
la plateforme « fi ssion »
fait peau neuve
Après l’inauguration de CEDRA en septembre, l’année
2006 a été marquée par les enquêtes publiques des projets
RJH, AGATE et MAGENTA, réalisées du 20 novembre au
20 décembre 2006. Les avis favorables des 3 commissions
d’enquêtes rendus en début d‘année 2007 inscrivent le centre
de Cadarache dans des perspectives fortes avec de nouveaux
atouts en terme d’installations expérimentales et de services
nucléaires.
Le bouclage financier du projet de réacteur Jules Horowitz (RJH),
projet de plus de 500M E, a permis en 2006 d’enchainer la phase
de développement à l’issue des études. L’année 2007 verra le
lancement de la phase de construction, les 1ers travaux
d’aménagement du site et la consultation de la maîtrise d’œuvre
pour aboutir à une divergence aujourd’hui planifiée en 2014.
Parallèlement, et dès maintenant, dans le cadre du projet
services et exploitation du RJH créé en 2006, les équipes de
Cadarache montent en puissance sur la conception des
dispositifs d’irradiation des futures expérimentations que
portera le réacteur.
2007 marquera également la fin des opérations de
rénovation du LECA, qui après 5 ans de travaux,
permettra aux expérimentateurs de disposer
d’un laboratoire performant dédié aux
examens post-irradiatoires du
combustible.
zoom
38 Rapport d’activité DEN 2006
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Le Visiatome, site d’information et
de découverte de la radioactivité et
de son devenir, a reçu en mai 2006
son 15 000 ème visiteur depuis l’ouverture
le 10 avril 2005
Marcoule
Assainissement
du passé et
construction
de l’avenir
Engagé dans un vaste programme
de démantèlement des installations
historiques du site (3,8 milliards
d’euros sur une trentaine d’années),
Marcoule est de plus en plus impliqué
dans le soutien aux industriels et le
développement du nucléaire du futur.
Les chantiers d’assainissement et de
démantèlement ont avancé dans le parfait
respect du coût, des délais et de la
sécurité, sur tous les programmes en cours
(UP1, APM, reprise et conditionnement de
fûts de bitume…). Cette action suppose de
nombreuses innovations méthodologiques
et technologiques. Elle est essentielle pour
démontrer que le nucléaire sait boucler
totalement son cycle de vie.
En soutien aux industriels, les équipes
du site ont réalisé en 2006 les premières
coulées de verre sur un prototype de
vitrification des déchets nucléaires,
« en creuset froid », destiné à équiper
Areva La Hague en 2010. De premiers
essais ont également porté sur un nouveau
procédé, COEX, permettant l’extraction
conjointe de l’uranium et du plutonium, en
vue de la mise en œuvre, sur les marchés
internationaux, de nouvelles usines de
traitement des combustibles usés.
Le développement du nucléaire du
futur nécessite de mettre au point le
cycle du combustible des systèmes de
4ème génération. L’année passée a été
consacrée aux premières expériences du
concept GANEX qui consiste à extraire,
du combustible usé, l’uranium,
le plutonium et les actinides
mineurs, de manière groupée.
En parallèle, ont été fabriquées
les aiguilles expérimentales
du programme international
de transmutation FUTURIX/
FTA qui seront introduites
en 2007 dans Phénix :
partenariat industriel de référence. Ces opérations
se sont conclues, en fin d’année, par le transfert
au CEA de la propriété des terrains et des
bâtiments de Marcoule, sous forme d’un
échange avec Areva qui, à l’inverse, reprend
la propriété du site de Pierrelatte (ce
dernier perdant, parallèlement, son
caractère d’établissement CEA
distinct).
zoom
l’excellent fonctionnement du réacteur en
2006 permet de disposer du maximum de
ses capacités d’irradiation.
