Le REDT, un précurseur des RNR-G - CEA

IV. Les outils expérimentaux pour valider les conceptsLe REDT, un précurseurdes RNR-GLe réacteur à neutrons rapides refroidi par gazest une voie très innovante qui n’a pas le retourd’expérience des réacteurs au sodium.Avant d’envisager la construction – sans doutedans un cadre européen – d’un prototypeélectrogène de moyenne puissance, le CEA préparedonc un réacteur d’étude et de développementtechnologique (REDT) qui pourrait démarreren 2020 afin d’approfondir la connaissance enconditions réelles de la technologie des réacteursà neutrons rapides et caloporteur gaz.CEAVue d'ensemble du REDTfaisant apparaître, enpartie basse, son circuitprimaire avec sonenceinte rapprochéemétallique et, en partiehaute, le bâtimentréacteur avec sonenceinte en bétonet le pont roulant destinéà la manutentiondes gros composants.Le réacteur à neutrons rapides(RNR) refroidi au gaz (RNR-G)constitue une alternative au RNR ausodium (RNR-Na) et une voie innovantepour les réacteurs à neutronsrapides. Intrinsè que ment,même s’il est nettement moinsbon caloporteur que le sodium, l’hélium présentedes caractéristiques attractives pour la conception etla sûreté d’un réacteur car c’est un gaz chimiquementinerte et transparent aux neutrons.En outre, le RNR-G, capable de fonctionner à plushaute température, permettrait de satisfaire des besoinsautres qu’électrogènes comme la fourniture de chaleurde procédé pour la production d’hydrogène ou de carburantde synthèse (1) , voire pour d’autres applicationsindustrielles, sans être dépendant des tensions sur lecoût de l’uranium (voir Vers des applications du nucléaireautres que la production d'électricité, p. 123). En revanche,ce concept ne dispose pas de retour d'expérienceà l’échelle d’un réacteur ayant fonctionné.Un jalon sur la voie du prototype industriel(1) carburant de synthèse: combustible hydrocarboné obtenupar synthèse et non par raffinage d’hydrocarbures naturels.Son calendrier de développement, globalement plusétalé que celui de son homologue à sodium, comportetrois grandes étapes dont la réalisation du réacteurd’étude et de développement technologique (REDT)constitue la deuxième, la première étant la levée desverrous technologiques principaux que sont le développementd’un combustible innovant et réfractaireet le choix d’options de sûreté. De petite puissance, leREDT sera capable d’asseoir la faisabilité de la conceptiondu cœur (figure 1), de la technologie du combustible,du contrôle neutronique et de l’instrumentationavant de passer à la troisième étape: la constructiond’un prototype électrogène de moyenne puissance,comparable à celui envisagé pour la filière RNR-Na.La décision de construction du REDT doit interveniren 2012, à l’issue des études de faisabilité et dedéfinition, la mise en exploitation étant programméepour 2020.Les objectifs du REDTL’objectif général du REDT est d’établir la faisabilitédu RNR-G et de son cycle de combustible, dans uneoptique de déploiement sur le long terme, et plus précisémentde faire les démonstrations nécessaires à laqualification des solutions retenues pour la filière et leprototype industriel. Le REDT doit d'abord permettrel’établissement d’un premier référentiel de sûretévalidé par les autorités de sûreté. Ses options de sûreténe seront pas, pour certains aspects, transposables àcelles du réacteur prototype, dans lequel, par exemple,la place des systèmes actifs pourrait être moins importante.Néanmoins, ces options constitueront à l'évidenceune étape en termes de définition et de validationdes options de sûreté d'un réacteur rapide àcaloporteur gaz, et la position des autorités de sûretéconstituera à cet égard une référence pour les réacteursqui suivront.Le deuxième objectif sera la qualification des technologiesdu combustible et de l’assemblage du RNR-G.Dans le plan de développement du combustible de cedernier, le REDT se situe entre l’irradiation d’échantillons(quelques grammes) dans les réacteurs d’irradiationstechnologiques et la pleine démonstrationFigure 1.Plan dechargement ducœur du REDT.Apparaissenten rougeles barres decommande, en vertles assemblages“test”, en grisles barres d'arrêtcomplémentaireset en marronun assemblageinstrumenté.114CLEFS CEA - N° 55 - ÉTÉ 2007

(plusieurs tonnes de combustible) dans le prototypeindustriel. Il apporte la souplesse nécessaire à l’étudedes différents concepts de cœurs et d’assemblages combustiblesenvisageables pour la filière et son prototype.Troisième objectif: la démonstration du fonctionnement,du contrôle et de l’instrumentation associée.L’expérience acquise avec le REDT permettra de poursuivrele développement de la filière RNR-G avecl’étape du prototype industriel.Partie d'assemblagede 19 aiguilles-test destiné aucœur de démarrage du REDT.Les options de référence du cœurCEADans sa conception, au niveau du cœur en particulier,le REDT s’apparente au réacteur prototype dontil est une maquette à échelle réduite. Il se différencieradicalement d’un réacteur d’irradiations du typeMTR (Material Testing Reactor) comme le réacteurJules Horowitz (RJH) dont l’objectif est de couvrir defaçon large les besoins d’irradiations des différentesfilières de réacteurs (voir Le réacteur RJH: polyvalenceau service des matériaux, p. 102).Le pré-dimensionnement du cœur du REDT sera justifiépar des critères de représentativité des conditionsd’irradiation par rapport à la référence que constituele réacteur commercial RNR-G de 2400 MWth. Sontsimultanément recherchés des températures de gaineet de combustible identiques, un flux rapide et un rapportdose/taux de combustion proches de ceux duRNR-G. Un cœur caractérisé par une puissance de50 MW et une puissance volumique moyenne de 100à 150 MW/m 3 est apparu comme le meilleur compromisperformances /coûts à ce stade.Le combustible mis en œuvre dans cette configurationdite de “démonstration” est le combustible innovantretenu en référence pour le RNR-G. Il se présentesous la forme de plaques planes renfermantun combustible carbure (U,Pu)C. La gaine est encomposite SiC-SiCf.Le REDT est en premier lieu conçu pour fonctionneravec le combustible avancé du RNR-G, mais il doit êtreconstruit avant que le combustible RNR-G ne soit complètementqualifié. Aussi envisage-t-on un cœur dit“de démarrage”, de conception assurée, danslequel l’irradiation à caractère expérimentaldu combustible avancé du RNR-G sera réalisée dans des assemblages “test”(figure 2). En référence, le cœur de démarragesera constitué d’aiguilles à combustibleoxyde (U,Pu)O 2 et gaines métalliques(la technologie du RNR-Na). Ces der -nières imposent une température d’héliumen sortie du cœur nettement abaisséepar rapport aux RNR-G (560 contre850 °C). Le point fort au plan de la sûretésera d’utiliser un acier pour la gaine, plusprécisément une nuance connue pourson bon comportement en flux rapide.Le tableau