Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-NA)

Les réacteurs de première génération ont été des réacteurs prototypes (Lire : Les réacteurs de recherche) permettant de mettre au point les réacteurs électrogènes actuellement en fonctionnement qui sont des réacteurs dits de seconde génération (Lire : Les réacteurs nucléaires). Ce sont essentiellement des réacteurs refroidis par de l’eau : bouillants ou pressurisés. Le retour d’expérience et l’évolution des exigences de sûreté[1] ont conduit à la mise au point de réacteurs évolutionnaires qui sont les réacteurs à eau de troisième génération dont l’EPR est un bon exemple.

 

1.   Pourquoi des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-NA) ?

Les réacteurs de quatrième génération sont des réacteurs reprenant à leur compte les objectifs de sûreté de la troisième génération en y ajoutant des objectifs de progrès dans d’autres domaines et en premier lieu dans l’utilisation des ressources grâce à un spectre de neutrons rapides. En effet, un réacteur à neutrons rapides (RNR), lorsqu’il est exploité dans un schéma de traitement/recyclage des combustibles usés, peut utiliser sans limitation tout le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère (REP) ou par eux-mêmes. Ensuite, le RNR peut valoriser la totalité de l’uranium extrait du sol, il multiplie potentiellement par un facteur entre 50 et 100 l’énergie que l’on peut extraire d’une masse donnée d’uranium naturel permettant d’assurer la durabilité du nucléaire sur des millénaires. Par ailleurs, un RNR pourrait permettre de transformer les actinides mineurs tels que l’américium contenus dans les déchets radioactifs ultimes, déchets de haute activité à vie longue, en éléments à vie plus courte. Cette transformation, appelée transmutation, permettrait de réduire l’émission de chaleur et la radiotoxicité intrinsèque à long terme des déchets ultimes (hors produits d’activation).

 

Le cadre international de la coopération en matière de systèmes nucléaires de 4^e génération est le Gen IV International Forum (GIF), dont l’objectif est la conduite des travaux de R&D nécessaires à la mise au point de systèmes nucléaires, réacteurs et cycle du combustible, répondant aux critères de durabilité de l’énergie nucléaire. Le GIF est une association intergouvernementale lancée en 2000 à l’initiative des États-Unis. Il regroupe à ce jour quatorze membres engagés par la signature d’une charte dans laquelle ils reconnaissent l’importance du développement de systèmes futurs pour la production d’énergie nucléaire, en s’accordant pour répondre aux critères suivants :

• durabilité du nucléaire ;
• progrès en compétitivité et en sûreté ;
• économie des ressources en uranium ;
• minimisation de la production de déchets radioactifs ;
• plus grande résistance à la prolifération nucléaire ;
• application de l’énergie nucléaire à d’autres usages que la seule production électrique.

Le Forum a sélectionné six concepts, à neutrons rapides ou à neutrons thermiques (figure 1), et a défini un programme de R&D afin d’apporter les innovations nécessaires pour leur déploiement. On notera que parmi ces six concepts, quatre réacteurs sont des réacteurs rapides cherchant à répondre aux objectifs de durabilité du nucléaire.

 

La France étudie les RNR-NA depuis 1958 quand un avant-projet sommaire de réacteur expérimental surgénérateur baptisé Rapsodie fut établi. Ce réacteur fonctionnera de 1967 à 1983, puis suivront la conception, la construction et la mise en service des réacteurs Phénix et Superphénix (ce dernier fut arrêté en 1997). Le projet ASTRID s’est déroulé de 2010 à 2019. Le GIF confirmait par exemple en avril 2014 « qu’à ce jour, parmi les différents systèmes nucléaires envisagés par le Génération IV International Forum, seul le système RNR-Na présente une maturité suffisante pour que la réalisation d’un prototype industriel de réacteur de quatrième génération soit envisageable dans la première moitié du 21^e siècle». Ainsi, il n’existe aucun équivalent en termes d’avancées de développement sur les autres filières prioritaires, qui sont encore toute au stade de la preuve de concept (retour d’expérience à acquérir sur un réacteur expérimental de petite puissance), alors qu’il existe déjà plus de 400 années de fonctionnement de réacteur cumulées sur les RNR-Na au niveau mondial. Ceci explique pourquoi la France continue de développer ce système tout en suivant de près les développements réalisés au sein du GIF sur la filière des réacteurs à haute température, et en étudiant les réacteurs à sels fondus (Lire : Les réacteurs à sels fondus).