L’ensemble de ces opérations
est réalisé dans un contexte de
Marcoule : un site
reconnaissance croissante
désormais sous la
des compétences du
centre : certification
pleine responsabilité
environnementale ISO
du CEA
14001 obtenue en juillet
2006, accréditation
COFRAC – dans la
norme ISO 17025 –
des deux Laboratoires
d’analyse du site
(biologie médicale
et mesures
Cette reprise de responsabilité s’est concrétisée
en 2006 avec, le 17 mars, la publication du décret
du Premier ministre transférant la qualité d’exploitant
nucléaire au CEA. Celui-ci dispose de toutes les
capacités nécessaires au plein exercice de ses
nouvelles missions, puisque plus de 250 salariés
d’Areva NC chargés de la protection du site, de la
radiologiques),
sûreté, de la radioprotection et du contrôle
prix ADEME aux
environnemental, sont devenus CEA.
recherches sur les
S’agissant des opérations d’assainissementdémantèlement
fluides supercritiques,
grand prix SFEN pour
les recherches sur la
séparation poussée…
de l’ancienne usine UP1, dont le CEA
est désormais le maître d’ouvrage, 2006 a vu la
signature de plus d’un milliard et demi d’euros de
contrats pluriannuels avec Areva, dans le cadre d’un
Hall du réacteur de la centrale
de PHéNIX
40 Rapport d’activité DEN 2006
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Saclay
Un laboratoire pour les sciences
nucléaires et la simulation
Cellules blindées du laboratoire
d’examens et d’essais sur matériaux
irradiés (LECI-SACLAY)
S’appuyant sur des équipes reconnues
par la communauté scientifique au-travers
de plusieurs prix en 2006, et sur un parc
expérimental de tout premier ordre par sa
qualité et sa modernité, la DANS (Direction
déléguée aux Activités Nucléaires de
Saclay) met une partie significative de ses
ressources au service de la simulation,
qui permet d’intégrer des connaissances
et des modèles pour répondre ainsi aux
questions complexes et aux défis du
nucléaire d’aujourd’hui et de demain.
Etape majeure d’un développement mené
depuis presque 40 ans, une nouvelle
version du code de neutronique APOLLO2
a été livrée en 2006 à AREVA-NP ; cette
version multi filière - elle permet de traiter,
en autres, les réacteurs à eau pressurisée,
à eau bouillante et à haute
température - deviendra l’outil
unique d’AREVA NP, en
Allemagne, en France
et aux États-Unis pour les calculs de cœurs
et de recharges combustible. Elle présente
des performances en temps de calcul
équivalentes à celles des meilleurs codes
industriels, et une précision de résultats
supérieure, grâce à l’utilisation de modèles
avancés et à l’introduction d’une nouvelle
algorithmie. Il faut souligner la contribution
importante d’une équipe de Cadarache à
sa qualification expérimentale sur la base
des mesures neutroniques obtenues dans
les maquettes critiques EOLE et MINERVE.
Le projet européen NURESIM a pour
objet le développement d’une plateforme
européenne de simulation des réacteurs
nucléaires ; le CEA y joue un rôle majeur,
et les équipes de Saclay y sont fortement
impliquées. L’approche retenue, par
benchmark, a mis en évidence les
performances des outils de calcul
neutroniques et thermohydrauliques du
CEA et plus particulièrement celles de la
plateforme numérique SALOME qui permet
de traiter, d’analyser et d’exploiter les
résultats de calculs complexes au carrefour
de domaines scientifiques différents par
intégration de plusieurs codes « métiers ».
L’année 2006 a aussi vu des avancées
significatives dans la compréhension et la
simulation du comportement intime des
matériaux. Des progrès importants ont été
obtenus dans la simulation du fluage par
étude de la dynamique des dislocations
discrètes. Parallèlement, une approche
originale de l’interaction des dislocations
avec les obstacles a permis l’élaboration
d’un modèle théorique général de la limite
d’élasticité d’alliages métalliques qui a fait
l’objet de publications dans les meilleures
revues de la profession.
Des dispositifs analytiques très
instrumentés ont été développés en 2006,
permettant d’acquérir des données fiables
sur le comportement d’espèces chimiques
ou de matériaux dans leurs conditions
d’environnement :
l’expérience ERMITE, d’irradiation de
matériau cimentaire et d’étude de la
formation de dihydrogène par radiolyse de
l’eau dans ces matériaux,
l’instrumentation de la boucle IRIS
dédiée à l’acquisition de données
thermodynamiques en conditions REP,
zoom
Comment décaper
un Tokamak ?
Les conditions extrêmes régnant au sein d’une
chambre de fusion favorisent l’« érosion » des matériaux
de paroi. Les particules de graphite, issues de cette
usure, ont la particularité d’entraîner et piéger de nombreux
atomes d’hydrogène échappés du plasma de fusion. Or la
quantité de tritium présente dans un tokamak est strictement
réglementée. Il est donc nécessaire de l’éliminer.