rassemble les principales caractéristiquesdes cœurs du RNR-G de 2400 MWth et duREDT (démarrage et démonstration) obtenues auterme des études exploratoires. Les configurations88 mmFigure 2.Assemblage “test” contenantle combustible avancéRNR-G à plaques alvéolées.RNR gaz REDT cœur REDT cœur2 400 MWth démonstration démarragepuissance unitaire (MWth) 2 400 50 50densité de puissance cœur (MW/m 3 ) 100 100 100pression hélium (bar) 70 70 70température entrée/sortie cœur ( °C) 400/850 400/850 260/560combustible (U, Pu)C-SiC (U, Pu)C-SiC pastille (U, Pu)O 2assemblage combustible plaque plaque aiguillefraction combustible/caloporteur (% vol) 22,4/40,0 23,5/31,0 36,2/42,0fraction (matrice + jeu)/structure (% vol) 17,6/20,0 18,5/27,0 3,1/18,7épaisseur plaque (mm) 7,0 6,27 –diamètre aiguille(mm) – – 6,55température max gaine/combustible ( °C) 965/1 260 1 045/1 140 615/1 045perte de charge cœur (bar) 0,44 0,58 0,62Pu/(U + Pu) (%) 15,2 34,9 27,3taux de combustion moyen/max (at %) 10,1/15,7 5,4/8,6 5,2/8,8flux rapide max (E>0,1 MeV (n/cm 2 /s) 1,4 10 15 0,94 10 15 1,1 10 15fluence rapide max (E>0,1 MeV (n/m 2 ) 3,0 10 27 1,1 10 27 1,6 10 27dose max (dpa SiC) 163 61 85dose max/taux de combustion max (dpa SiC/at%) 10,3 7,1 9,7vide He fin de vie (pcm) 253 -18 63Doppler fin de vie (pcm) -1 175 - 523 - 360fraction neutrons retardés (pcm) 344 339 353Tableau. Principalescaractéristiques comparéesdu cœur d’un RNR-Gde 2 400 MWth et des deuxcœurs prévus pour le REDT.CLEFS CEA - N° 55 - ÉTÉ 2007 115

IV. Les outils expérimentaux pour valider les conceptsretenues affichent des performances d’irradiationconformes à l’objectif fixé (environ moins 30 %par rapport aux valeurs correspondantes du RNR-G de 2400 MWth) pour le flux rapide et pour le rapportdose/taux de combustion.La teneur en éléments fissiles (le plutonium en l’occurrence)est très nettement accrue (de l’ordre de 30 %)par rapport au RNR-G 2400 MWth. C’est la contrepartiede la petite taille du cœur REDT qui induit unaccroissement significatif des fuites neutroniques.S’agissant du combustible et de son cycle, ces valeursn’ont rien de rédhibitoire: la limite pour le retraitementdu combustible oxyde est ainsi de 40-45 %Pu/(U+Pu).Les autres paramètres importants sont les effets enmatière de réactivité : l’effet de dépressurisation del’hélium est proche de zéro, ce qui est bien sûr favorable,et l’effet Doppler est comparable à celui d'unRNR-Na de taille équivalente.nismes de barres de commande, échanges thermiquesstructures/gaz, thermique du combustible, effet Doppleret dilatation de l'élément combustible… Ils gouvernentle comportement naturel du cœur et, à ce titre, représententdes paramètres majeurs de l'analyse de sûreté.Il permettra aussi d'étudier la puissance résiduelle ducœur et les conditions de son évacuation, en complémentdes essais qui seront faits en boucle inactive: lagestion du début des transitoires de perte de refroidissementsera en effet un point clé de la sûreté des cœursde RNR-G, dont l’inertie thermique est faible.Ces phénomènes seront évalués préalablement avecdes modélisations qualifiées par des essais en effetsséparés, soit sur maquette critique, soit lors d'essaisen boucle inactive. L’objectif complémentaire duREDT est la qualification globale des études et simulationscouplées et, par là même, la consolidation dela qualification des logiciels de conception et la réductiondes incertitudes.D. Michon-Artechnique /CEAInstallation Esthair(Essais thermoaérauliquesen air), aucentre CEA de Grenoble,destinée notammentà évaluer les coefficientsde frottementet d'échange de chaleurpour l'élémentcombustible de type"aiguilles" du cœurde démarrage du REDT.La contribution aux démonstrationssur le cycle du combustibleLes technologies pour la fabrication du combustibleRNR-G seront validées dans un premier temps (assemblages“tests” du cœur de démarrage) avec des assemblagesuranium-plutonium sans actinides mineurs dontla fabrication peut être réalisée en boîte à gants.Une expérience de cycle intégré portantsur environ 1 kg d’actinides (une fractiond’assemblage du REDT) sera un point clédu programme de développement de lafilière. Le retraitement, suivi de la re-fabrication,pourrait permettre de réaliser avecle REDT une expérience de fermeture ducycle. Au-delà de la démonstration des procédés,l'objectif sera ainsi d'étudier le comportementen pile de l'assemblage combustibledans lequel auront non seulementété réintroduits tous les actinides mineurs,mais où sera aussi présent un taux résidueld’impuretés et de produits de fission issusdu recyclage.Les outils de fabrication des combustiblesdevront être développés en gérant rationnellementle passage des installations deR&D aux installations industrielles. Àterme, l'amont (la fourniture du combustible)et l'aval du cycle (le retraitementet la re-fabrication du combustible recyclant les actinides)seront parties intégrantes de la démarche dequalification des procédés du cycle du combustible duRNR-G pour des équipements à l'échelle d’un cœur.Les autres apportsdu fonctionnement du REDTAu-delà des irradiations de combustible, le REDT permettrade déterminer expérimentalement d'autres points,à commencer par les effets de couplage entre la neutroniqueet la thermohydraulique du cœur. Des phénomènescomme les contre-réactions neutroniques consécutivesà des augmentations de température d'entrée,de l'échauffement du cœur ou encore de la puissance,font intervenir tous les aspects de la physique du réacteur:équilibre mécanique du cœur, support des méca-La conception d’ensemble du REDTL’objectif des études de conception du réacteur, austade des études exploratoires, était d’identifier lespoints durs et les solutions possibles, et de disposerde données cohérentes permettant de décrire et demodéliser le réacteur pour les études de sûreté. Lesprincipes retenus pour sa conception sont illustréspar la figure 3.La cuve réacteur et les fonctions associéesLa cuve, constituée d’une virole cylindrique et d’unfond hémisphérique, a un diamètre de 3 m pour unehauteur de 8 m et une épaisseur de 10 cm (pièces forgéesen acier 9Cr1Mo). La masse totale (incluant le couverclede cuve) est approximativement de 120 tonnes.L’hélium entre dans la cuve par un piquage latéral, descendjusqu’au fond par un espace annulaire, remonteà travers le cœur, rejoint le plenum chaud au-dessusdu cœur et ressort par le piquage latéral. L’arrangementdans la boucle primaire à l’extérieur de la cuve est detype cross-duct comportant deux tuyauteries concentriques:la tuyauterie contenant le gaz “chaud” est inséréedans celle qui contient le gaz “froid”.La partie mobile absorbante des barres de commandeest positionnée au-dessus du cœur ; les mécanismessont placés en fond de cuve, en partie froide. La manutentiondu combustible se fait sans dépose du couverclede cuve, un système de bras articulé permet ledéplacement vertical et latéral des assemblages dansla cuve : entrées et sorties se font via des sas étanchespar le haut de la cuve.Le refroidissement en fonctionnement nominalCompte tenu de sa petite puissance et dans une logiquede simplification du système et de minimisation ducoût d’investissement, le REDT ne sera pas doté d’unsystème de conversion d’énergie et ne produira pasd’électricité. Il sera refroidi par de l’hélium sous pressionavec un circuit isobare (2) équipé de soufflantes.Le secondaire est un circuit en eau sous pression, lasource froide finale étant l’air. La technologie retenuepour l’échangeur de chaleur du circuit principal estla technologie tube et calandre déjà mise en œuvre dansle réacteur japonais HTTR. La puissance en fonctionnementest évacuée au travers d’une boucle unique116CLEFS CEA - N° 55 - ÉTÉ 2007