 

2. Une stratégie de la filière nucléaire française réaffirmée sur la fermeture du cycle

Le recyclage des combustibles usés reste un élément majeur de la filière nucléaire française : il permet de réduire l’extraction d’uranium naturel, de réduire très significativement l’inventaire de combustible usé entreposé et de confiner les déchets hautement radioactifs dans une matrice de verre stable (Lire : Le cycle du combustible nucléaire).

Il s’appuie aujourd’hui sur l’utilisation opérationnelle de combustible MOX, qui permet un mono-recyclage du plutonium en réacteur REP. Par ailleurs, le recyclage de l’Uranium de Retraitement (URT) à partir de 2023 permettra de recycler l’ensemble des matières valorisable issues du traitement des combustibles usés. A moyen terme, le multi-recyclage en REP est envisagé. L’objectif reste, à plus long terme, le multi recyclage du plutonium dans un parc de réacteurs à neutrons rapides ; il s’agit donc de valoriser mieux l’uranium naturel déjà extrait et de multi-recycler le plutonium tout en réduisant la génération de déchets hautement radioactifs à vie longue.

La filière considère que la fermeture du cycle, définie comme le recyclage complet des combustibles usés ne nécessitant aucun nouvel apport d’uranium naturel pour produire de l’électricité, est une cible de soutenabilité sur le long terme de l’industrie nucléaire qui doit être maintenue. Pour autant, il n’est pas nécessaire de mettre en œuvre un parc de RNR avant la dernière partie du 21^e siècle, dans la mesure où les ressources en uranium naturel sont abondantes et disponibles à bas prix, aujourd’hui et jusqu’à cet horizon (Lire : Uranium, un marché paradoxal). Cependant, la stratégie de recyclage pourrait être renforcée en explorant des solutions de multi-recyclage en réacteurs REP. L’objectif est de stabiliser l’inventaire de plutonium dans le cycle tout en progressant techniquement sur des sujets communs au multi-recyclage en REP et en RNR. En conséquence, la programmation des activités de R&D sur la fermeture du cycle s’inscrit sur trois horizons temporels :

• court terme : il s’agit prioritairement de préparer le moxage d’une partie du parc de 1300 MW ;
• moyen terme : les solutions de recyclage du plutonium en REP, via des combustibles de type MOX de seconde génération, présentent selon les études de scénarios récentes un intérêt pour stabiliser les quantités de plutonium présentes dans le cycle ;
• long terme : fermeture complète du cycle avec le déploiement d’un parc de RNR. Le RNR-Na apparaît aujourd’hui comme la solution la plus robuste pour un tel déploiement.

 

3. Les principes de conception d’un RNR-NA

Un réacteur nucléaire comporte un cœur, siège des réactions nucléaires, un dispositif d’évacuation de la chaleur produite dans ce cœur, et un système de conversion d’énergie, destiné à transformer la chaleur produite en électricité. La conception de cet ensemble est complexe, car tous les choix rétroagissent sur ces trois éléments (figure 2).

 

3.1. Le choix du sodium comme caloporteur

Pourquoi choisir le sodium comme fluide caloporteur d’un réacteur à neutrons rapides ? D’autres options sont possibles : plomb, sels fondus, hélium, entre autres.

Observons les critères de choix du caloporteur, ainsi que les enjeux et problèmes scientifiques ou techniques associés. Le premier enjeu dans le choix du caloporteur d’un réacteur nucléaire est celui de l’évacuation efficace de la chaleur produite dans le cœur du réacteur. À ce titre, le fluide choisi doit posséder une forte capacité calorifique et une bonne conductivité thermique. Il ne doit pas être trop visqueux, afin de ne pas nécessiter une puissance de pompage trop importante.

