Re´acteurs nucle´aires a` caloporteur gazPascal Anzieu, Bernard Bonin, Philippe PradelTo cite this version:Pascal Anzieu, Bernard Bonin, Philippe Pradel. Re´acteurs nucle´aires a` caloporteur gaz. PascalANZIEU. CEA Saclay; Groupe Moniteur, 2006, E-den, Une monographie de la Direction del’e´nergie nucle´aire, CEA, 2-281-11317-5. HAL Id: cea-01151588https://hal-cea.archives-ouvertes.fr/cea-01151588Submitted on 13 May 2015HAL is a multi-disciplinary open accessarchive for the deposit and dissemination of sci-entific research documents, whether they are pub-lished or not. 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Pourtant, les tensions encore récentes sur le marché du pétrole et le début desinquiétudes sur le caractère épuisable des ressources naturelles auraient dû, au contraire,les renforcer.Les raisons de cette pause sont certainement multiples et s’expliquent, en partie, par lesaccidents de Three Mile Island, en 1979, et de Tchernobyl, en 1986, qui eurent un fortimpact sur les opinions publiques. Par ailleurs, les mouvements écologistes et les partisVerts firent de la contestation de l’énergie nucléaire un des thèmes principaux de leurs pro-grammes, fortement relayée par la presse.En France, alors que l’implantation des centrales nucléaires n’avait pas, à une exceptionprès, suscité un véritable débat dans la population, une attitude de refus s’est fait jour à lafin des années 80 sur la question des déchets nucléaires. Face aux difficultés croissantesrencontrées par l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA) à larecherche d’un site pour l’implantation d’un laboratoire souterrain, le gouvernement del’époque décidait de suspendre les travaux, établissait un moratoire d’un an et saisissait duproblème l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques(OPECST).En reprenant l’essentiel des recommandations de l’Office, notamment la définition d’unprogramme de recherche diversifié, mais aussi les prémisses d’un dialogue démocratiqueavec les populations concernées, la loi du 30 décembre 1991 sur la gestion des déchetsnucléaires a largement contribué à apaiser le débat. Or, s’il est maintenant bien admis quela gestion à long terme des déchets nucléaires existants est une nécessité, la poursuitedu programme électronucléaire en France n’est pas encore assurée : c’est ainsi que larécente loi sur l’énergie du 13 juillet 2005 se contente de « maintenir l’option nucléaireouverte à l’horizon 2020 ».Pourtant, ce siècle devrait être marqué par la prise de conscience collective que la réponseaux besoins en énergie de notre génération ne peut pas se concevoir sans tenir comptedu respect de l’environnement et sans préserver le droit des générations futures à satis-faire ces mêmes besoins. C’est le concept du développement durable auquel notre sociétésera inévitablement confrontée.L’origine anthropique du réchauffement de la planète sous l’effet de l’accroissement consi-dérable des rejets de gaz à effet de serre n’est plus aujourd’hui contestée. Seules les consé-quences de ce réchauffement font encore l’objet de débats. Les nations industrielles, quiMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5sont, en grande partie, à l’origine de la situation actuelle, ont une responsabilité particulièrequi doit les inciter à diminuer de manière volontariste les émissions de ces gaz. L’énergienucléaire, qui échappe par nature à ce type d’émission, tout en étant capable de produireune énergie relativement abondante, fiable et économiquement compétitive, devrait toutnaturellement s’imposer.La situation est contrastée au niveau mondial. D’un côté, certains pays européens, commel’Allemagne et la Belgique, ont fait le choix de cesser progressivement l’utilisation de l’éner-gie nucléaire, même si aucune irréversibilité à cet égard n’a été engagée. De l’autre, despays comme la Chine, la Corée-du-Sud et, plus près de nous, la Finlande, investissent for-tement dans le développement de cette filière. Par ailleurs, selon une récente déclarationdu président Bush, les États-Unis seraient déterminés à lancer, avant la fin de la décennie,des projets de construction de nouvelles centrales nucléaires, un processus interrompudepuis plus de vingt-cinq ans.En France, à la suite du débat national sur les énergies qui s’est tenu au premier semestre2003, la loi d’orientation sur l’énergie adoptée en juin 2005 a consacré la décision deconstruire un réacteur démonstrateur EPR pour préparer la relève des centrales actuelle-ment en service.Plusieurs signes donnent donc à penser que la « renaissance » de l’énergie nucléaire pour-rait être proche, notamment si le prix du baril de pétrole brut se négocie durablement à70 dollars US ou plus. Néanmoins, l’avenir du nucléaire dans notre pays, comme dansd’autres, dépendra beaucoup de la capacité de celui-ci à traiter correctement les deux pré-occupations suivantes :- La première touche à son acceptabilité sociale ; il importe que l’utilisation du nucléaire sefasse dans des conditions de sûreté et de sécurité optimales, en produisant un minimumde déchets ultimes, et que ceux-ci soient parfaitement maîtrisés au plan de leur impactéventuel sur la santé et sur l’environnement ;- la seconde concerne la disponibilité de ses ressources ; il est important de garantir l’ap-provisionnement en combustible sur le long terme, en préparant le recours à des filièresplus économes de la matière fissile naturelle et, surtout, plus indépendantes des fluctua-tions de ses marchés.Ces sujets sont au cœur des missions de la Direction de l’énergie nucléaire du CEA. Celle-ci est, en effet, un acteur majeur de la recherche visant à soutenir l’industrie nucléaire dansl’amélioration de la sûreté et de la compétitivité des réacteurs, à fournir aux pouvoirs publicsles éléments de choix sur la gestion à long terme des déchets nucléaires et, enfin, à déve-lopper les systèmes nucléaires du futur, essentiellement les réacteurs à neutrons rapides,porteurs d’améliorations très prometteuses sur le plan de la gestion des déchets et de l’uti-lisation des matières premières.