Une journée technique

Comment innover dans l’énergie nucléaire en France ?

Le thème pour la journée technique organisée par la Société Française d’Energie Nucléaire vendredi 1 décembre était la « place et évolution de l’énergie nucléaire dans le futur« . Quels sont les alternatifs aux grands Réacteurs à Eau Pressurisée comme l’EPR (ou EPR-NM) ?

La journée comprenait des présentations sur les trois technologies suivantes :

VCT

EDF a dévoilé des informations techniques sur leur petit réacteur modulaire (Small Modular Reactor – SMR). Avec une architecture intégrée et compacte, chaque réacteur aurait une puissance de 170 mégawatts électriques, logé dans une enceinte métallique de hauteur 15m et immergée dans un bassin d’eau pour assurer une sécurité passive. D’autres avantages seraient apportés par un bâtiment réacteur semi-enterré couvert par un tumulus de terre, contenant 4 réacteurs et permettant de mutualiser des ressources comme le bassin d’eau ou la salle de commande.

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Cette technologie fait désormais l’objet d’un avant-projet sommaire chez EDF, en partenariat avec le CEA, Naval groupe et Technicatome, qui doit déboucher dans 3 ou 4 ans sur une décision d’engager … ou non … son développement.

Mais le problème des petits réacteurs modulaires, c’est qu’ils sont petits.

Certes, la maîtrise française de la conception et l’exploitation des réacteurs à eau pressurisée permettra de développer cette technologie dans les années 2020, pour une commercialisation vers 2030. Certes, un petit réacteur modulaire sera moins cher que ses gros cousins qui constituent actuellement le parc français. Mais comme il sera environ 10 fois moins puissant qu’un EPR, pas sûr que les leviers économiques des petits réacteurs compensent la perte de valeur de cet effet d’échelle ! En tout cas, les experts économiques de l’I-tésé (Institut de Technico-Economie des Systèmes Energétiques) au CEA suivent l’affaire avec intérêt.

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Ensuite il y a ASTRID, le projet pour un démonstrateur de Réacteur à Neutrons Rapides au sodium (RNR-Na) développé par le CEA. Cette filière a l’avantage de présenter beaucoup de valeur : utilisation du stock français d’Uranium appauvri, fermeture du cycle de combustible, surgénération … avec les RNR sodium, l’énergie nucléaire serait assurée pendant des millénaires !

ASTRID

Dans l’avant-projet en cours, mené par un consortium d’entreprises françaises et internationales avec environ 600 personnes, il y a des discussions avec l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), mais pas encore d’engagement formel avec l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN). Cet avant-projet doit déboucher en 2019 sur une décision par les tutelles du CEA d’engager … ou non … le développement d’ASTRID.

Mais le problème des RNR sodium, c’est qu’ils sont chers.

Certes, la valeur offerte par cette filière est séduisante. Certes, la France maîtrise la technologie, ayant construit les réacteurs Rapsodie, Phénix et Superphénix, et elle a un grand retour d’expérience. Mais utiliser un caloporteur sodium avec un combustible solide, même si le danger de la pression est éliminé, présente un danger de réactivité chimique. Les inconvénients de ce concept sont identifiés et il est possible d’y remédier, mais les études économiques de l’I-tésé et d’autres sont claires : le principal enjeu de cette technologie est son coût.

Enjeux ASTRID

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Enfin, le concept de réacteur à sels fondus MSFR développé par le CNRS, qui se décline désormais en deux versions – un grand réacteur d’un Gigawatt, et un petit réacteur modulaire d’une puissance entre 100 et 300 Mégawatts. Les avantages de sûreté intrinsèques d’un combustible liquide avec des sels fondus chimiquement stables sont démontrés par les études de la petite équipe du CNRS, et apportent à la fois de la valeur et la possibilité d’une rupture dans le coût de l’énergie nucléaire.