Enfin, ses transitions de phase doivent être maîtrisées : s’il s’agit d’un liquide, il faut savoir éviter à la fois sa solidification, qui provoquerait une obstruction, et sa vaporisation, qui entraînerait une modification importante de ses propriétés de transport de chaleur.

D’autres contraintes, d’ordre neutronique, doivent être prises en considération : le caloporteur primaire circulant dans le cœur du réacteur se trouve en présence du flux de neutrons. Le caloporteur ne doit pas absorber ces neutrons, ce qui restreint de façon drastique la composition chimique et isotopique du caloporteur ; dans le cas d’un réacteur à neutrons rapides, il ne doit pas non plus les ralentir, ce qui exclut les éléments légers.

Enfin, le cahier des charges de ce caloporteur doit considérer :

• son évolution sous irradiation : décomposition et activation notamment ;
• la sécurité, la maîtrise du risque de toxicité (anoxie, dans le cas d’un gaz) et du risque incendie, en cas de fuite; il s’agit aussi de s’assurer de la maîtrise des accidents ;
• la maintenance et l’adéquation avec les moyens d’inspection en service du réacteur

Au vu de ce cahier des charges très contraignant, on comprend que le choix du caloporteur puisse être si structurant dans la conception d’un réacteur nucléaire et que les options possibles soient peu nombreuses. Dans la pratique, les caloporteurs crédibles pour les réacteurs à neutrons rapides sont le sodium et ses eutectiques (Na-K), le plomb et son eutectique (Pb-Bi), le gaz (hélium ou CO₂), les sels fondus (fluorures, chlorures).

Force est de reconnaître qu’il n’y a pas de caloporteur idéal dans cette liste et que les choix sont encore ouverts, puisque toutes ces options sont toujours à l’étude dans les concepts de réacteurs rapides retenus par le GIF.

Également, ce sodium a été à l’origine d’incidents sur le fonctionnement de RNR-NA, tant en France qu’à l’international : réactions sodium eau, fuites et feux de sodium, problèmes liés aux aérosols à base de sodium. Tous ces évènements, largement partagés au niveau international, ont conduit à des améliorations et des parades qui font aujourd’hui consensus et permettent, pour les futurs réacteurs, à la fois de minimiser le risque d’occurrence de tels incidents et de maîtriser leurs conséquences s’ils survenaient néanmoins.

3.2. Le cœur d’un RNR-Na

Un cœur rapide aura, par définition, une population de neutrons rapides, c’est-à-dire avec des niveaux d’énergie supérieurs à ceux d’un réacteur à eau où les neutrons sont ralentis par l’eau. On dit dans ce cas qu’ils sont « thermalisés ».

Du fait des faibles valeurs de sections efficaces, il va falloir à la fois maximiser la concentration en noyaux fissiles et augmenter, autant que faire se peut, le niveau de flux par rapport à un REP.

La maximisation de concentration en noyaux fissiles va s’effectuer au niveau du choix du combustible. Par exemple, dans le cas de choix d’un MOX, on aura environ 20 % de plutonium dans le combustible.

Quant au flux neutronique, dans ce type de réacteur, il sera de l’ordre de 3 à 5.10¹⁵ neutrons.cm^-2.s^-1 soit un ordre de grandeur au-dessus de celui d’un REP. La nécessité de maintenir l’inventaire fissile du cœur dans des limites raisonnables oblige à rechercher une densité de puissance extrêmement importante dans un cœur RNR sodium, de l’ordre de 300 MW/m³, soit trois à quatre fois supérieure à celle d’un réacteur à eau. C’est là que l’utilisation du sodium prend tout son intérêt. Ses grandes qualités de caloporteur lui permettent d’évacuer cette puissance en s’échauffant de 150 °C en moins d’une seconde, dans son passage dans le cœur, et ce, avec un débit raisonnable, sans pressurisation et avec, des marges, par rapport au début de l’ébullition, beaucoup plus fortes que dans un REP. La plage de température retenue est généralement de l’ordre de 400 °C/550 °C.

On notera également que ce flux neutronique important, avec des énergies supérieures, a des conséquences aussi bien positives que négatives. Les conséquences positives sont des disponibilités de flux, soit pour créer du plutonium dans des couvertures autour du cœur (mode surgénérateur) soit pour transmuter des actinides mineurs (mode transmutation).