Étant un fervent partisan d’une diffusion de la connaissance scientifique et technique laplus large possible, il me paraît de première importance que ces travaux de recherche, quifont appel à une grande diversité de disciplines scientifiques et qui se situent souvent aumeilleur niveau mondial, soient présentés et expliqués à tous ceux qui souhaitent forger leurpropre opinion sur l’énergie nucléaire. C’est pourquoi je salue, avec une sincère satisfac-tion, la publication de ces monographies DEN dont la consultation attentive sera très cer-tainement une source incomparable d’informations pour leurs lecteurs que j’espère nom-breux.Je remercie tous ceux, chercheurs et ingénieurs, qui, en contribuant à la réalisation de cedossier, ont eu à cœur de faire partager leur expérience et leur savoir.Bernard BIGOTHaut-Commissaire à l’énergie atomiqueMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 67Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazAvant-proposPour les déchets radioactifs, l’enjeu est de réduire à quelquescentaines d’années le temps au bout duquel leur radiotoxicitéredevient comparable à celle du minerai d’uranium qui fourni-rait la même quantité d’électricité dans un système sans retrai-tement.Pour réaliser ces avancées, il faut, d’une part, recycler l’en-semble des matières valorisables (les noyaux lourds* fissilesde la famille des actinides*, uranium et transuraniens* – plu-tonium*, américium, curium, neptunium), afin de les fission-ner en produisant de l’énergie, et ne destiner aux déchets queles résidus ultimes de la production d’énergie nucléaire – lesproduits de fission* –, dont la radiotoxicité décroît beaucoupplus rapidement. Un point important est aussi l’aptitude dessystèmes de 4e génération à pouvoir, de surcroît, recycler etconsommer les actinides (Pu, Np, Am, Cm) produits par lesréacteurs à eau de 2e et 3e générations.Il faut, d’autre part, augmenter l’énergie des neutrons dans leréacteur, afin de consommer l’ensemble des noyaux lourdsrecyclés.Le réacteur nucléaire n’est qu’un des éléments du dispositif àmettre en place pour atteindre ces buts. Il doit être associé àdes usines du cycle du combustible capables de produire lecombustible nécessaire et de le traiter après son passage enréacteur. C’est pourquoi l’on ne parle pas seulement de réac-teurs, mais plutôt de systèmes (réacteur/combustible/cycledu combustible) de 4e génération.La résistance à la prolifération*Il faut souligner que ce cycle du combustible, recyclant globa-lement l’ensemble des actinides, est très résistant au risque deprolifération, car toutes les matières fissiles* sont traitéesensemble et recyclées pour être consommées à mesurequ’elles sont produites, et ne se retrouvent pas dans lesdéchets ultimes.Une sûreté d’excellenceLa 4e génération vise, bien entendu, comme la précédente, unexcellent niveau de sûreté et de fiabilité en exploitation, avec,pour certains modèles, des caractéristiques de robustesse enfonctionnement pouvant les rendre plus simples à exploiter,notamment pour des pays qui ne disposent pas d’infrastruc-tures ou de capacités d’exploitation comparables aux nôtres.Les enjeux des systèmesnucléaires du futur La production d’énergie nucléaire est une technologie récente.Le premier réacteur démontrant la faisabilité d’une réaction enchaîne entretenue et contrôlée diverge à Chicago, en 1942 ;en 1957, un premier réacteur nucléaire produit de l’électricité.Depuis, en cinquante ans, des progrès technologiques impor-tants ont été réalisés.Trois générations de réacteurs ont été successivement misesau point, et la quatrième est en cours de développement, cequi démontre une progression constante et illustre le dyna-misme technique et industriel de l’énergie nucléaire. C’estaussi une technologie à maturité avec près de 450 réacteursfournissant 17% de l’électricité dans le monde, sans émettrede gaz à effet de serre.Il faut également souligner que les progrès et les innovationstechnologiques réalisés ou en cours s’appuient toujours surles mêmes principes physiques fondamentaux de la fissionnucléaire, dont la faisabilité a été démontrée il y a une soixan-taine d’années : les noyaux lourds fissionnés par les neutronsdégagent sur place de la chaleur, au sein d’un matériau quiconfine la radioactivité* : le combustible. On extrait cette cha-leur, tout en refroidissant le combustible, en faisant circuler unfluide : le caloporteur* (qui est de l’eau dans les réacteursactuels, en France). La chaleur récupérée permet de faire tour-ner une turbine et un alternateur, qui produit de l’électricité.Les avancées de la 4e générationQuelles sont donc les avancées attendues des systèmes de4e génération ?Utiliser au mieux les ressources naturelles et minimiser les déchetsCes avancées portent d’abord sur les enjeux d’une produc-tion durable d’énergie, d’une part en utilisant beaucoup mieuxle combustible, et, d’autre part, en réduisant considérablementles volumes et la radiotoxicité potentielle* des déchets radio-actifs. Pour le combustible, c’est de pouvoir consommer 50 à70% de l’uranium naturel, là où les réacteurs à eau actuelsn’en utilisent que 1%, et assurer ainsi une utilisation pérennede l’énergie nucléaire, compatible avec les ressources en ura-nium disponibles sur terre.