MSFR

Il est déjà appréciable que la SFEN ait accepté d’inclure une présentation sur cette technologie dans leur journée technique. Le sujet est désormais incontournable dans toute discussion de la place et évolution de l’énergie nucléaire dans le futur, avec un intérêt international grandissant et le foisonnement d’entreprises start-up.

Pour les réacteurs à sels fondus, le temps est-il vraiment un problème ?

Quand le CEA parle des réacteurs à sels fondus, on pourrait conclure que les développements ne sont pas pour demain :

  • C’est un concept très innovant
  • Aucune construction d’un réacteur même prototype n’est actuellement lancée
  • Demanderait un processus de certification qui ne serait pas simple
  • Un certain nombre de difficultés techniques à résoudre en particulier dans le domaine de la chimie
  • Par contre c’est intéressant comme concept

Mais le CEA n’est pas un spécialiste dans ce domaine, ayant abandonné leur travail sur la technologie en 1983 en faveur des RNR sodium. Malheureusement, les économistes de l’I-tésé n’ont jamais chiffré un réacteur à sels fondus.

Les spécialistes dans d’autres pays disent que la technologie peut être déployée dans les années 2020, avec des architectures simplifiées par rapport au concept MSFR français. Le 7 novembre, l’Académie des Sciences de Chine et la province du Gansu ont signé un accord de coopération nucléaire pour un projet de réacteur à sels fondus à base de thorium, et visent un premier prototype de 2 Mégawatts en 2020.

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En France, la communauté politique se pose actuellement de sérieuses questions sur le nucléaire. Est-ce une énergie de transition ou une énergie du futur ?

Si les réacteurs à sels fondus peuvent répondre aux attentes des clients de l’énergie nucléaire en termes de valeur, de coût et de temps, il serait temps d’y consacrer beaucoup plus de ressources.

 

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MSFR – suivi de charge et sûreté

Le réacteur nucléaire rapide à sels fondus, ou MSFR (pour Molten Salt Fast Reactor) est étudié par le CNRS au Laboratoire de Physique Subatomique & Cosmologie (LPSC) à Grenoble.

Le combustible liquide de ce réacteur apporte une simplicité de conception et une sécurité intrinsèque, avec une grande flexibilité d’opération qui serait très complémentaire avec les énergies renouvelables, pour les problèmes de suivi de charge.

Suivi de charge

Noël 2015 – Renouvelables : une production intermittente allant du simple au triple. Cliquez sur l’image pour visiter le site du Réseau de Transport d’Électricité, avec des données en temps réel.

Dans le domaine de la production d’électricité, on appelle suivi de charge la pratique qui consiste à faire varier la puissance de fonctionnement d’une centrale de façon à l’adapter aux variations de la demande. Plus on produit de l’électricité avec des sources renouvelables non dispatchables comme le solaire et l’éolien, plus les autres sources dispatchables doivent s’adapter rapidement pour suivre la charge globale des consommateurs.

Pour les centrales nucléaires actuelles, un changement de puissance trop rapide peut endommager les crayons de combustible solide. En fonction du type de réacteur le changement de régime est limité à 1% – 5% de la puissance maximale par minute.

Un réacteur à sels fondus n’a pas les mêmes limitations – son combustible est un liquide. Pour illustrer la capacité de suivi de charge du réacteur MSFR, l’équipe CNRS à Grenoble a realisé des calculs de couplage neutronique et thermohydraulique sur des segments d’1/16ème du cœur, chacun avec leur unité de pompe / échangeur.

Calcul neutronique et thermohydraulique

En effet, la performance neutronique du réacteur est impactée par les changements thermo-hydrauliques, et sa performance thermo-hydraulique est impactée par les changements neutroniques. Les calculs et simulations font partie de la soutenance de thèse d’Axel LAUREAU, présentée le 16 octobre 2015.

Une variation de puissance de 33% en une minute a été simulée. On demande au réacteur de passer d’une puissance de 2GW à 3GW en 60 secondes – ce sont les lignes rouges dans l’image ci-dessous.