(figure 3). Une réservation de puissance de 10 MW surune banche dérivée (non représentée) est prévue pourd’éventuelles réalisations expérimentales ultérieurescomme le test de composants tels qu'un échangeurIHX à haute température…Les systèmes de sauvegardeComme pour le RNR-G, l’évacuation de la puissancerésiduelle repose sur la circulation du gaz et l’existenced’une enceinte rapprochée étanche disposéeautour du circuit primaire. Cette circulation est assuréepar des moyens redondants et diversifiés, en premierlieu des moyens de pompage actifs (circulateurs).La puissance de pompage est fixée par rapportau besoin de refroidissement en conditions accidentelles(dépressurisation), la pression de repli disponibledans l’enceinte rapprochée (environ 3 · 10 5 Pa)permet de rester à un niveau de puissance très raisonnable(< 50 kW par machine). En cas de perte dudébit primaire et de non-démarrage des circulateursdes boucles d’évacuation de la puissance résiduelle,le niveau de pression dans le réacteur est suffisantpour permettre le refroidissement du cœur parconvection naturelle.Le système de sauvegarde est constitué de trois bouclesindépendantes, chacune pouvant assurer seule lamission. Chacune comporte un échangeur pré-dimensionnépour évacuer jusqu’à 3 % de la puissance nominale,localisé en partie haute (élévation de 15 m environpar rapport au plan médian du cœur), uncirculateur et une vanne d’isolement implantés dansla branche froide.Le développement du REDT requiert la complétudede l’étude de faisabilité en 2009 et la préparation dudossier réglementaire d’options de sûreté (DOS). Ladémarche d’études, analogue à celle menée par ailleurspour le RNR-G, comprend l'approche de sûreté etl'étude des systèmes de sauvegarde. Dans l’approchede sûreté, on recherche l’exhaustivité de l’analyse, lacombinaison des différents outils (probabiliste, déterministe(3) ), l’argumentation justifiant les situationsprises en compte et plus encore celles qui sont excluespar conception. L’étude de conception et de performancedes systèmes de sauvegarde s’appuie sur dessimulations numériques permettant d‘établir que leslimites de fonctionnement des barrières et des composantsne seront pas franchies.La démonstration de sûreté deviendra réellementconclusive lorsqu’il sera possible de justifier à la fois lescritères de découplage à respecter et la pertinence desmodèles aux différents niveaux. Sur le premier point,le point fort est justement que, lorsqu’on raisonne surle cœur de démarrage, on peut fixer précisément leslimites de fonctionnement de l’élément combustible(tenue/rupture de la gaine) et, en conséquence, les performancesattendues des systèmes de sauvegarde. Lesecond point concerne au premier chef le cœur maisaussi les circulateurs, les échangeurs de chaleur, l’inter -action avec les structures et avec l’enceinte…(2) isobare : qualifie une pression constante et uniformeau sein d’un fluide.(3) déterministe : définit notamment le type de calcul, les codesde calcul et les algorithmes employés dans la résolutionnumérique d’équations régissant par exemple, dans le domainedes grandeurs neutroniques, le transport des neutrons dansla matière, après en avoir “discrétisé”, c’est-à-dire transforméen quantités distinctes, les variables (espace, énergie et temps).La faisabilité étant acquise, les études d’avantprojetsommaire (APS) seront engagées afin depréparer la décision de construction (en 2012)en fournissant des éléments de coût du réacteurainsi que des éléments complémentaires de faisabilité(du premier cœur notamment).Parallèlement à la conception, des études technologiquespour acquérir une maîtrise de la technologiehélium et démontrer la viabilité des solutionsproposées seront nécessaires, en s'appuyant sur l’expérienceacquise avec les réacteurs thermiques. Certainsessais seront réalisés en air (dans l’installation Esthairpour la thermohydraulique du cœur). Des essais spécifiquesen hélium, soit à visée thermohydraulique(maquette d’assemblage à une échelle proche de 1) ouplus technologique (maquette du circulateur, de l’échangeurde chaleur assurant la fonction d’évacuation dela puissance résiduelle…), sont prévus dans une installationen cours de réalisation, la boucle Helite à Cadarache.L’indispensable collaborationinternationaleCondition indispensable à la réalisation duprojet, la collaboration internationale vise à partagerles efforts de recherche, accélérer les développementstechnologiques et optimiser l’utilisationdes ressources humaines et financières. Elle s'exercedans deux cadres principaux, le premier étant celui duForum international Génération IV (GIF), qui a pourbut de définir et partager la R&D nécessaire pour préparerles étapes de démonstration concrétisées par lesprototypes que construiront les différents pays. Lecontexte GIF devra être mis à profit autant que possible,ce qui n’exclut pas des accords particuliers (parexemple bilatéraux). Le second cadre, européen, inclutdes actions au niveau de la Commission et des PCRDet des actions bilatérales avec des États membres désireuxde s’engager plus vite sur certains points, ces collaborationsétant conçues pour exercer un rôle moteurvis-à-vis des PCRD. La filière RNR-G pourrait constituerun projet fédérateur pour le nucléaire du futur.Sur un plan plus général, les acteurs français ont d'ailleursproposé à leurs homologues européens d’organiserune évaluation comparée des trois systèmes RNR-G,RNR-Pb et ADS, pour un choix en 2012 d'une technologiede réacteur rapide alternative au RNR-Na pouvantdonner lieu à la réalisation d’un réacteur expérimentalen Europe. Le CEA et ses partenaires soutiennentpour leur part le RNR-G dans cette entreprise.La version rapide des réacteurs à caloporteur gaz constitueune évolution radicale par rapport aux réacteursthermiques utilisant le même caloporteur, en particuliersur le plan du combustible et des systèmes de sûreté.Un réacteur expérimental précurseur est indispensableafin de développer et de qualifier les technologies debase. Le REDT correspond à cet objectif dans le cadred’une démarche évolutive permettant, en s’appuyantsur les technologies existantes, d’évaluer différentestechnologies innovantes et d’accompagner leur développementet leur qualification jusqu’au niveau requispour leur mise en œuvre dans le prototype industriel.> Claude Renault* et Jean-Claude Garnier**Direction de l’énergie nucléaireCEA Centres de Saclay* et de Cadarache**Figure 3.Vue 3D montranten particulier la cuve(au centre de l'image)et le circuit primairedu REDT. En haut,les trois bouclesdu système d'évacuationde la puissancerésiduelle. En basà droite, l'échangeurintermédiaire et, endessous, son circulateur.CEACLEFS CEA - N° 55 - ÉTÉ 2007 117

