La peur du gendarme

Comme l’a dit Cédric Villani, « on est dans le cœur du métier ».

Une question fondamentale.

Pour l’avenir de l’énergie nucléaire, faut-il privilégier des solutions avec la meilleure sûreté intrinsèque ? Ou celles avec le meilleur retour d’expérience ?

Le 24 mai à l’Assemblée nationale lors d’une audition publique de l’Office Parlementaire d’Évaluation des Choix Scientifiques et Technologiques (OPECST), Elsa Merle, enseignante chercheur au CNRS, a été auditionnée sur la technologie des réacteurs à sels fondus et le projet MSFR.

Les parlementaires de l’OPECST ont été informés de l’excellent niveau de sûreté intrinsèque des réacteurs à sels fondus, ainsi que leur flexibilité en suivi de charge et leur capacité à incinérer les déchets à vie longue.

Cet événement est couvert par un article (avec vidéos) de la nouvelle association Progrès Nucléaire.

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Donc le présent article ne reviendra pas sur la présentation d’Elsa Merle. Il sera question ici de l’intervention dans cette même audition du président de l’Autorité de Sûreté Nucléaire, monsieur Pierre-Franck Chevet :

Dans son dernier point, monsieur Chevet a parlé des arbitrages entre innovation et sûreté. Voici la transcription de son intervention :

« Dernier point, et c’était évoqué dans une des tables rondes : sur les arbitrages entre innovation et sûreté. Je prends un exemple sur la génération 4. Je souscris au choix qui a été fait en tout cas par la France parmi l’ensemble des réacteurs proposés dans la génération 4 de plutôt aller explorer les « fast breeder », les réacteurs à neutrons rapides. Pour un raison tout à fait simple : même si d’autres réacteurs ont des caractéristiques intrinsèques de sûreté peut-être meilleurs (potentiellement en tout cas), nous pensons que de manière pratique, le savoir-faire acquis sur les réacteurs à neutrons rapides en France sera plutôt un gage de sûreté à la fin. Encore une fois il y a une très grande différence entre un design théorique qui peut apparaître extraordinairement séduisant pour plusieurs raisons, y compris en termes de sûreté, et de manière pratique les problèmes de réalisation. Par exemple sur un certain nombre des réacteurs de génération IV, certains travaillent à très haute température. La question de la qualification des matériaux à très haute température est une vraie question scientifique, mais c’est à terme une vraie question de sûreté de savoir si tout ça résiste bien, et dans la durée, aux sollicitations extrêmes qu’on envisage. »

Dans la conception d’un système, face à un danger dans son exploitation, la stratégie la plus efficace est l’élimination de ce danger dans la conception du système – la case bleue dans le schéma ci-après :

Hierarchie de contrôle des dangers

Depuis plus de 30 ans, la réponse aux accidents et incidents survenus avec les réacteurs à eau pressurisée (REP) a été surtout d’ajouter des mesures d’ingénierie et des mesures administratives, et même des équipements de protection individuels (EPI) : les cases jaune, orange et rouge. L’inertie autour des REP nous a empêché de travailler sur des concepts plus efficaces qui éliminent les dangers de cette technologie.

Le REX est roi ?

Il est par définition impossible pour un concept de réacteur à combustible solide de profiter des avantages de sûreté qui sont intrinsèques aux combustibles liquides.

Alors qu’il est par définition possible pour un concept de réacteur à combustible liquide d’obtenir un niveau de retour d’expérience (REX) comparable aux réacteurs qui ont été exploités dans un contexte industriel.

Obtenir ce retour d’expérience est une question de temps et d’argent, et donc d’engagement politique. La Chine s’est organisée pour obtenir ce retour d’expérience. Elle annonce que leur premier réacteur à sels fondus prototype va démarrer en décembre 2020 :

Construction Schedule SAMOFAR meeting

Aux Etats-Unis, la loi a été changée pour obliger la Commission de réglementation nucléaire (NRC) à se restructurer afin d’être prête à affecter des licences d’exploitation à des entreprises proposant des réacteurs avancés.

Au Canada, 10 entreprises de nucléaire avancé ont déjà entamé le processus d’examens de la conception de fournisseurs préalables à l’autorisation, de la Commission canadienne de sûreté nucléaire.

Et en France ? Toujours rien…

On peut comprendre que notre gendarme nucléaire ait peur, mais espérons que dans les réflexions autour de cette question fondamentale de REX vs sûreté intrinsèque on commencera bientôt à voir un début de la sagesse.

 

Crédit photo : La Tribune / Reuters

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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.