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 78 Avant-proposL’économieL’économie est un élément clé, tant pour les pays développésoù la compétition entre les formes d’énergie est forte, que pourles pays en développement qui ont besoin d’un approvision-nement énergétique stable et économique. Les générationsactuelles de réacteurs disposent de solides atouts dans cedomaine et la génération future devrait les renforcer, notam-ment en réduisant les coûts d’investissement et les durées deconstruction. Certains modèles de réacteurs de 4e générationsont modulaires et permettront des constructions standardi-sées et une meilleure progressivité des investissements.Répondre à des besoins plus larges (hydrogène, dessalement) Les systèmes de 4e génération produiront, comme aujourd’huide l’électricité et le besoin croît fortement, sachant qu’à ce jourun tiers de la population mondiale n’a pas accès à l’électricité.Ils offriront également la possibilité de produire très économi-quement de l’eau potable, par dessalement de l’eau de mer,en utilisant la chaleur résiduelle des systèmes fonctionnant àtrès haute température (fig. 1). L’enjeu est lui aussi important,puisque aujourd’hui 1 milliard d’habitants de la planète n’ontpas accès à l’eau potable dans des conditions satisfaisantes.Ils ont aussi pour objectif de produire, sans émission de CO2,contrairement aux technologies actuelles, de l’hydrogène, cevecteur énergétique envisagé pour le futur, en complément ouen substitut des hydrocarbures dont les ressources apparais-sent désormais limitées (fig. 2).Les sauts technologiques de la 4e générationQuelles sont les technologies à développer pour porter àmaturité la 4e génération ?Le forum international « Generation IV », dont les États-Unisont pris l’initiative en 2000 et qui rassemble onze partenaires :Afrique du Sud, Argentine, Brésil, Canada, Corée-du-Sud,Euratom, États-Unis, France, Japon, Royaume-Uni et Suisse,est un des principaux cadres internationaux pour le dévelop-pement des systèmes nucléaires du futur. Ce forum a sélec-tionné les systèmes suivants, considérés comme les plus pro-metteurs (fig. 3) où le caloporteur est, selon les concepts :• Un gaz : de l’hélium à haute température ;• un métal liquide, sodium ou plomb ;• de l’eau (mais à très faible densité et dans l’état « supercri-tique », à plus de 22,0 MPa et 500 °C) ;• des sels fondus (où le combustible et le caloporteur formentun fluide unique, afin de pouvoir retraiter en continu lesmatières nucléaires).Les systèmes à gaz à très haute température :une technologie prometteuseLe concept de réacteur à gaz à haute température présentedes attraits importants pour réaliser l’ensemble des avancéesdécrites plus haut. Il bénéficie du développement, dans lesannées 1970-1980, des réacteurs dits « à haute tempéra-ture » (RHT), aux États-Unis et en Europe (en France, encoopération avec General Atomics ; en Allemagne, auRoyaume-Uni). Cinq réacteurs de ce type ont été construits etont accumulé une soixantaine d’année × réacteurs de retourd’expérience. Les réacteurs à gaz de 4e génération tirent partides progrès technologiques et industriels réalisés depuis,notamment le développement de turbines à gaz fonctionnantà température élevée et les matériaux résistants à haute tem-pérature. Les États-Unis, le Japon et la France (le CEA,AREVA et EDF) sont engagés activement dans leur dévelop-pement.Quels sont les sauts technologiques pour les réacteurs à gazde 4e génération et leurs applications ?1. Atteindre de plus hautes températures (~1 000 °C)Une température de caloporteur de l’ordre de 1 000 °C per-mettrait d’améliorer le rendement de production d’électricitéjusqu’à 50%, c’est-à-dire que pour produire 1 gigawatt élec-trique, on ne rejetterait que 1 gigawatt de chaleur, au lieu de2 gigawatts avec les réacteurs à eau actuels. L’augmentationde la température du caloporteur permettrait également deproduire de l’hydrogène avec de bons rendements. Pour cela,Fig. 1. Usine de dessalement de l’eau de mer.©D.R.Fig. 2. Principe de véhicule fonctionnant à l’hydrogène. L’hydrogènepeut alimenter un moteur à combustion interne ou une pile à com-bustible.©D.R.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 8dc9Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazil faut développer et qualifier les matériaux et les composants(combustible, cuve, échangeurs…) et, globalement, la tech-nologie des systèmes et des circuits d’hélium à haute tempé-rature. Cela nécessite notamment de réaliser des bouclesd’essais et de qualification technologique, et, pour les maté-riaux du cœur, des qualifications en réacteur d’irradiation. LesJaponais ont construit un petit réacteur de ce type, HTTR, quia atteint, en avril 2004, la température de 950 °C.2. Développer les procédés de production d’hydrogèneDes procédés thermochimiques permettent de décomposerles molécules d’eau pour produire de l’hydrogène (et de l’oxy-gène), à des températures voisines de 900 °C. Ils font l’objetd’une recherche active et coopérative, notamment au Japon,aux États-Unis et en France. Une toute première boucle d’es-sai de petite taille a été réalisée au Japon et a permis de pro-Fig. 3. Les six systèmes retenus par le forum international« Generation IV ». a) : SFR (réacteur rapide refroidi au sodium) ;b) : LFR (réacteur rapide refroidi au plomb) ; c) : SCWR (réacteur à eau supercritique) ; d) : VHTR (réacteur à très haute température,à caloporteur gaz) ; e) : GFR (réacteur rapide refroidi au gaz) ;f) : MSR (réacteur à sels fondus). Deux des six systèmes retenus utilisent le gaz comme caloporteur.abefMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 910 Avant-proposduire quelque 30 l / h d’hydrogène. Aujourd’hui, les équipes ontétabli la faisabilité d’un rendement de 35%. L’objectif est désor-mais d’atteindre 50 à 55%.Une autre voie est l’électrolyse de la vapeur d’eau à hautetempérature, qui nécessite elle aussi un apport important dechaleur à très haute température, afin d’obtenir des rende-ments suffisants.Tout cela nécessite des développements de procédés, dematériaux et de composants, et des qualifications en bouclesd’essai de taille significative (à l’échelle du mégawatt et de lacentaine de m3/h d’hydrogène produit).La conception du système de production s’appuie sur ledécouplage physique entre le réacteur et l’unité de productiond’hydrogène. Les États-Unis prévoient la réalisation, vers2015-2020, d’un réacteur prototype de 600 MWth, produisantà la fois de l’électricité