MÉMOALes éléments d’un système nucléaireAreva NPUn système nucléaire est formé parun réacteur nucléaire et le cycle ducombustible associé. Il est optimisé globalementdans sa mise en œuvre industrielle,de la matière première au déchet.Dans un tel système dont il est le pivot,le réacteur est rendu apte à recycler lecombustible afin de valoriser les matièresfissiles (uranium, plutonium), voirefertiles (uranium, thorium) et à minimiser,par transmutation, la production dedéchets à vie longue en incinérant engrande partie ses propres déchets, enl’occurrence les actinides mineurs (AM).Certains systèmes peuvent aussi incluredes unités de traitement en ligne.Le réacteur proprement dit, quelle quesoit la filière à laquelle il appartient(Mémo B, Filières, générations et spec-Image virtuelle en 3D des composantset circuits d’un réacteur de type REP.tres neutroniques, p. 14) comprend lesmêmes éléments principaux (du moinsdans le domaine de la fission, les réacteursà fusion mettant en jeu des processusnucléaires totalement différents).Le cœur, région où sont entretenues lesréactions en chaîne, reçoit le combustiblequi contient les matières fissilesénergétiques (noyaux lourds) ainsi quedes matières fertiles qui, sous l’actiondes neutrons, se transformeront partiellementen matières fissiles. Le combustiblepeut prendre différentes formes(pastilles, boulets, particules) etles éléments combustibles peuvent êtrerassemblés en crayons, en aiguilles ouen plaques, eux-mêmes réunis enassemblages, ce qui est notamment lecas dans les réacteurs à eau.Le modérateur joue, lorsqu’il est nécessaire,un rôle essentiel. C’est un matériauformé de noyaux légers qui ralentissentles neutrons par diffusions élastiques.Il doit être peu capturant afin dene pas les “gaspiller” et suffisammentdense pour assurer un ralentissementefficace. Les réacteurs à spectre thermique(Mémo B) en ont besoin, contrairementaux réacteurs à spectre rapide(qui doivent en revanche compenser lafaible probabilité de fissions induites parles neutrons rapides par une forte augmentationdu nombre des dits neutrons,afin de ralentir les neutrons après la fissiondont ils sont issus). Ils sont ainsiamenés à la vitesse optimale pour assurerà leur tour de nouvelles fissions. Unexemple de modérateur est le graphite,utilisé dès la première “pile” atomique,en 1942 en association avec un fluidecaloporteur gazeux.Le fluide caloporteur évacue du cœurl’énergie thermique dégagée par les fissionset transporte les calories vers lessystèmes qui mettront cette énergie sousune forme utilisable, en général l’électricité.Le caloporteur est soit l’eau (1) dansles “réacteurs à eau” (celle-ci y joue égalementle rôle de modérateur), soit unmétal liquide (sodium ou plomb), soit ungaz (historiquement le gaz carbonique,puis l’hélium, dans les réacteurs à caloporteurgaz (RCG) ou encore des sels fondus.Dans ce dernier cas, combustible etcaloporteur forment un fluide unique, quioffre la possibilité de pouvoir retraiter encontinu les matières nucléaires puisqueles actinides y seraient dissous.Le choix d’une filière à des répercussionsmajeures sur le choix des matériaux(Mémo E, Les grandes familles dematériaux nucléaires, p. 76). Ainsi, lecœur des réacteurs à neutrons rapidesne doit pas comporter d’éléments modérateursdes neutrons (eau, graphite) etleur caloporteur doit être transparent àces mêmes neutrons.Des dispositifs de contrôle (d’une part desbarres de commande, barres de contrôleou barres de pilotage et d’arrêt constituéede matériaux absorbeurs de neutrons[bore, cadmium…], et d’autre partdes “poisons” neutroniques) permet-tent de réguler la population des neutronset, par là même, en influant sursa réactivité, de maintenir la puissancedu réacteur au niveau désiré, voire d’arrêterla réaction en chaîne. Les barres,ensemble de tiges solidaires mobiles(appelées grappes) sont introduites plusou moins profondément dans le cœur.Les poisons sont, pour leur part, ajustablesen concentration dans le circuitde refroidissement.Un circuit primaire fermé et étanche con -tient le cœur et véhicule (au moyen decirculateurs, pompes ou compresseurs)le caloporteur qui transfère sa chaleur àun circuit secondaire via un échangeurde chaleur qui peut être un générateurde vapeur (c’est le cas aussi bien dansun réacteur à eau sous pression que dansle circuit secondaire d’un réacteur à neutronsrapides comme Phénix). La cuve,récipient contenant le cœur d’un réacteurbaigné par son fluide caloporteur,constitue, lorsqu’elle existe, la partie centralede ce circuit primaire.Le circuit secondaire sort de “l’îlotnucléaire” pour faire fonctionner via uneturbine un turboalternateur ou alimenterun réseau de chaleur. Dans les réacteursà eau lourde (1) et dans certainsréacteurs à gaz, la chaleur est transmisedu gaz à l’eau dans des échangeursde chaleur classiques.Un circuit tertiaire évacue la chaleurinutilisée via un condenseur vers unesource froide (eau d’un fleuve ou de lamer) ou air dans une tour de refroidissementou encore un autre dispositifthermique (par exemple pour la productiond’hydrogène).D’autres éléments n’interviennent quedans une filière donnée, comme le pressuriseurdes réacteurs à eau sous pression(REP) où la pressurisation maintientl’eau à l’état liquide en l’empêchantde bouillir. L’ébullition est en revanchemise à profit dans les réacteurs à eaubouillante (REB), l’autre filière de réacteursà eau légère (REL), où l’eau ducircuit primaire entre en ébullition etentraîne directement la turbine.(1) L’eau lourde, dans laquelle le deutérium tient la place de l’hydrogène de l’eau ordinaire,a été la première forme de modérateur utilisée pour les concepts de réacteurs qui imposent de trèsfaibles absorptions des neutrons. L’eau légère s’est imposée pour les réacteurs opérationnelsde deuxième génération. Dans l’avenir, l’eau supercritique, dont les propriétés thermodynamiqueset de transport changent lors du passage du point critique (température de 374 °C pourune pression supérieure à 22 MPa (221 bars, soit environ 200 fois la pression atmosphérique)pourrait être mise en œuvre afin d’améliorer le rendement de Carnot du réacteur (Mémo C,Cycles thermodynamiques et conversion d’énergie, p. 23).