Les conséquences négatives se trouvent au niveau des matériaux. Ces flux vont générer des dommages par déplacement atomique (dpa) beaucoup plus élevés qu’en REP, ce qui oblige à protéger la cuve et les structures internes. Cela conduit aussi à chercher des matériaux pouvant supporter ces dommages, tant pour les gaines de combustible que pour les tubes hexagonaux, contenant ces gaines.

Dans la conception d’un tel cœur, on s’attache en premier lieu à maximiser la fraction de noyaux fissiles dans la géométrie de l’assemblage. Pour cela il est possible de jouer, dans le cas du choix du MOX, sur la teneur en plutonium. Des combustibles type, carbures, nitrures ou métalliques sont aussi utilisables, on mentionnera que le combustible métallique a été utilisé pour les RNR-Na américains, le combustible nitrure a été utilisé en Russie et des essais sur le combustible carbure ont été menés en Inde.

Afin d’obtenir une densité de matière fissile aussi grande que possible, les concepteurs de RNR-NA ont choisi une géométrie d’assemblage combustible, constituée d’un tube hexagonal dans lequel est inséré un faisceau d’aiguilles, avec un arrangement en réseau triangulaire. Chaque aiguille renferme les empilements de pastilles d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium, (U,Pu)O₂. Un fil hélicoïdal sépare les aiguilles, ce qui permet d’éviter les points chauds par contact, d’augmenter la turbulence des écoulements et, par conséquent, d’améliorer les coefficients d’échange thermique. Le débit dans chaque assemblage est déterminé par la perte de charge de son « déprimogène », simple ouverture en partie basse d’assemblage. Les assemblages fissiles sont regroupés en plusieurs familles appelées « zones de débit » ce qui permet d’homogénéiser la nappe d’échauffement du cœur.

Avec cette géométrie, la fraction de combustible dans le cœur peut ainsi atteindre plus de 40 %, alors qu’elle est de l’ordre de 30 %, dans le cas d’un REP.

On mentionnera que le pilotage d’un RNR-Na, reposant sur la maîtrise des neutrons « retardés » ainsi que sur la perte de réactivité au cours du temps nécessite de concevoir également des assemblages dédiés à la maîtrise de la réactivité : ce sont les assemblages dits barres de commande, les assemblages d’arrêt complémentaire en cas d’incident. En complément, on trouve aussi dans le cœur des assemblages fertiles si l’on veut améliorer le taux de surgénération global, ainsi que des assemblages de protection neutronique latérale pour diminuer le flux de neutrons qui atteindra la cuve du réacteur, les structures en acier ainsi que pour réduire l’activation du sodium secondaire passant par les échangeurs de chaleur intermédiaires, ce qui facilitera les conditions d’exploitation du réacteur par le personnel intervenant.

3.3. Un circuit secondaire en sodium

Dans l’architecture principale d’un RNR-NA (figure 3), l’organisation de la circulation du sodium caloporteur du circuit primaire repose sur un concept « intégré » (à gauche de la figure) ou à boucles (à droite de la figure).

 

Au bilan, le concept de RNR-Na de type intégré semble le plus prometteur dans l’état actuel de nos connaissances et de notre référentiel européen en matière de conception et de sûreté.

De nombreuses dispositions de technologies relatives à la conception des composants du circuit primaire mériteraient d’être développées :

• l’organisation dans la cuve principale du collecteur chaud qui reçoit le sodium en sortie du cœur et du collecteur froid qui récupère le sodium froid à la sortie de l’échangeur intermédiaire ;
• la conception du sommier et du platelage, qui permettent l’alimentation en sodium des assemblages du cœur et son supportage mécanique ;
• les principes de conception et de supportage de la cuve principal et de la cuve de sécurité ;
• la conception de la dalle du réacteur réalisant la fermeture supérieure du circuit primaire ;
• la technologie des gros composants immergés en sodium dans le cas d’un système intégré : pompe primaire, échangeur intermédiaire de chaleur entre les circuits primaire et secondaire, systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle du cœur devant opérer en cas de dysfonctionnement du réacteur ;
• la manutention de la totalité des assemblages du cœur, qui sont des éléments remplaçables ;
• l’hypothétique gestion des accidents graves (mitigation) nécessitant un récupérateur de corium.