 

Réacteur nucléaire rapide à sels fondus

Les réacteurs nucléaires rapides à sels fondus se distinguent des autres réacteurs à neutrons rapides par l’état liquide de leur combustible. Cette particularité leur confère des caractéristiques de sûreté élevées et une grande souplesse d’emploi.

Le sel fondu, un mélange de sels fluorés dans lequel sont dissoutes les matières nucléaires fertiles et fissiles, est à la fois le combustible nucléaire et le caloporteur de l’ensemble. Il parcourt en quelques secondes un circuit étanche comportant une cuve sans modérateur, où le combustible est à l’état critique et s’échauffe, un échangeur thermique où le combustible cède sa chaleur à un fluide caloporteur et une pompe qui assure la circulation du sel.

Réacteur Nucléaire Rapide à Sels Fondus

Dans ce type de réacteur nucléaire, la composition du combustible est uniforme et sans modérateur autre que les composantes du sel fondu. On parle alors de réacteur homogène. En 1958 le réacteur expérimental à eau HRE-2 a fonctionné à Oak Ridge, aux Etats-Unis. Avec une puissance de 5MWth, il a permis de montrer qu’un réacteur homogène était auto stable et ne nécessitait pas de barres de contrôle ni de réserve de réactivité comme pour les réacteurs à combustible solide. Le handicap de ces premier réacteurs était l’emploi de l’eau comme solvant des matières fissiles ce qui impliquait une pressurisation, comme pour les réacteurs actuels. Par la suite, toujours au Laboratoire National d’Oak Ridge (ORNL), un réacteur expérimental à neutrons thermiques de 8 MWth (MSRE) a fonctionné pendant 4 ans (1966/69) sans incident. Il utilisait un sel fondu formé d’un mélange de fluorures pouvant être utilisé à haute température sans pressurisation.

MSRE cellule chaude

Le réacteur expérimental MSRE (1966-1969) : une expérience réussie

 

L’utilisation d’un spectre neutronique thermique, prévu dans le projet MSBR, aurait eu pour handicap la nécessité d’un traitement chimique intensif du sel qui ne compensait pas l’avantage d’un inventaire réduit en uranium fissile. Récemment, une analyse large, avec les moyens modernes de simulation numérique, a abouti au concept optimisé de réacteur nucléaire rapide à sels fondus. Au prix d’un inventaire plus important, il présente de meilleures propriétés de sûreté, ne demande qu’un retraitement très limité des sels et permet l’utilisation des différents noyaux fissiles disponibles.

Comme les autres réacteurs à neutrons rapides, il peut donc utiliser le plutonium issu des réacteurs actuels comme matière fissile. Cependant, il est pénalisant d’utiliser le cycle U-Pu dans un réacteur à sel fondu et il vaut mieux employer du thorium comme matière fertile. L’avantage potentiel de l’emploi d’un combustible liquide est de n’avoir aucune difficulté à utiliser des matières fissiles variées, comme les actinides mineurs ou des mélanges de composition variable au cours du temps. En outre ce type de réacteur a des coefficients de contre réaction thermique et de vide très négatifs, ce qui lui procure un avantage décisif de sûreté.

En 2008, ce réacteur a été sélectionné par le forum international Generation IV (GIF), sous l’acronyme anglais de MSFR pour « Molten Salt Fast Reactor ». Il est donc un des six concepts satisfaisant aux 4 critères de la 4ème génération de réacteurs nucléaires. Ces 4 critères, définis en 2002, sont :

  • Sûreté et fiabilité
  • Durabilité (économie de ressources)
  • Résistance à la prolifération et protection physique.
  • Compétitivité

Si le critère de compétitivité ne peut être testé qu’après avoir construit un premier réacteur de taille industrielle, les autres peuvent être analysés a priori sur la base des principes de fonctionnement.

La sûreté est le point fort de ce concept en comparaison aux réacteurs à combustible solide, pour trois raisons principales.

  1. L’absence de réserve de réactivité du fait de la possibilité d’ajuster en continu la composition du combustible liquide sans arrêter le réacteur. Il n’y a donc pas besoin des dispositifs de contrôle qui ajustent la réactivité du cœur du réacteur entre deux rechargements.
  2. L’auto stabilité du réacteur, lorsque la demande thermique change, grâce à un fort coefficient de dilatation du sel liquide comparé à celui des combustibles solides.
  3. Le coefficient de contre réaction de vide est négatif. Ceci signifie que la vidange du cœur arrête rapidement les fissions induites. C’est d’ailleurs le moyen sûr d’arrêter le réacteur aussi bien en situation de routine que d’urgence. Comme le combustible est liquide la vidange du cœur peut se faire passivement par simple gravité après ouverture de vannes faisant communiquer le circuit du combustible avec des réservoirs à géométrie sous critique situés sous le réacteur. Dans la mesure où ces réservoirs sous critiques sont refroidis passivement pour évacuer l’importante chaleur résiduelle du combustible, le système peut être abandonné pour de longues durées sans danger de relâchement de radioactivité.