Suivi de charge

Dans chaque illustration colorée en bas de l’image, on observe deux fois 1/16ème du cœur : à gauche la distribution de puissance produite dans le combustible liquide, et à droite la distribution de température.

Grâce à la propriété de contre-réaction forte du combustible liquide, le réacteur se comporte très bien et en toute sécurité lors de cette transition. Une réduction de puissance rapide de 3GW à 2GW en 60 secondes est également illustrée, par les lignes bleues.

Cette méthode de calcul permet d’aller plus loin et de simuler des scénarios accidentels, pour évaluer la sûreté du réacteur. Dans les vidéos suivantes un incident de sur-refroidissement et un incident d’insertion de réactivité sont illustrés. ATTENTION ! Les échelles de temps sont logarithmiques !

Dans cette simulation le réacteur est initialement dans un état stable avec une faible puissance de 0,1GW (100MW). L’incident simulé est un sur-refroidissement par le circuit intermédiaire, où la température du sel dans ce circuit est instantanément modifiée pour représenter une puissance extraite de 3GW – un événement peu probable considéré comme un cas enveloppe.

La marge à la criticité prompte est de -125pcm (=0.125%), elle représente la contribution des neutrons retardés à la réaction en chaine, et correspond à la réserve de réactivité insérable avant que les neutrons prompts ne pilotent seuls et abruptement la réaction en chaine. Pour éviter cette situation de sur-criticité prompte, on doit rester en-dessous de la ligne de 0 pcm.

Le sel combustible dans l’échangeur est refroidi. Il est transporté par la pompe et vers 0,5 secondes ce sel refroidi commence à rentrer dans le cœur du réacteur, ce qui augmente la réactivité. Vers 1,0 secondes, la puissance commence à monter, ce qui fait monter la température du sel. La dilatation du liquide contribue à réduire la réactivité, et cette contre-réaction est bien supérieure à l’effet du sur-refroidissement : après 1,5 secondes la réactivité atteint un pic avant de redescendre vers son état initial de -125 pcm. Après 3 secondes, la puissance commence à se stabiliser sur la puissance extraite de 3GW.

Conclusion : très bonne capacité du réacteur à compenser un incident de sur-refroidissement de 0,1 à 3GW.

Dans cette simulation le réacteur est initialement dans un état stable de production d’énergie, à sa puissance nominale de 3GW. L’incident simulé est une insertion de réactivité de 1000 pcm (1 pcm = 1 pour cent mille soit 1% ici) en 1 seconde – un événement peu probable considéré comme un cas enveloppe.

La marge à la criticité prompte est de -125pcm (=0.125%), elle représente la contribution des neutrons retardés à la réaction en chaine, et correspond à la réserve de réactivité insérable avant que les neutrons prompts ne pilotent seuls et abruptement la réaction en chaine. Pour éviter cette situation de sur-criticité prompte, on doit rester en-dessous de la ligne de 0 pcm.

Quand on commence à insérer de la réactivité, la puissance et donc la température commencent à monter. Mais comme le combustible est un liquide il se dilate, ce qui contribue à réduire la réactivité. Cette contre-réaction permet de compenser parfaitement l’insertion de réactivité. Après 0,1 secondes la réactivité atteint un pic avant de redescendre vers son état initial de -125 pcm.

Conclusion : très bonne capacité du réacteur à compenser une insertion rapide de réactivité.

 

Le CNRS lance un projet sur l’exploitation du thorium

Qui veut étudier le thorium ?

Le CNRS, AREVA et le CEA lancent un appel à projets autour de trois axes :

1 : Géologie de l’Uranium et du Thorium (Source – Transport – Dépôt – Préservation)

2 : Traitement des minerais d’uranium et de thorium

3 : Acteurs et marchés des matériaux fissiles

Ceux qui s’y intéressent ont jusqu’au 6 juillet 2012 à minuit pour déposer leur candidature !