L’évolution de la conception de ces réacteurs de quatrième génération se poursuit, en particulier pour répondre aux nouveaux critères de sûreté. Certaines options semblent maintenant faire l’objet d’un consensus : réacteur intégré, circuit secondaire en sodium, cuve principale pendue et refroidie, circuit secondaire permettant une simplification des lignes sodium.

Mais d’autres options restent ouvertes ; cuve de sécurité posée ou pendue, choix du type de dalle, mode de séparation collecteur chaud et collecteur froid, définition du puits de cuve, en particulier pour prendre en compte la mitigation d’accidents graves, entre autres. Une option très structurante, encore à l’étude, est la possibilité de remplacement de l’eau par un gaz non réactif avec le sodium.

 

4.   Le projet de réacteur ASTRID

Quel est le bilan du déroulement du programme Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID) de son lancement en 2010 à la décision d’arrêt du projet en 2019 ?

En 2010, l’objectif visé était la conception d’un démonstrateur technologique, avec ses installations de recherche associées, destiné à démontrer à une échelle suffisante les avancées technologiques obtenues en qualifiant au cours de son fonctionnement les options innovantes, notamment dans les domaines de la sûreté et de l’opérabilité, en vue de soutenir la conception et le déploiement des réacteurs commerciaux de 4^e génération au cours du 21^e siècle.

La première phase préparatoire (2010) fut consacrée à structurer l’avant-projet, à la fois au sein du CEA et avec les entreprises partenaires ; cette phase s’est terminée en mars 2011. Elle est suivie de la première phase d’avant-projet ou AVP1, au cours de laquelle de nombreuses options sont restées ouvertes et où l’innovation et la rupture technologique ont été privilégiées, en maintenant le risque projet à un niveau raisonnable. Cette phase fut mise à profit pour initier un dialogue avec l’Autorité de sûreté sur les objectifs et les orientations de sûreté ; cette phase s’est terminée fin 2012. Lui a succédé une seconde phase d’avant-projet ou AVP2, à l’issue de laquelle on a pu disposer d’un avant-projet sommaire complet et cohérent.

Fin 2015, conformément au calendrier prévu et dans les budgets alloués, le Commissariat à l’Energie Atomique (CEA) a rendu compte à ses tutelles de la fin de cette phase d’avant-projet sommaire. Le CEA a alors été autorisé par celles-ci à réaliser les études d’un avant-projet détaillé sur la période 2016-2019. Les études de conception et la R&D ont toujours été menées dans un cadre collaboratif avec des industriels et des instituts de R&D internationaux, en particulier avec les industriels japonais dans le cadre d’un accord avec leurs ministères de l’industrie et de la recherche (METI) à partir de 2014. A la fin de 2017, afin de réduire le coût global d’investissement du projet, il a été décidé de diminuer la puissance du réacteur et de l’intégrer dans un large programme de simulation pour en conserver les capacités de démonstration vis-à-vis de la filière et de la fermeture complète du cycle des matières. L’objectif restait d’être en capacité de déployer une filière de RNR-Na sûre, performante et compétitive dans un délai d’une dizaine d’années, dans la deuxième partie du 21^e siècle.

A fin 2018, dans le cadre de la préparation du Programme Pluriannuel de l’Energie (PPE), l’Etat avec les industriels français et le CEA ont confirmé la nécessité de poursuivre un programme de R&D sur la 4^e génération, mais ont dans le même temps décidé d’un report de la réalisation d’un démonstrateur à un horizon à définir.

Par conséquent le programme ASTRID tel que défini dans la convention signée en 2010 s’est arrêté fin 2019 conformément à celle-ci (figure 4). Le programme CEA relatif aux réacteurs de 4^e génération se réoriente depuis 2020 vers des études de R&D et des études d’esquisses innovantes.

 

Au cours du projet, trois configurations majeures, ont fait l’objet d’un remontage complet :

– ASTRID 600 avec circuit tertiaire en Eau, à la fin de phase d’avant-projet sommaire, terminée fin 2015,

– ASTRID 600 avec circuit tertiaire en Gaz, de fin 2017,

– New ASTRID (ou ASTRID 150), configuration à l’état d’esquisse de fin 2019.