et de l’hydrogène.3. Développer le combustible et son cycleLes systèmes à caloporteur gaz ont de nombreux avantages,entre autres grâce aux bonnes propriétés de l’hélium, qui estneutre du point de vue chimique et transparent pour les neu-trons. Les réacteurs à caloporteur gaz réalisés jusqu’ici étaientdes réacteurs à neutrons thermiques*. Pour utiliser au mieuxles ressources en uranium et pour pouvoir consommer l’en-semble des actinides recyclés, il faut se situer dans un domained’énergie suffisamment élevé avec des neutrons rapides*.Pour cela, il faut développer un combustible environ trois foisplus dense en actinides que le combustible mis au point pourles RHT.Il faut aussi faire fonctionner le réacteur et son combustible àdes niveaux de puissance élevés, et mettre et qualifier enboucle d’essai les systèmes de sauvegarde permettant d’as-surer le refroidissement du réacteur, l’intégrité du combustibleet le confinement de la radioactivité en toute situation, notam-ment en cas de perte de la pression et de la circulation d’hé-lium qui assure le refroidissement normal en fonctionnement.Enfin, il faut développer les procédés de retraitement et refa-brication de ces nouveaux combustibles qui possèdent despropriétés intéressantes (tenue aux très hautes températures,bonne conduction de la chaleur, bon confinement des élé-ments radioactifs), mais pour lesquels les procédés de traite-ment et recyclage n’existent pas encore. Des procédés de trai-tement et recyclage prometteurs ont été identifiés et ont pufaire l’objet d’essais préliminaires encourageants :• Destruction des couches de gainage en céramique, afind’avoir accès au combustible pour le retraiter ;• extraction-récupération de l’ensemble des actinides, afin deles recycler, et ne destiner aux déchets ultimes que les pro-duits de fission, conditionnés pour assurer un confinementdurable. Les molécules et procédés de cette extraction béné-ficient notamment des résultats issus des développementsmenés dans le cadre de la loi du 30 décembre 1991 sur lesdéchets nucléaires ;• refabrication d’un nouveau combustible contenant les acti-nides à recycler.Pour finaliser l’ensemble, il faudra des essais et des mises aupoint de fabrication en cellules blindées, des tests de compor-tement en réacteur d’irradiation, des essais de retraitement deces combustibles en laboratoires chauds, comme le labora-toire ATALANTE du CEA, à Marcoule.Les réacteurs rapides refroidis au sodium :s’appuyer sur les acquis pour perfectionner la technologieS’ils sont plus limités en température que les RHT (ce qui rendmoins accessible la production d’hydrogène), les réacteurs àmétaux liquides sont aussi bien adaptés aux conditions desneutrons rapides (fig. 4).La France a beaucoup contribué au développement de latechnologie des réacteurs refroidis au sodium et entend s’ap-puyer sur les acquis importants pour les développements àvenir dans le cadre de la coopération internationale, notam-ment avec le Japon, qui a pris le leadership de ce conceptdans le forum « Generation IV ». Les principaux sauts tech-nologiques à franchir portent sur :• L’amélioration de l’inspection en service ;• l’économie ;• le remplacement de l’eau des échangeurs de chaleursodium-eau par un gaz ne réagissant pas avec le sodium encas de fuite.Fig. 4. Hall du réacteur de la centrale Phénix. Implantée sur le borddu Rhône, faisant partie intégrante du site nucléaire de Marcoule(Gard), Phénix est une centrale prototype de la filière des réacteursà neutrons rapides à sodium RNR-Na. Le programme expérimentalporte principalement sur la transmutation* des actinides, mais l’expérience acquise bénéficie également aux recherches sur lessystèmes nucléaires du futur.©D.R.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 1011Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazVeille active sur les autres concepts Les autres concepts font l’objet d’une veille technologique, afinde ne pas disperser les efforts et de profiter pleinement desdiverses collaborations.Le Forum « Generation IV » a sélectionné, en 2002, unconcept de réacteur refroidi aux alliages de plomb, dans laperspective, à l’époque, d’une coopération avec la Russie, quiest le seul pays à avoir développé, dans le cadre de la propul-sion de ses sous-marins nucléaires, cette technologie à unstade suffisant et à disposer des éléments permettant d’envi-sager son application à des réacteurs commerciaux de la4e génération. À ce jour, l’entrée de la Russie dans« Generation IV » a été différée.Les sauts technologiques du concept de réacteur à eau super-critique, dont le Canada est porteur, concernent notammentla maîtrise des conditions d’échanges thermiques et desrisques d’instabilité des écoulements, la corrosion, la sûreté(dont la maîtrise du refroidissement et de la sous-criticité ducœur en conditions accidentelles), et l’obtention d’un cœur àneutrons rapides pour permettre le recyclage et la fission detous les actinides.Enfin, le concept de réacteurs à sels fondus apparaît à un hori-zon plus lointain et semble avoir, aujourd’hui, moins de parti-sans. Il est prévu néanmoins de mener des études de base,notamment sur les procédés de retraitement en continu dessels chargés en combustible, la maîtrise de la corrosion et lasûreté.La recherche sur la fusion thermonucléaireLa production d’énergie par fusion thermonucléaire est uneautre voie possible pour le futur. Les recherches dans cedomaine, largement internationalisées avec, notamment, leprojet de réacteur expérimental ITER, visent à fournir unedémonstration de faisabilité scientifique et technique vers2020. La mise au point d’une démonstration du fonctionne-ment de cette technologie à une échelle significative, c’est-à-dire un premier réacteur produisant de l’électricité, pourrait sesituer alors en parallèle au déploiement des systèmes à fis-sion décrit ici. Au delà, son utilisation industrielle pourrait inter-venir en complément des autres