La durabilité est assurée pour deux raisons.

  1. Le MSFR utilise un cycle fermé et il est capable de consommer tous les éléments fissiles, c’est-à-dire d’incinérer aussi bien ses propres transuraniens que ceux produits dans les réacteurs à eau actuellement en service.
  2. Bien que l’emploi du thorium comme élément fertile a pour inconvénient de ne pas utiliser le stock actuel d’Uranium appauvri, le thorium est plus abondant dans la nature que l’uranium et rien que pour la France, le stock actuel de 8 500 t de thorium permettrait avec des MSFR de fournir toute l’électricité consommée en France pendant plus d’un siècle.

La résistance à la prolifération du cycle Th – 233U est reconnue du fait d’une production d’232U au même temps que celle de l’233U. Cet 232U a une décroissance radioactive conduisant à l’émission de rayons gamma très énergétiques (1,6 et 2,6 MeV lors des transitions 212Bi/212Po/208Pb). De tels rayonnements rendent la diversion d’uranium aisément traçable et sa manipulation directe rapidement létale. La contrepartie de cette difficulté de détournement est la nécessité absolue de télémanipulation des matières contenant l’uranium 233 et explique la difficulté qui existe d’utiliser cet uranium sous forme solide.

Schéma conceptuel MSFR

Schéma conceptuel d’un MSFR : seule les fonctions sont représentées, les détails techniques n’étant pas définis, et les proportions relatives ne sont que spéculatives.

Un facteur non explicité dans la feuille de route Generation IV, mais de grande importance sociale, est la minimisation des déchets. En fait les seuls déchets qui peuvent être minimisés sont les actinides transuraniens (Np, Pu, Am, Cm, etc..). Tous les réacteurs à neutrons rapides ont une capacité plus ou moins grande à brûler ces éléments pourvu qu’on les exploite en cycle fermé c’est-à-dire avec un recyclage indéfini. Or ce recyclage indéfini est facilité avec un combustible liquide et très complexe avec un combustible solide à cause de l’émission thermique et radioactive des actinides transuraniens. Comme le MSFR est un concept très tolérant aux transuraniens, leur incinération est possible, y compris en cas d’abandon de la fission comme source énergétique. Le fait de pouvoir alors éliminer les charges ultimes des réacteurs permet de réduire significativement (facteur 10 environ) la quantité d’actinides, hors thorium, existant en fin de vie de la filière.

Un traitement du sel combustible est nécessaire pour contrôler sa teneur en éléments fertiles et fissiles et pour limiter les concentrations en produits de fission, afin de maintenir l’efficacité énergétique globale et la propreté du sel. Il est effectué de manière quasi continue sur le site par l’extraction et réinjection journalières de petits volumes de sels, et ne nécessite donc qu’une faible fraction de l’inventaire hors du réacteur. Ce traitement est actuellement prévu par des méthodes pyrochimiques en conservant la nature fluorée du combustible et en conditionnant les produits de fission sous forme métallique ou oxydes.

Simultanément, un nettoyage du sel est effectué de manière continue par bullage de gaz dans le cœur. Une majorité des Xe, Kr, He et Tritium est extraite du sel et décroît dans un stockage adapté, puis ces gaz sont recyclés. Ce bullage permet aussi d’extraire les particules de métaux insolubles dans le sel (Nb, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag et Sn essentiellement).

La régénération en 233U dépend beaucoup des paramètres choisis pour le retraitement en ligne du sel et reste proche de l’unité. Il est toujours possible, dans le cas où une production importante d’233U est souhaitée, de mettre en place une couverture fertile avec un sel ne comprenant au départ que des fluorures de lithium et de thorium et d’où l’233U produit pendant le fonctionnement est périodiquement retiré.

Le MSFR est un système très prometteur dans la poursuite de l’utilisation de l’énergie de fission :

  • Production d’énergie à haute température
  • Opération à pression atmosphérique
  • Bonnes conditions intrinsèques de sécurité
  • Potentiel d’incinération des déchets des autres filières de fission nucléaire

Son étude demande encore un certain nombre de validations concernant :

  • L’hydraulique des sels
  • La thermique et les échangeurs de chaleur
  • La chimie et la corrosion des matériaux

Le temps est venu de préparer des démonstrations sur tous ces sujets.