Les principales solutions techniques de référence d’ASTRID 600 Vapeur en fin d’APS sont les suivantes :

• une puissance de 1500 MWth, soit environ 600 MWe ;
• un combustible à base d’oxyde mixte (U,Pu)O₂;
• un cœur à faible effet de vidange sodium dit CFV avec une température entrée cœur de 400°C et une température de sortie de 550°C ;
• une prévention des accidents graves renforcée par conception du cœur et des systèmes d’arrêt (dont moyens d’arrêt à déclenchement passif) ;
• une stratégie de mitigation des accidents graves comportant des dispositifs en cœur et la présence d’un récupérateur de corium interne à la cuve ;
• un circuit primaire intégré avec cuve interne conique (figure 5) ;
• quatre circuits intermédiaires en sodium ;
• un stockage interne associé à une manutention externe du combustible en gaz ;
• un système de conversion d’énergie à l’Eau-Vapeur.

L’architecture de référence comprend :

• trois pompes primaires ;
• quatre échangeurs intermédiaires ;
• quatre circuits secondaires indépendants associés à 4 générateurs de vapeur.

L’évacuation de la puissance résiduelle est assurée par des systèmes diversifiés et redondants composés de cinq circuits en cuve (deux actifs dans le collecteur froid et trois passifs dans le collecteur chaud) et d’un circuit de refroidissement ultime dans le puits de cuve.

 

Les caractéristiques principales d’ASTRID 600 Gaz sont globalement similaires à celles d’ASTRID 600 Vapeur, excepté pour le système de conversion d’énergie et les circuits secondaires.

La principale évolution pour la manutention du combustible est l’utilisation d’une Zone Tampon Externe en sodium en plus d’un Stockage Interne pour respecter les cadences de manutention.

La configuration de référence intègre un Système de Conversion d’Energie au gaz (azote pur). Le système de conversion d’énergie est basé sur le cycle de Brayton avec deux salles de machine contenant chacune une turbomachine.

Une reconfiguration en profondeur des architectures des composants, systèmes et aménagement des bâtiments s’est opérée principalement du fait de la configuration en cycle de conversion au gaz, de la refonte des dispositions de manutention et de transfert de combustible, et de l’architecture des systèmes d’évacuation de puissance résiduelle.

Le dimensionnement de l’installation de fabrication du combustible doit permettre une production d’un cœur complet d’ASTRID comportant 30 t de combustible (U,Pu)O₂ en trois ans. La capacité de production de l’installation doit permettre de fabriquer le combustible d’ASTRID pour une durée de service estimée à 60 ans.

Le projet ASTRID a permis le déploiement de moyens significatifs, de 2010 à 2019, sur le programme CEA des réacteurs de quatrième génération. Par le biais de la conception d’un réacteur en équipe intégrée et grâce aux systèmes de partenariat avec les industriels, l’ensemble des parties prenantes a développé un socle de compétences et de connaissances significatifs.

Plusieurs méthodes de management de projet ont été mises en place comme la méthode AGILE, ainsi que l’utilisation d’outils tels que le Product Life cycle Management (PLM). Une capitalisation des connaissances grâce à la démarche de Knowledge Management a également été mise en application.

On mentionnera plus particulièrement dans le domaine des acquis significatifs :

• la remontée en compétences sur la conception d’un RNR au travers de l’exemple de la définition de l’esquisse New ASTRID réalisée en moins d’un an ;
• la définition de l’ensemble de la nouvelle génération des futurs Outils de Calculs Scientifiques ainsi qu’une méthodologie normalisée de validation de ces outils ;
• un programme d’investissement et de jouvence des plateformes expérimentales permettant de disposer d’un ensemble expérimental cohérent pour la qualification des technologies innovantes et la validation des outils de calcul ;
• la mise à jour du référentiel de sûreté pour la conception de RNR, dans le cadre de la réglementation française ;
• la contribution à la préservation des compétences spécifiques aux RNR (au CEA et chez FRAMATOME) et la réactivation du tissu industriel, des fournisseurs répondant aux codes et standards du domaine nucléaire, et de la R&D en support ;
• l’adhésion des partenaires industriels nationaux et internationaux sur ce projet ;
• une liste d’innovations technologiques supportées autant par la R&D que par les ingénieries et qui atteste par le nombre de brevets déposés (environ 70) du volontarisme dans le domaine de l’innovation tout au long du projet ;
• au niveau de la R&D en support, l’investigation de méthodes de fabrication innovantes (Fabrication additive, soudage par faisceau d’électrons, …).