sources d’énergie disponiblesà cette époque.PerspectivesFace aux enjeux énergétiques et environnementaux auxquelsest confrontée notre planète au XXIe siècle (doublement de lademande énergétique avant 2050 et trois milliards d’habitantssupplémentaires – figure 5 ; augmentation du coût et raréfac-tion des combustibles fossiles ; lutte contre le réchauffementclimatique), nous aurons besoin de sources d’énergie impor-tantes, durables et sans émission de gaz à effet de serre.L’énergie nucléaire peut apporter une contribution significativepour répondre à ces besoins, avec des ressources sur le longterme et la possibilité de réduire au minimum les déchetsradioactifs.Les réacteurs actuels ont démontré la maturité de cette indus-trie, les produits « évolutionnaires » de 3e génération les plusrécents et disponibles industriellement, comme l’EPR, en tirentbénéfice et apportent encore des améliorations (fonctionne-ment, sûreté, économie). Les systèmes de 4e générationvisent de nouveaux objectifs : s’inscrire dans un développe-ment durable (minimisation des déchets, utilisation au mieuxdes ressources) et permettre de nouvelles applications (hydro-gène pour les transports). Ils sont aujourd’hui en développe-ment. Si des réacteurs précurseurs ont déjà été réalisés, si lessauts technologiques sont bien identifiés et si des voies pro-metteuses existent pour les réaliser, il faut encore mener desdéveloppements significatifs pour que cette 4e générationatteigne la maturité technique permettant son déploiementindustriel. Il faut développer et qualifier de nouveaux matériauxet procédés, réaliser des composants et des systèmes, et lesqualifier en boucles d’essai, construire des réacteurs dedémonstration, puis des prototypes, et en exploiter le retourd’expérience. Cela prendra le temps caractéristique de déve-loppement d’une nouvelle génération de systèmes nucléaires,c’est-à-dire une vingtaine d’années. Les premiers prototypesverront probablement le jour vers 2020, mais l’horizon vrai-semblable de déploiement de la 4e génération est 2030-2040.Il faut souligner que, pour la première fois depuis les débuts del’énergie nucléaire, le développement des systèmes de 4e génération s’inscrit dans une dynamique et un cadre inter-nationaux qui permettent de rassembler de façon coordonnéeles compétences scientifiques et techniques des différentspartenaires, et de partager ainsi un effort de développementsur une durée significative.Pascal ANZIEU,Direction du développement et de l’innovation nucléaires21002050200019501900185001020304050ABC1210864201850 1900 1950 2000 2050 2100Gtep / anA. Croissance soutenueB. Croissance moyenneC. Croissance écologiquePopulation mondiale en milliardsFig. 5. Estimation des besoins énergétiques mondiaux.(Source :étude IIASA/WEC, «Global Energy Perspectives», 1998.)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 11Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 1213Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaz« Generation IV » : Méthodologie et critères de sélection des systèmes nucléaires du futurLa définition des objectifs retenus pour les systèmesnucléaires du futur, de même que le choix des technologies clépour les atteindre, ont fait l’objet d’une coopération très activeà l’international, notamment dans le cadre du forum internatio-nal « Generation IV » (GIF) lancé par le « Department ofEnergy » américain, au cours de l’année 2000.Le GIF est une initiative importante pour relancer l’énergienucléaire. La phase d’orientation technologique, concrétiséepar la « Technology Roadmap » (http://gif.inel.gov/roadmap/),représente la première étape d’un processus qui identifie etorganise la R&D nécessaire pour développer une générationnouvelle de systèmes producteurs d’énergie nucléaire,Quatre domainesd’objectifsAptitude à un développe-ment énergétique durableCompétitivité économiqueSûreté et fiabilitéRésistance à la proliféra-tion et protection physiqueHuit objectifsSU1 Gestion des ressourcesSU2 Gestion et minimisationdes déchetsEC1 Coût du cycle de vieEC2 Risque lié au capitalSR1 Sûreté du fonctionnementet fiabilité SR2 Robustesse du cœurSR3 Plan d’urgence hors sitePR1 Résistance à la proliféra-tion et protection physiqueDix-sept critèresSU1-1 Gestion du combustibleSU2-1 Minimisation des déchetsSU2-2 Gestion et stockage des déchets :impact environnementalEC1-1 Coût d’investissementEC1-2 Coût de productionEC1-3 Durée de constructionEC1-1 Coût d’investissementEC2-1 Durée de constructionSR1-1 FiabilitéSR1-2 Exposition travailleur/public en fonctionnement normalSR1-3 Exposition travailleur/public, en cas d’accidentSR2-1 Robustesse des caractéristiques de sûretéSR2-2 Qualité de la modélisation du comportement réacteurSR3-1 Connaissance du terme-source/énergie SR3-2 Robustesse des contre-mesures en situation incidentellePR1-1 Possibilité de détournement ou de production non déclarée de matières fissilesPR1-2 Vulnérabilité des installationsVingt-six métriques• Consommation des ressources en combustible• Masse des déchets• Volume des déchets• Chargement thermique des déchets• Radiotoxicité des déchets• Impact environnemental• Coût d’investissement• Coût de production• Durée de construction• Coût d’investissement• Durée de construction• Taux de panne• Exposition radiologique en fonctionnementnormal• Exposition radiologique, en cas d’accident• Qualité du contrôle de réactivité• Fiabilité de l’évacuation de la puissance résiduelle• Incertitudes sur les phénomènes dominants• Temps de réponse thermique du combustible• Extrapolabilité des expériences intégrales• Connaissance du terme-source• Mécanismes de dégagement d’énergie• Constantes de temps du système• Efficacité du confinement des relâchementsaccidentels• Existence de matières fissiles séparées• Caractéristiques du combustible usé• Caractéristiques de sûreté passiveFig.6. Déclinaison des objectifs de premier rang en critères et métriques pour l’évaluation des systèmes « Generation IV ».Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 13plupart des systèmes. La sélection finale des systèmes a faitégalement intervenir d’autres considérations telles que la com-plétude de la sélection en termes de diversité de technologies,d’échéances de déploiement, de possibilité de développementpar étape et de capacité à satisfaire les besoins identifiés pourles prochaines décennies : la production d’électricité, la pro-duction d’hydrogène, la régénération de matière fissile et latransmutation des déchets à vie longue. La figure 7, ci-des-sous, résume de manière graphique la chronologie envisagéepour ces différentes applications.Un ultime critère de sélection a été le degré d’innovation tech-nologique dans les systèmes considérés – qui justifie réelle-ment une large coopération internationale – et les retombéespossibles pour les autres systèmes nucléaires, voire pour lesréacteurs d’aujourd’hui ou de prochaine génération.Les quatre histogrammes de la figure 8 résument les évalua-tions de performances les plus significatives des familles desystèmes considérées initialement.Au terme de cet exercice d’évaluation, les six systèmes consi-dérés comme les plus prometteurs et appelés à fédérer l’effortde coopération dans le cadre du forum pour un développe-ment en commun, à partir de 2004, sont les suivants :• VHTR (« Very High Temperature Reactor system ») –Réacteur à très haute température, plus de 1 000 °C, refroidià l’hélium, dédié à la production d’hydrogène ou à la co-génération hydrogène/électricité ;• GFR (« Gas-Cooled Fast Reactor system ») – Réacteurrapide à caloporteur hélium ;• SFR (« Sodium-Cooled Fast Reactor system ») – Réacteurrapide à caloporteur sodium ;• SCWR (« Super Critical Water-Cooled Reactor system ») –Réacteur à eau supercritique ;• LFR (« Lead-cooled Fast Reactor system ») – Réacteurrapide à caloporteur plomb ou alliage Pb-Bi ;• MSR (« Molten Salt Reactor ») – Réacteur à sels fondus.Comme nous le voyons sur la figure 8, les systèmesnucléaires à caloporteur gaz sont bien classés selon les cri-tères retenus. Deux des six systèmessélectionnés sont à caloporteur gaz.Les points forts du VHTR sont l’écono-mie et, surtout, la sûreté ; l’aptitude audéveloppement durable du VHTR aété jugée similaire à celle d’un réacteurde 3e génération, en raison de l’utilisa-tion d’un cycle ouvert. Pour la mêmeraison, les déchets du VHTR représen-tent une radiotoxicité et un volume plu-tôt élevés.14 « Generation IV » : Méthodologie et critères de sélection des systèmes nucléaires du futurdéployables aux alentours de 2030-2040. Chacun des sys-tèmes comprend un réacteur nucléaire, un système deconversion d’énergie et les équipements nécessaires au cycledu combustible, fabrication et gestion des combustibles uséset des déchets ultimes.Les objectifs retenus pour les systèmes de 4e génération ontété, à l’origine, proposés par un sous-comité du « NuclearEnergy Research Advisory Committee » qui conseille le gou-vernement américain en matière d’énergie nucléaire. Cesobjectifs ont ensuite été discutés, aménagés puis entérinéspar les membres du GIF. Les grands objectifs sont au nombrede quatre : l’aptitude à un développement énergétique durable,la compétitivité économique, une sûreté et une fiabilité renfor-cées, et, enfin, la résistance à la prolifération des matièresnucléaires associée à la protection physique des installations.Méthode d’évaluation et de sélectionLa sélection des systèmes nucléaires à développer en collabo-ration internationale, dans le cadre du GIF, s’est opérée grâceà une méthodologie d’évaluation standard qui s’est révéléeessentielle pour garantir l’objectivité et la cohérence des éva-luations du potentiel des systèmes initialement proposés.Les quatre grands objectifs présentés précédemment ont étédémultipliés en dix-sept critères et vingt-six indicateurs de per-formances (fig. 6). Ces indicateurs caractérisent les systèmesselon certains critères reconnus comme importants, mais ilsne prétendent pas permettre une évaluation exhaustive.Initialement, vingt familles de systèmes nucléaires ont été pré-sentées par des ingénieurs et des scientifiques du domaine.Un panel international d’experts d’une centaine de membresa évalué les performances de chacune des vingt familles,selon les vingt-quatre indicateurs retenus, sous la forme d’unedistribution de probabilité représentant une estimation duniveau de performance et des incertitudes qui l’entourent,compte tenu de l’état de définition encore préliminaire de la2000 2010 2020 2030 2040 2050 2060Fig. 7. Chronologie envisagée pour les différentes applications de l’énergie nucléaire.Systèmes de3e générationProduction d’hydrogèneProduction d’électricitéIncinération des déchetsRégénération de matière fissileMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 1415Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaz0.00.20.40.60.81.0W2 W1 W3 G3 G1 G2 N3 W4 G4 W6 N2 N1 W5 L6 L4 L5 L2 L1 G50.00.20.40.60.81.0W6 W2 L5 N2 N3 L1 N1 W5 L4 W4 G5 L6 L2 G3 G4 G2 W1 G1 W30.00.20.40.60.81.0W5 W6 W4 N1 N2 W3 W2 L6 G5 L4 L5 W1 L1 N3 L2 G3 G4 G1 G20.00.20.40.60.81.0W4 W2 W3 W6 W5 W1 L1 G3 G5 L4 L5 L2 G4 N3 G1 G2 N1 L6 N2Réacteurs à eau• W1 – IPSR, réacteur à circuit primaire compact• W2 – SBWR, réacteur bouillant simplifié• W3 – réacteur à eau lourde CANDU nouvellegénération• W4 – SCWR, réacteur à eau supercritique,spectre thermique• W5 – SCWR, réacteur à eau supercritique,spectre rapide• W6 – HC-BWR, réacteur bouillant à haut taux deconversionRéacteurs à caloporteur gaz• G1 – PBR, réacteur à boulets• G2 – PMR, réacteur à éléments combustiblesprismatiques• G3 – VHTR, réacteur à très haute température,cycle ouvert• G4 – HTGR, réacteur à très haute température,cycle fermé• G5 – GFR, réacteur rapide à gazRéacteurs rapides à métaux liquides• L1 – réacteur à sodium, combustible oxyde,retraitement aqueux• L2 – réacteur à sodium, combustible métal,retraitement pyrochimique• L4 – réacteur à Pb/Bi, petite taille• L5 – réacteur à Pb/Bi, grande taille• L6 – réacteur « batterie » Pb/BiRéacteurs non classiques• N1 – MSR, réacteur à sels fondus• N2 – VCR, réacteur à caloporteur vapeur• N3 – AHTR, réacteur à haute température et à caloporteur sels fondusFig. 