MÉMOBFilières, générations et spectres neutroniquesLes filières de réacteurs nucléaires correspondentaux nombreuses combinaisonsde trois éléments fondamentaux:un caloporteur, un modérateur (lorsquenécessaire) et un combustible, presque toujoursl’uranium, éventuellement mélangéà du plutonium (voir Mémo A, Les élémentsd’un système nucléaire, p. 10).De très nombreuses formules ont été expérimentéesdepuis les débuts de l’èrenucléaire industrielle dans les années 1950,et seulement un petit nombre d’entre ellesont été sélectionnées pour les différentesgénérations de réacteurs opérationnelsélectrogènes.On appelle ainsi filière une voie possible deréalisation de réacteurs nucléaires capablesde fonctionner dans des conditions desécurité et de rentabilité satisfaisantes,définie essentiellement par la nature ducombustible, l’énergie des neutrons impliquésdans la réaction en chaîne, la naturedu modérateur et celle du caloporteur.Elle mérite ce nom dans la mesure où elleest à l’origine d’une série de réacteursprésentant une continuité technologique.Se rattachent plus ou moins directementà telle ou telle filière les réacteurs derecherche et d’essais, rarement construitsen série.Ces filières sont classées en deux grandesfamilles, selon le spectre neutronique choisi:thermique ou rapide (une plage recouvranten partie les deux domaines est possibleLes quatre tranches REP de la centrale EDF d’Avoine, près de Chinon, appartiennent à la deuxièmegénération de réacteurs nucléaires.pour des réacteurs de recherche), suivantqu’on laisse les neutrons qui s’échappentdirectement lors de la fission conserverleur vitesse de quelque 20000 km à laseconde ou qu’on les ralentit afin de les mettreen équilibre thermique (les thermaliser)avec la matière dans laquelle ils diffusent.Le spectre neutronique, distribution en énergiede la population des neutrons présentsdans le cœur d’un réacteur, est ainsi le spectrethermique dans la quasi-totalité desréacteurs en service dans le monde, notammenten France, dans les 58 REP (réacteursà eau sous pression) du parc EDF. Dans cesréacteurs fonctionnant à l’uranium enrichiet éventuellement au plutonium, la chaleurest transférée du cœur à des échangeursde chaleur par de l’eau maintenue sous unepression élevée dans le circuit primaire.Avec les REB (réacteurs à eau bouillante)dans lesquels l’ébullition de l’eau se faitdirectement dans le cœur, les REP constituentla grande famille des réacteurs àeau légère (REL) dans lesquels l’eau ordinairejoue à la fois le rôle de caloporteuret de modérateur.La mise en œuvre du spectre rapide est,actuellement, limitée à un petit nombre deréacteurs à vocation essentiellement expérimentale,comme Phénix en France, Monjuet Joyo au Japon ou BOR-60 en Russie. Dansces RNR(réacteurs à neutrons rapides)sansM. Brigaud/ EDF Médiathèque

MÉMO suiteBmodérateur, la majorité des fissionssont produitespar des neutrons présentant des énergiesdu même ordre de grandeur que cellequ’ils possèdent lors de leur production parfission. Quelques réacteurs de ce type ont étéréalisés avec une vocation de productionindustrielle (Superphénix en France, BN 600en Russie) ou étudiés dans cette optique (principalementEFR au niveau européen dans lesannées 80-90, BN 800 en Russie, CEFR enChine et PFBR en Inde).Les réacteurs électrogènes sont regroupésen quatre générations. La première générationcomprend les réacteurs, développésdans les années 50/70, qui ont permis ledécollage de la production électronucléairedans les différents pays développés, en particulierde la filière UNGG (Uranium NaturelGraphite Gaz) modérés au graphite et refroidisau gaz carbonique en France, de la filièreMagnox au Royaume-Uni et, aux États-Unis,le premier réacteur terrestre (1) à eau souspression (PWR, Pressurized Water Reactor)construit à Shippingport.Bien que comparable par certains côtés àdes réacteurs de première génération, lafilière soviétique RBMK (celle des réacteursde Tchernobyl) est classée dans la secondegénération du fait en particulier de sa périodede mise en service. Les RBMK, modérésau graphite et refroidis à l’eau ordinairebouillante dans des tubes de force, ont étédéfinitivement disqualifiés par l’accident deTchernobyl en 1986.(1) Aux États-Unis comme en France, les premiersréacteurs à eau sous pression ont été des réacteursdestinés à la propulsion navale (sous-marins).La deuxième génération est celle des réacteurs,actuellement en service, entrés enfonctionnement entre les années 70 à 90.Exclusivement à vocation électrogène, la plupart(87 % du parc mondial) sont des réacteursà eau, à l’exception notable des AGR(Advanced Gas Reactor) britanniques. Leurcombustible standard est formé de pastillesfrittées d’oxyde d’uranium enrichi aux environsde 4 % en uranium 235, empilées dansdes tubes étanches (crayons) qui, réunis enfaisceaux, forment des assemblages. LesPWR (REP en français) dominent le marché,représentant 3 réacteurs nuclé aires sur 5dans le monde. En font partie les différents“paliers” de réacteurs REP réalisés en Francepour EDF par Framatome (aujourd’hui ArevaNP). Les réacteurs russes de la série VVER1000 sont comparables aux REP occidentaux.Bien que moins nombreux que les REP,les BWR (Boiling Water Reactor) ou REB(réacteurs à eau bouillante) se trouventnotamment aux États-Unis, au Japon ou enAllemagne. Enfin les réacteurs à uraniumnaturel de type Candu, de conception canadienne,et leurs équivalents indiens se maintiennentactivement. Ce sont également desréacteurs à eau sous pression, mais utilisantl’eau lourde (D 2 O) comme modérateur et caloporteurd’où le nom PHWR (PressurisedHeavy Water Reactor) donné à cette filière.La troisième génération correspond à desinstallations qui commencent à être misesen chantier en vue d’une mise en service àpartir de 2010 environ. Elle comprend en particulierl’EPR franco-allemand conçu parAreva NP (Framatome et Siemens à l’origine),qui propose également un réacteur à eaubouillante, le SWR 1000 et qui s’est récemmentrapproché du Japonais Mitsubishi HeavyIndustries. Elle comporte aussi les AP1000et AP600 de Westinghouse, société dontToshiba a pris le contrôle, l’ESBWR et l’ABWRII de General Electric, qui s’associe à Hitachi,les ACR canadiens et l’AES 92 russe, ainsique des projets de petits réacteurs intégrés.Les projets de réacteurs à haute températuremodulaires du type GT-MHR (projetinternational) ou PBMR (du Sud-AfricainEskom) appartiennent à la troisième maispeuvent préfigurer des réacteurs de quatrièmegénération.La quatrième génération en cours d’étude,attendue vers 2040 sur un plan industriel,pourrait théoriquement faire appel à l’un oul’autre des six concepts retenus par le Foruminternational Génération IV (voir l’encadré deLes enjeux d’une production durable d’énergie,p.6). En dehors de l’utilisation électrogène, lesréacteurs de cette génération pourraient êtreaptes à la cogénérationd’électricité et de chaleur,voire présenter pour certains d’entre euxune vocation exclusivement calogène, en vued’obtenir, soit une chaleur “basse température”(vers 200 °C) pour le chauffage urbain,soit une chaleur “moyenne température” (entre500 et 800 °C) pour des applications industriellesdont le dessalement d’eau de mer n’estqu’une possibilité parmi d’au tres, soit encoreune chaleur “haute – voire très haute – température”(entre 1000 et 1200 °C), pour desapplications spécifiques comme la productiond’hydrogène, la gazéification de la biomasseou le craquage d’hydrocarbures.