Les équipes du Département de Physico-Chimie de Saclay ont
proposé d’utiliser des techniques d’ablation laser pour nettoyer
les parois actives du tritium qu’il contient. La conception d’un
tel outil repose sur la maîtrise expérimentale et théorique, de
l’interaction laser - matière et des mécanismes physicochimiques
induits à la surface des matériaux. Le JET (Joint
European Torus, à Culham, en Grande-Bretagne), premier
tokamak dans lequel des réactions de fusion ont eu lieu, a
permis de tester le dispositif opérationnel, fruit du travail
d’optimisation, en situation réelle.
En Juin 2006, une expérience de décapage y a été menée
sur la moitié d’une « tuile » en graphite qui tapisse la paroi
du tore. La qualité exceptionnelle du nettoyage a
convaincu le JET d’acquérir l’appareil pour rénover les
tuiles les plus exposées. La prochaine étape consistera
la mise en route de
à embarquer le dispositif sur un robot en forme de
la boucle CORYNTH
serpent, en développement au centre CEA de
dédiée à l’étude de
Fontenay-aux-Roses pour Tore Supra.
l’influence de produits de
corrosion dans les circuits
hélium à haute température,
la réalisation d’une étude des
Vue interne du JET
interactions verre-fer-argile dans un
dispositif miniaturisé très innovant.
Ces dispositifs originaux, et les
développements analytiques qui leur
sont associés, enrichissent et complètent
la palette d’outils et de moyens
thermodynamique des combustibles
expérimentaux permettant d’acquérir des nucléaires, dans le cadre du réseau
données en situation réelle, de développer d’excellence européen ACTINET, ainsi
des modèles et de donner de la robustesse que la co-organisation de la session
à la simulation.
« Multiscale Modelling of Materials »
du congrès MRS aux États-Unis en
L’année 2006 est une année tout à fait décembre).
remarquable par des actions d’ouverture
au service de la communauté scientifique,
par l’intermédiaire de l’organisation de
manifestations internationales. ( Workshop
International Nucperf, en mars, journées
LIBS en juin, Ecole d’été ACTINET sur
1 le prix « Jacques Gaussens » à Caroline Toffollon-
Masclet, le « John Schemel Award » à Fabien Ominus,
la « géochimie des actinides » en juillet,
le prix SFEN jeune chercheur à Thomas Vercouter,
premier workshop international sur la
le prix Jean Besson à Loic Marchetti.
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Rapport d’activité DEN 2006
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Chiffres clés
Ressources humaines
(au 31 décembre 2006)
Médaille de la DEN
créée par la Monnaie
de Paris en 2006
4495
Salariés
(au 31 janvier 2006)
362
Recrutements
(dont 249 salariés AREVA NC à la suite de la reprise
du site de Marcoule par le CEA)
56
Post-docs
136
Doctorants
(CFR, boursiers, CTBU)
3282,5 Hommes
1213 Femmes
1436 Marcoule+ Pierrelatte
1900 Cadarache+ Grenoble
1159,5 Saclay
Budget 2007
Dépenses par segment
Ressources
Dépenses (M E)
Recherche Déchets Nucléaires 92
Optimisation Nucléaire Industrielle 189
Systèmes Nucléaires Futurs 45
Démantèlement/assainissement 432
Support général 203
Programmes autres pôles 32
Total 993
Ressources (M E)
Subventions + virement 369
Fonds dédiés 389
Autres pôles 48
Recettes 187
Total 993
44
Rapport d’activité DEN 2006
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Direction de l’Énergie Nucléaire
Centre de Saclay
91191 Gif sur Yvette Cedex
www.cea.fr
Contacts CEA/DEN :
Direction de la Prospective et de la Communication
Frédéric Ravel – frédéric.ravel@cea.fr
- 01 72 29 50 50 - PKJ90020 - Avril 2007
Crédits photographiques : CEA ; L.Godart /CEA ; P.Dumas/CEA ; A.Gonin/CEA ; P.Stroppa/CEA ; D.Sarraute/CEA ; D.Vinçon/CEA ; JM.Taillat/Areva-CEA ; C.Dupont/CEA ; Artechnique/CEA ; L.Caille/CEA ; Lesénéchal/CEA ; AREVA ; P.Lesage/AREVA ; ANDRA
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