8. Évaluations des performances des systèmes« Generation IV » selon les critères d’aptitude audéveloppement durable, à l’économie, à la sûreté etau risque de prolifération. Les notes attribuées auxdifférents systèmes sont comprises entre 0 et 1, lanote la plus élevée correspondant au système le plussatisfaisant sur le critère considéré.Identificateurs des systèmes nucléaires évaluésAptitude au développement durableCompétitivité économiqueSûreté et fiabilitéRésistance à la prolifération et protection physiqueConceptsConceptsConceptsConceptsÉvaluationÉvaluationÉvaluationÉvaluationMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 1516 « Generation IV » : Méthodologie et critères de sélection des systèmes nucléaires du futurLes activités du 6e programme cadre de recherche et de déve-loppement technologique de la commission européenne, rela-tives aux nouveaux systèmes nucléaires (« new and innova-tive concepts ») se structurent de manière analogue, enparticulier pour ce qui concerne les systèmes à caloporteurgaz.Le forum « Generation IV » a marqué un point important : c’estla première fois que des spécialistes se mettent d’accord, auniveau mondial, sur les objectifs de développement des sys-tèmes nucléaires du futur et sur l’évaluation a priori des diffé-rents systèmes envisageables pour atteindre ces objectifs.Jusqu’alors, les critères correspondants n’avaient jamais étéexplicités ni publiés, et beaucoup d’entre eux étaient purementnationaux. Par contraste, les critères retenus par le GIF dépas-sent largement les intérêts nationaux et sont d’inspiration stric-tement civile. Cette démarche devrait représenter une grandeavancée pour la crédibilité de l’énergie nucléaire aux yeux dupublic et pour son développement pacifique.Gian-Luigi FIORINI,Direction du développement et de l’innovation nucléairesLors des discussions, en 2000, les représentants français auforum « Generation IV » ont exprimé leur intérêt pour lessystèmes avancés à caloporteur gaz, à très haute température(VHTR) et à neutrons rapides avec recyclage intégral desactinides (GFR), tout en accompagnant les développementspour le système à neutrons rapides refroidi au sodium (SFR).Ces trois systèmes, qui bénéficient également d’un intérêtsoutenu des États-Unis et du Japon, sont ceux sur lesquelsles plans de développement et de coopération internationalesont aujourd’hui les plus avancés.Le GFR présente un portrait différent : grâce à un cycle ducombustible fermé, les déchets représentent un des pointsforts du GFR, de même que l’aptitude au développementdurable. En revanche, les critères économiques et de sûretésont un peu moins satisfaisants, sans pour autant constituerdes points durs.Vient ensuite le système à eau supercritique (SCWR) pourlequel la France centre son effort sur les études essentiellespour la faisabilité, la sûreté et les performances du système.Vient enfin le réacteur à sels fondus (MSR) auquel participeraégalement la France et pour lequel l’activité du Forum s’appa-rentera plus à une mise en commun de résultats importantspour la faisabilité du système plutôt qu’à son réel développe-ment.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 1617Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazUne recherche à caractère internationalLa participation des acteurs français du nucléaire au foruminternational « Generation IV » a des motifs multiples. Toutd’abord, il s’agit de promouvoir des objectifs ambitieux d’inno-vations pour l’énergie nucléaire, comme l’économie des res-sources et la minimisation des déchets, afin d’ inscrire celle-cidans un développement durable à l’échelle mondiale. Parailleurs, cette participation doit démultiplier l’effort derecherche et de développement français pour ces innovationspar un partage de cet effort et des possibilités de cofinance-ment de grandes installations de recherche ou de réacteursprototypes en France ou en Europe.Selon le système auquel elle s’applique, cette participationrevêt différents aspects. Pour le SFR, la France et laCommunauté européenne cherchent à valoriser l’expertiseacquise sur les réacteurs rapides au sodium. Concernant leGFR, la volonté est de coopérer avec des partenaires euro-péens, américains et japonais, pour en lever les verrous tech-nologiques et faire de son démonstrateur, le REDT, un projetinternational. Dans la recherche sur la gestion des déchetsradioactifs et dans le développement de procédés capablesde recycler intégralement le combustible des systèmes« Generation IV » avec une résistance adéquate aux risquesCorrespondance entre la structure des projets européens et celle du foruminternational « Generation IV»5e PCRDT européen 6e PCRDT européen Forum international 7e PCRDT européen« Generation IV »HTR – Technology Network V/HTR-IP (projet intégré) Very High Temperature V/HTR-IP (projet intégré)Reactor (VHTR)Gas-Cooled Fast Reactor Gas-Cooled Fast Reactor Gas-Cooled Fast Reactor Gas-Cooled Fast Reactor (GCFR) (Strep 1) (GFR) (Strep ou IP)High Performance LWR HPLWR-II Supercritical Water-Cooled Supercritical Water-Cooled Reactor(HPLWR) (Strep 1) Reactor (SCWR) (Strep)Molten Salt Technology LICORN Molten Salt Reactor (MSR) Molten Salt Reactor (Strep)review (MOST) Scientific Feasibility of Molten Salt Reactors (MSR) for EnergyProduction and Waste Minimization(Strep 1 proposé en 2006)– ITSR Sodium-Cooled Fast Reactor (À définir)Innovative Technology for (SFR)the Sodium-Cooled Reactors (Strep 1 proposé en 2006)– ELSY Lead-Cooled Fast Reactor (À définir)European Lead-Cooled System (LFR)(Strep 1)1. Strep : « Specific Targeted Research Project ».de prolifération, l’expérience acquise trouvera son