MÉMOCCycles thermodynamiqueset conversion d’énergiePour convertir à grande échelle de lachaleur en électricité, il faut mettreen œuvre un cycle thermodynamique. Lerendement η de la conversion est toujoursinférieur au rendement de Carnot:T fη =1- ----où T c est la température de la sourcechaude et T f la température de la sourcefroide.D’une manière générale, on distingue enmatière de conversion d’énergie le cycledirect, dans lequel le fluide issu de lasource chaude actionne directement ledispositif utilisateur (turbo-alternateurpar exemple) et, par opposition, le cycleindirect où le circuit caloporteur est distinctde celui qui effectue la conversionproprement dite de l’énergie. Le cycleindirect combiné peut ajouter à ceschéma une turbine à gaz et, par l’intermédiaired’un générateur de vapeur,une turbine à vapeur.Tout système construit autour d’un réacteurnucléaire est une machine thermiquemettant eu œuvre ces principes de lathermodynamique. Comme les centralesthermiques classiques brûlant des combustiblesfossiles (charbon, fioul), les centralesnucléaires utilisent la chaleur provenantd’une “chaudière”, en l’occurrencedélivrée par les éléments combustiblesoù se déroulent les fissions. Cette chaleurest transformée en énergie électrique1entréed’airT ccompresseurcombustibleFigure.Cycle de Brayton utilisé pour une turbine à gaz à cycle ouvert.en faisant subir à un fluide (de l’eau dansla plupart des réacteurs actuellement enservice) un cycle thermodynamique indirect,dit de Rankine (ou de Hirn-Rankine),qui consiste en une vaporisation de l’eauà pression constante au niveau de lasource chaude, une détente de la vapeurdans une turbine, une condensation de lavapeur sortant à basse pression de la turbine,et une compression de l’eau condenséeafin de ramener cette eau à la pressioninitiale. Dans ce schéma, le circuitd’eau qui circule dans le cœur (circuit primaire,voir Mémo A : Les éléments d’unsystème nucléaire) est distinct de celui quieffectue la conversion proprement ditede l’énergie. Avec une température maximalede vapeur de quelque 280 °C et unepression de 7 MPa, le rendement énergétiquenet (ratio de la puissance électriqueproduite sur la puissance thermiquedégagée par le cœur du réacteur)est de l’ordre d’un tiers pour un réacteurà eau sous pression de 2 e génération.Celui-ci peut passer à 36-38 % pour unREP de 3 e génération comme l’EPR, enaugmentant la température, car l’équationde Carnot montre bien l’intérêt deproduire de la chaleur à haute températurepour obtenir un rendement élevé.De fait, augmenter la température ensortie de cœur d’une centaine de degréspermet un gain en rendement de plusieurspoints.turbine2 3 4chambre decombustiongaz brûléspuissancemécaniqueLes propriétés thermodynamiques d’ungaz caloporteur comme l’hélium permettentd’aller plus loin, et de viser unetempérature d’au moins 850 °C en sortiede cœur. Pour en profiter pleinement,il est théoriquement préférable d’utiliserun cycle direct de conversion d’énergie,le cycle de Joule-Brayton, où le fluide sortantdu réacteur (ou de tout autre “chaudière”)est envoyé directement dans laturbine qui entraîne l’alternateur, commec’est le cas dans les centrales électrogènesau gaz naturel et à cycle combiné ouencore dans un réacteur d’avion. Avec cecycle, il est même possible de porter lerendement de production d’électricité de51,5 % à 56 % en faisant passer T1 de850 °C à 1 000 °C.En effet, depuis un demi-siècle, l’utilisationdu gaz naturel comme combustiblea conduit au développement spectaculairedes turbines à gaz (TAG) qui peuventfonctionner à des très hautes températures,supérieures au millier de °C. C’estce type de conversion d’énergie qui constitue,pour les réacteurs nucléaires dufutur, une alternative séduisante aux turbinesà vapeur.Les cycles thermodynamiques des TAGsont très largement utilisés, qu’il s’agissedes systèmes de propulsion ou des grandescentrales électrogènes à combustiblefossile. Ces cycles, nommés cycles deBrayton (figure), consistent simplementà aspirer et comprimer de l’air pour l’injecterdans une chambre de combustion(1→2), brûler le mélange air-combustibledans la chambre de combustion (2→3),détendre les gaz brûlés dans une turbine(3→4). À la sortie de la turbine, les gazbrûlés sont relâchés dans l’atmosphère(c’est la source froide), ce cycle est doncqualifié d’ouvert. Si la source chaude estun réacteur nucléaire, il devient très difficilede fonctionner en cycle ouvert avecde l’air (ne serait-ce que parce qu’il fautrespecter le principe des trois barrièresde confinement entre le combustiblenucléaire et l’environnement). Pour fermerle cycle, il suffit d’ajouter un échangeuren sortie de turbine, pour refroidirle gaz (via un échangeur vers la sourcefroide) avant de le ré-injecter dans le compresseur.La nature du gaz n’est alorsplus imposée par la combustion.

MÉMODQu’est-ce que la modélisationmulti-physique et multi-échelle ?La modélisation multi-physique etmulti-échelle est une approche deR&D relativement récente née de lanécessité de prendre en compte, dansla modélisation d’un système dont oncherche à prédire le comportement, tousles phénomènes, dans la pratique couplésentre eux, agissant sur (ou présentsdans) ce système. C’est la forme la pluscomplète de modélisation d’un enchaînementde phénomènes divers et d’ordresde grandeur très différents puisqu’ilen intègre toute la connaissance,théorique comme empirique, et ce à différenteséchelles, dans des briques élémentairesqu’il s’agit d’assembler.Sur le plan physique, elle prend encompte les couplages entre phénomènesélémentaires de nature différente.Dans le domaine de la physique desréacteurs, on couple par exemple lamécanique des structures, la neutroniqueet la thermohydraulique.Ce type de modélisation vise aussi à donnerune description des phénomènes àdifférentes échelles. Dans le domainede la physique des matériaux, il s’agirapar exemple de déduire les propriétésmacroscopiques d’un matériau polycristallinà partir de sa description àl’échelle la plus microscopique (l’atome),via des niveaux de description emboîtés(la dynamique moléculaire, la dynamiquedes dislocations). Tout le problèmeest de lier ces différents niveauxde description en utilisant la bonneinformation pour passer d’une échelleà l’autre sans discontinuité, de manipulerde façon modulaire ces lois decomportement valables à diverseséchelles (figure).C’est donc un calcul numérique composite,selon l’échelle spatiale considérée,qui fait “tourner” le modèle d’ensemble.D’autant plus composite queles chercheurs sont amenés à “enchaîner”des modèles déterministes et desmodèles probabilistes, soit parce qu’ilsn’ont pas la connaissance exhaustivedes mécanismes élémentaires en jeu,soit parce que la résolution numériquedes équations déterministes du systèmeserait difficile ou trop lourde. D’où lerecours à des méthodes comme cellede Monte Carlo, en particulier.Enfin, le multi-échelle raccorde, par destechniques de superposition, des modèlesnumériques à des échelles différentes.Cela permet, pour conserverl’exemple des matériaux, d’effectuer des“zooms” sur des zones particulièrementsensibles aux contraintes comme desFigure.L’amélioration de la fiabilité et de la rentabilité du combustible nucléaire nécessite unemodélisation fine dudit combustible (ici du MOX). Les caractéristiques microstructurales(porosité, taille et répartition des amas, taille de grain…) ont un impact direct surle comportement du crayon combustible sous irradiation, et donc sur la maniabilitédu réacteur ainsi que sur la durée de vie de ce crayon.fissures, des soudures ou des supports.La modélisation multi-physique etmulti-échelle pose donc de façon aiguële problème de la compatibilité et de lacohérence des codes de calcul qui constituentles briques élémentaires de ladescription. Mais les résultats sont à lahauteur de la difficulté: dans le domainedes matériaux métalliques, notamment,il est maintenant possible de mener unedémarche de prévision des propriétésmacroscopiques en partant des “premiersprincipes” de la physique atomiqueet de la dynamique moléculaire(voir note (1) p. 79) (méthode ab initio)en passant par la description physiquedes microstructures. Dans lenucléaire, l’étude des matériaux soumisà l’irradiation illustre bien cetteapproche, puisqu’il est enfin devenupossible de lancer un pont entre laconnaissance des défauts à l’échellemacroscopique et la modélisation desphénomènes de création des défautsponctuels à l’échelle atomique.Si la physique constitue évidemment lepremier niveau de ce type de modélisation,les deux autres sont mathématiqueet numérique, dans la mesure où ils’agit de raccorder entre eux des résultatsde mesures ou de calculs valablesà des échelles différentes, puis de mettreen œuvre les algorithmes élaborés.La modélisation multi-physique et multiéchellen’est donc rendue possible quepar la conjonction de deux progrès parallèles: celui de la connaissance des phénomènesélémentaires et celui de lapuissance de calcul informatique.Le CEA est l’un des rares organismes dansle monde à pouvoir développer une tellemodélisation multi-physique et multiéchelledans ses différents secteurs derecherche et de développement en concentrantun vaste ensemble d’outils de modélisation,d’expérimentation et de calcul luipermettant à la fois de démontrer la validitédes théories, la pertinence des technologieset de faire progresser les étudesde composants, tant dans le domainenucléaire (où s’effectuent d’ailleurs descouplages entre codes partiels CEA etEDF) que, par exemple, dans celui desnouvelles technologies de l’énergie.