 

5. L’avenir en France pour les RNR-NA

Alors que le programme Astrid approchait de son terme, il fallut constater que le contexte énergétique avait évolué, à commencer par les ressources en combustible qui restent très suffisantes sur le court et moyen terme (échelle de plusieurs dizaines d’années) permettant d’assurer la sécurité d’approvisionnement de la France.

Un travail d’analyse stratégique a donc été conduit entre les acteurs de la filière nucléaire française et les services de l’Etat. Cela s’est traduit dans la PPE qui note que « dans la mesure où les ressources en uranium naturel sont abondantes et disponibles à bas prix, au moins jusqu’à la deuxième moitié du 21^e siècle, le besoin d’un démonstrateur, c’est-à-dire le projet de réacteur ASTRID et le déploiement de réacteurs à neutrons rapides ne sont pas utiles avant cet horizon.

Dans ce contexte, la décision a été annoncée que le projet ASTRID pourrait être différé et ne serait pas réalisé à court terme. Les travaux d’étude sur ASTRID se sont conclus en fin d’année 2019, avec l’élaboration d’un dossier qui récapitule dix années de développement et capitalise les connaissances accumulées, les choix et leurs motivations de façon à les rendre utilisables dans le futur pour la conception d’un réacteur expérimental ou démonstrateur.

Pour la suite, un programme de R&D révisé sur la 4^e génération a été proposé par le CEA au gouvernement, pour prendre le relais dès 2020 et au-delà. Il s’inscrit dans la continuité des développements du programme ASTRID, tout en étant focalisé sur la simulation, sur les travaux expérimentaux et les développements technologiques. Des moyens significatifs sont prévus pour accroître la maturité du concept de RNR. Il s’agit en particulier de maintenir l’effort sur les sujets de compréhension et de modélisation de la physique des accidents graves, sur l’évaluation des risques chimiques du sodium, la simulation numérique, le comportement en service des matériaux, le comportement sous irradiation des combustibles. Autant de sujets d’approfondissement qui permettent une R&D collaborative entre la France et d’autres acteurs étrangers. L’objectif pour le CEA est notamment de maintenir et de développer les compétences acquises afin que les RNR-Na puissent contribuer à long terme à la stratégie énergétique française.

 

 

L’actualisation ci dessous par le site de Grenoble Europe Energie – Pour une Transition Energétique Rapide en Europe (G2E-TERE) – novembre 2022

Dans son atelier MSFR, G2E-TERE promeut le nucléaire dans le mix énergétique mondial, mais un nucléaire acceptable aux plans environnemental, social et économique.
La R&D sur les réacteurs à sels fondus date des années 1960; mis en veille ensuite, elle s’est relancée au début des années 2000 : le réacteur à combustible liquide MSFR, issu des travaux du CNRS/Grenoble est le candidat de G2E-TERE depuis 2018. Il est à présent devenu la référence pour les réacteurs à sels fondus tant sur le plan européen (SAMOSAFER.eu) que sur le plan mondial (Forum GIF : gen-4.org/gif).

De plus, un mini-réacteur de ce type (comme l’a évoqué le Président Macron dans son discours de relance du nucléaire) est porté par la startup française NAAREA.fr ; sa commercialisation est prévue d’ici 2030.

 

Notes

Image de couverture. [Source : SFEN, https://www.sfen.org/rgn/russie-bn-800-reacteur-neutrons-rapides-refroidi-sodium-puissant-monde]

[1] En particulier, enseignements tirés de l’accident survenu le 28 mars 1979 sur le réacteur REP de Three Miles Island aux USA