Le REDT, un précurseur des RNR-G - CEA

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(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).
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