MÉMOELes grandes familles de matériaux nucléaires(1) Les céramiques seront employées seules ouincorporées à des composites pouvant être dutype CerCer (céramique dans une matriceégalement céramique) ou CerMet (matériaucéramique intégré dans une matricemétallique). S’agissant d’un combustiblenucléaire, c’est un mélange intime de produitsmétalliques et de composés réfractaires, leséléments fissiles étant contenus dans une seulephase ou dans les deux.Les conditions spécifiques imputablesaux rayonnements régnant dans lesréacteurs nucléaires imposent d’avoirrecours à des matériaux présentant des propriétésparticulières qui peuvent être classésen deux grandes catégories: les matériauxde gainage et de structure d’une part,et les matériaux combustiblesd’autre part.Pour les uns comme pour les autres, les sixconcepts de systèmes de quatrième générationretenus par le Forum internationalGEN IV exigent le plus souvent de privilégierdes formules innovantes (tableau p.71).Les propriétés de résistance à la température,à la pression, à la fatigue, à la chaleur,à la corrosion, souvent sous contrainte, quedoivent présenter d’une manière généraleles matériaux impliqués dans tout processindustriel doivent, dans le domaine nucléaire,être pour l’essentiel maintenues malgré leseffets de l’irradiation, imputables en particulierau flux de neutrons. L’irradiation accélèreou amplifie en effet des phénomènescomme le fluage (fluage d’irradiation) ouen crée d’autres comme le gonflement oula croissance, qui désigne une déformationanisotrope obtenue sous flux de neutronsen l’absence de toute autre sollicitation.Les matériaux de structure sont notammentsoumis au phénomène d’activationpar bombardement par les neutrons ou d’autresparticules (photons, électrons).Ceux qui entrent dans la structure des combustibles(les assemblages, les gaines ouautres plaques) sont en outre soumis à d’autrescontraintes. Enfin, le combustible luimêmeest un matériau prenant par exemple,dans les réacteurs à eau légère actuels,la forme de céramiques d’uranium et/oude plutonium frittées sous forme de pastilles.L’irradiation neutronique peut provoquerune modification importante des propriétésdes matériaux. Dans les métaux etleurs alliages, mais aussi dans d’autresmatériaux solides comme les céramiques(1) , ces changements sont liés à l’évolutiondes défauts ponctuels que cetteirradiation produit et aux atomes étrangersproduits par les réactions nucléaireset qui se substituent à l’un des atomes duréseau cristallin. La nature et le nombrede ces défauts dépendent à la fois du fluxde neutrons et de leur énergie, mais ceuxqui provoquent des évolutions structuralesnotables sont, dans les réacteurs àneutrons thermiques comme dans lesréacteurs à neutrons rapides, les neutronsrapides.Un cristal présente toujours des défauts, etl’irradiation peut en créer de nouveaux. Lesdéfauts ponctuels sont de deux types: leslacunes (un atome est chassé de son emplacementdans le cristal), et les interstitiels(un atome excédentaire se place en surnombreentre les plans du réseau cristallin).Les dislocations, qui délimitent une régionoù l’empilement du cristal est perturbé parun glissement localisé affectant un plan atomique,constituent pour leur part des sourceset des puits pour les défauts ponctuels.Les lacunes peuvent se grouper sous formed’amas lacunaires, de boucles ou de cavités,les interstitiels sous celle d’amas d’intersticielsou de boucles de dislocation. Parailleurs, les atomes de cuivre, de manganèseet de nickel d’un alliage d’acier de cuve,par exemple, tendent à se rassembler enamas (clusters) en durcissant l’acier. Enfin,les joints de grain sont des défauts qui délimitentdeux cristaux d’orientation différenteet des facteurs de fragilisation potentiels.De nombreuses propriétés du métal y sontmodifiées.Les dommages causés à ces matériaux s’exprimenten dpa (déplacements par atome),ndpa signifiant que tous les atomes du matériauont été déplacés nfois en moyenne pendantl’irradiation.Les structures cristallinesLes matériaux métalliques ont une structurecristalline: ils sont constitués de larépétition périodique dans l’espace d’unecellule élémentaire appelée maille et constituéed’atomes dont le nombre et la positionsont précisément déterminés. La répétitionde ces structures leur confère despropriétés particulières. Trois de ces structuresdéfinissant la position des atomes sontimportantes:• la structure cubique centrée (celle à l’ambiantedu fer, du chrome, du vanadium). Lesmatériaux présentent généralement unetransition en température de comportementductile/fragile.• la structure cubique à faces centrées(nickel, aluminium, cuivre, fer haute température).• la structure hexagonale (celle du zirconiumou du titane).En fonction de la température et de la composition,le métal s’organisera en cristauxélémentaires, les grains, avec différentesmicrostructures, les phases. Leur arrangementa une influence importante sur lespropriétés des métaux, en particulier desaciers. La ferrite du fer pur, à la structurecubique centrée, devient une austénite, structurecubique à faces centrées au-delà de910 °C. La martensite est une structureparticulière obtenue par une trempe qui ladurcit suivie d’un revenu qui la rend moinsfragile. La bainite est une structure intermédiaireentre la ferrite et la martensiteégalement obtenue par trempe puis revenu.Parmi les métaux, les aciers inoxydables àforte teneur en chrome (plus de 13 %), dontla résistance à la corrosion et à l’oxydationest imputable à la formation d’une pelliculed’oxyde de chrome à leur surface, se taillentla part du lion. Si l’on considère que le critèred’inoxydabilité est la teneur en chromequi doit être supérieure à 13 %, il existe troiscatégories principales : les ferritiques, lesausténitiques et les austéno-ferritiques.Les familles d’aciersLes aciers ferritiques à structure cristallinecubique centrée (F17 par exemple) ontune faible concentration de carbone (0,08 à0,20 %) et une concentration élevée dechrome. Ne contenant en général pas denickel, ce sont des alliages fer/chrome oufer/chrome/molybdène dont la teneur enchrome varie de 10,5 à 28 %: ils ne manifestentpas un durcissement appréciablelors de la trempe et ne se durcissent quepar écrouissage. Leur coefficient de dilatationest faible, ils sont très résistants à l’oxydationet adaptés aux températures élevées.Dans le nucléaire, l’acier bainitique 16MND5à bas taux de carbone et faiblement allié(1,5 % de manganèse, 1 % de nickel et 0,5 %de molybdène) occupe une place centralepuisqu’il constitue le matériau de cuve desREP français, choisi pour ses qualités à unetempérature de 290 °C et soumis à unefluence de 3·10 19 n·cm -2 pour des neutronsd’énergie supérieure au MeV.Les aciers martensitiques, qui présententune structure cristallinecubique centrée,sontdes aciers ferritiques avec moins de 13 %de chrome (9 à 12 % en général) et un maxi-

Les six concepts sélectionnés par le Forum GEN IVDes six concepts de réacteurs sélectionnés par le Forum international Génération IV en fonction de leurcapacité à répondre aux critères évoqués, trois, et à terme quatre, mettent en œuvre les neutrons rapides,les trois autres (à terme deux) les neutrons thermiques. Deux des six systèmes utilisent d’autre partle gaz comme caloporteur (ce sont donc des RCG, réacteurs à caloporteur gaz). Ces six concepts sont:Le GFRLe GFR (Gas Fast Reactor, en français RNR-G) est un réacteur àhaute température (RHT) refroidi au gaz, généralement à l’hélium,à neutrons rapides, permettant le recyclage homogène ou hétérogènedes actinides tout en conservant un gain de régénérationsupérieur à 1. Le concept de référence est un réacteur refroidi àl’hélium en cycle direct ou indirect avec un rendement élevé (48 %).L’évacuation de la puissance résiduelle en cas de dépressurisationest possible en convection naturelle quelques heures aprèsl’accident. Le maintien d’une circulation forcée est nécessaire dansla première phase de l’accident. La puissance volumique dans lecœur est déterminée de façon à limiter la température du combustibleà 1600 °C en transitoire. Le combustible, innovant, estconçu pour retenir les produits de fission (pour une températureinférieure à la limite de 1600 °C) et éviter leur relâchement wensituations accidentelles. Le recyclage du combustible usé est envisagésur le site même du réacteur par un procédé soit pyrochimique,soit hydrométallurgique. Le GFR est un concept très performanten termes d’utilisation des ressources naturelles et deminimisation des déchets à vie longue. Il se situe dans la lignetechnologique gaz, en complément des concepts à spectre thermiqueGT-MHR (1) , PBMR (2) et VHTR.(1) GT-MHR : Gas-Turbine Modular High Temperature Reactor.(2) PBMR : Pebble Bed Modular Reactor.Le SFRLe SFR (Sodium Fast reactor, en français RNR-Na) est un réacteurrefroidi au sodium liquide, à neutrons rapides associé à un cyclefermé permettant le recyclage de l’ensemble des actinides et larégénération du plutonium. Du fait de la régénération de la matièrefissile, ce type de réacteur peut fonctionner très longtemps sansintervention sur le cœur. Deux options principales sont envisagées:l’une qui, associée à un retraitement de combustible métallique,conduit à un réacteur de puissance unitaire intermédiairede 150-500 MWe, l’autre, caractérisée par un retraitement Purexde combustible mixte d’oxydes (MOX), correspond à un réacteurde puissance unitaire élevée, entre 500 et 1500 MWe. Le SFR présentede très bonnes propriétés d’utilisation des ressources naturelleset de gestion des actinides. Il a été évalué comme ayant debonnes caractéristiques de sûreté. Plusieurs prototypes de SFRexistent dans le monde, dont Joyo et Monju au Japon, BN600 enRussie et Phénix en France. Les principaux enjeux de rechercheconcernent le recyclage intégral des actinides (les combustiblescomportant des actinides sont radioactifs, donc délicats à fabriquer),l’inspection en service (le sodium n’est pas transparent), lasûreté (des approches de sûreté passive sont à l’étude) et la réductiondu coût d’investissement. Le remplacement de l’eau par duCO 2 supercritique comme fluide de travail dans le système deconversion est également à l’étude.wpompeLe LFRle LFR (Lead Fast Reactor, en français RNR-Pb) est un réacteurrefroidi au plomb (ou alliage au plomb plomb-bismuth), à neutronsrapides associé à un cycle fermé du combustible permettantune utilisation optimale de l’uranium. Plusieurs systèmesde référence ont été sélectionnés. Les puissances unitaires vontde 50-100 MWe, pour les concepts dits battery jusqu’à 1200 MWe,incluant les concepts modulaires de 300-400 MWe. Ces conceptsont une gestion du combustible à longue durée (10 à 30 ans). Lescombustibles peuvent être soit métalliques, soit de type nitrureet permettent le recyclage de l’ensemble des actinides.wréacteurplenum froidplenum chaudhéliumpuits dechaleurbarresde contrôlebarresde contrôlesodiumprimaire(chaud)tête d’échangeurquatreéchangeursde chaleurà tube en Umoduleréacteurà cartouchecombustibleamoviblemodule derefroidissementcœurcaloporteurplomb liquideéchangeurde chaleurréacteurgénérateurturbineintercoolergénérateurde vapeurpompepompepompe sodiumsecondairesodiumprimaire(froid)puits dechaleurintercoolercompresseurpuissanceélectriquerécupérateurde chaleurcompresseurturbinecompresseurpuits dechaleurprécoolerturbine générateurpuissanceélectriquecondenseurpuits de chaleurgénérateurpuissanceélectriquerécupérateurde chaleurpuits dechaleur

arresde contrôleréacteurcaloporteurhéliumcœur duréacteurréflecteurgraphitesoufflantebarresde contrôlecœurréacteurpompepuits dechaleuréchangeurde chaleureau supercritiquepompeunité de productiond’hydrogèneturbinecondenseurgénérateurpuits de chaleureauoxygènehydrogèneLe VHTRle VHTR (Very High Temperature Reactor, en français RTHT)est un réacteur à très haute température à neutrons thermiquesrefroidi au gaz hélium et initialement prévu pourfonctionner avec un cycle de combustible ouvert. Sespoints forts sont l’économie et surtout la sûreté. Son aptitudeau développement durable est similaire à celle d’unréacteur de troisième génération, en raison de l’utilisationd’un cycle ouvert. Il est dédié à la production d’hydrogène,même s’il doit aussi permettre la production d’électricité(seule ou en cogénération). La particularité du VHTR estson fonctionnement à très haute température (>1 000 °C)pour fournir la chaleur nécessaire à des procédés dedécomposition de l’eau par cycle thermochimique(iode/soufre) ou électrolyse à haute température. Le systèmede référence a une puissance unitaire de 600 MWthet utilise l’hélium comme caloporteur. Le cœur est constituéde blocs prismatiques ou de boulets.wpuissanceélectriqueLe SCWRle SCWR (Supercritical Water Reactor, en français RESC)est un réacteur refroidi à l’eau supercritique à neutronsthermiques dans une 1 re étape (cycle du combustibleouvert) et à neutrons rapides dans sa configuration aboutie(cycle fermé pour un recyclage de l’ensemble desactinides). Deux cycles de combustible correspondent àces deux versions. Les deux options ont un point de fonctionnementen eau supercritique identique : pression de25 MPa et température de sortie du cœur de 550 °C permettantun rendement thermodynamique de 44 %. Lapuissance unitaire du système de référence est de1700 MWe. Le SCWR a été évalué comme ayant un potentielélevé de compétitivité économique.wselpurifiéréacteurbarresde contrôlepompeunité de retraitement selcombustiblebouchon froidréservoirs de secourssel derefroidissementpompeéchangeur de chaleurgénérateurturbineintercoolerpuissanceélectriquerécupérateurde chaleurcompresseurLe MSRLe MSR (Molten Salt Reactor, en français RSF) est un réacteurà sels fondus (cœur liquide et cycle fermé par traitementcontinu par pyrochimie), à neutrons thermiques etplus précisément épithermiques. Son originalité est lamise en œuvre d’une solution de sels fondus servant à lafois de combustible (liquide) et de caloporteur. La régénérationde la matière fissile est possible avec un cycleuranium-thorium optionnel. Le MSR intègre dans saconception un recyclage en ligne du combustible et offreainsi l’opportunité de regrouper sur le même site un réacteurproducteur d’électricité et son usine de retraitement.Le sel retenu pour le concept de référence (puissance unitairede 1 000 MWe) est un fluorure de sodium, de zirconiumet d’actinides. La modération de spectre est obtenuedans le cœur par la présence de blocs de graphitetraversés par le sel combustible. Le MSR comprend uncircuit intermédiaire en sels fluorures et un circuit tertiaireà eau ou hélium pour la production d’électricité.wpuits dechaleur