débouchélogique. Finalement, malgré des moyens limités, les acteursfrançais pourront participer au développement de technolo-gies clés pour plusieurs systèmes, permettant notamment dereporter à 2015 le choix d’une filière à neutrons rapides lors dela deuxième étape de renouvellement du parc français. Enfin,la coopération est utile pour poursuivre, dans le cadre d’unréseau d’experts élargi aux membres du forum, l’évaluationde filières plus prospectives telles que les réacteurs à eausupercritique (SCWR) et les réacteurs à sels fondus (MSR).En Europe, la publication, en novembre 2000, du rapport« Towards a European Strategy of Energy Security » par laCommission européenne et l’entrée des pays signataires dutraité Euratom comme onzième membre du forum ont conduità structurer le volet du Programme commun de recherche etde développement technologique (PCRDT) consacré aunucléaire du futur en projets identiques à ceux considérésdans le forum pour faciliter les échanges entre les deux pro-grammes (voir ci-après le tableau de correspondance). Desrecommandations en cours d’élaboration pour le 7e PCRD pro-posent la mise en place d’un volet de recherches à part entièresur les systèmes nucléaires du futur.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 17Les organisations internationales ont choisi également decontribuer à la préparation du nucléaire du futur. L’AIEA aengagé, en 2001, son initiative « International Project onInnovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles » (INPRO) quirassemble de nombreux pays absents du forum comme laRussie. Cette initiative reprend les grands objectifs d’unnucléaire du futur tels qu’ils sont affichés par le forum : écono-mie, durabilité et respect de l’environnement, sûreté, gestiondes déchets et résistance à la prolifération. L’AIEA s’exprimeau sein du forum. De son côté, l’OCDE, au travers de sonagence internationale pour l’énergie, l’IEA, et de son agencepour l’énergie nucléaire, la NEA, réalise des études prospec-tives sur le sujet.La Direction de l’énergie nucléaire du CEA participe à l’en-semble de ces initiatives en complément des nombreuses col-laborations bilatérales qu’elle a nouées avec, notamment,outre les membres du forum, les différents pays européens,la Russie et la Chine. Enfin, récemment, des échanges ont étéengagés avec l’Inde sur la sûreté des systèmes nucléaires.Bibiographie« Innovative Nuclear Reactor Development – Opportunities forInternational cooperation », document AIEA – OCDE, 2002.PERERA (J.), « Fuelling Innovation », dans Nuclear EngineeringInternational, janvier 2004, p. 24-29.Towards a European Strategy of Energy Security (novembre 2000) –COM(2000) 769 – European Commission.Pascal ANZIEU,Direction du développement et de l’innovation nucléairesMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 1819Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa participation de la Direction de l’énergie nucléaire du CEAParmi les systèmes sélectionnés par le forum « GenerationIV », le CEA donne la priorité au développement de systèmesà neutrons rapides, avec un cycle du combustible fermé poursoutenir un développement énergétique durable, et à celui detechnologies clés pour la production nucléaire d’hydrogène. Ilfavorise ainsi une approche duale des systèmes à neutronsrapides (RNR-Na et RNR-G, les SFR & GFR de « GenerationIV »), à travers des recherches d’innovations sur les difficul-tés technologiques de la filière sodium et une R&D de fondsur les verrous technologiques spécifiques du système rapideà caloporteur gaz, principalement le combustible. Cetteapproche comprend également la recherche de nouveauxprocédés pour le traitement des combustibles usés et le recy-clage de tous les actinides, uranium, plutonium et actinidesmineurs. En outre, le CEA contribue aux développements spé-cifiques pour les réacteurs à très haute température à neu-trons thermiques (RTHT, le VHTR de « Generation IV »), enliaison avec ses partenaires industriels.Ces options correspondent aux orientations que le CEA avaitprises en 2000 pour ses recherches sur les systèmesnucléaires du futur, avec un maintien au meilleur niveau deson expertise sur les réacteurs à neutrons rapides* àsodium, grâce à une R&D ciblée sur les difficultés résiduellespropres à cette filière, avec le développement d’une gammeévolutive de systèmes à caloporteur gaz et des procédés pourrecycler intégralement le combustible qui soient robustes vis-à-vis des risques de prolifération.Une moindre priorité est donnée au développement desautres systèmes. En effet, certaines interrogations subsistentsur leur faisabilité ou leurs performances. Qu’il s’agisse desperspectives très incertaines concernant la possibilité d’appli-quer le refroidissement à eau supercritique aux systèmes àneutrons rapides, ce qui limite de facto les enjeux derecherche au seul fait d’augmenter le rendement de conver-sion d’énergie du système à neutrons thermiques ; du reportà très long terme de la filière à sels fondus, compte tenu desverrous technologiques à lever et de la difficile transition versle cycle uranium / thorium, à partir du cycle du combustible desréacteurs à eau actuels ; du handicap important du plombcomme caloporteur de réacteurs d’une puissance unitairesignificative, de l’ordre du gigawatt électrique, pour des rai-sons de poids, de corrosion, ainsi que pour des conditions demaintenance et d’inspection en service.La stratégie de développement de la gamme de systèmes àcaloporteur gaz, RTHT et RNR-G, trouve sa logique dans lefait que les deux systèmes comportent un tronc commun derecherches important et se consolident mutuellement. Il fautdonc tirer le meilleur parti des recherches sur le RTHT commeressource pour le RNR-G. Il s’agit là du développement dematériaux résistant à la haute température, de la mise au pointde la technologie des circuits en hélium, du choix des sys-tèmes de conversion d’énergie et de production d’hydrogène,des outils de calcul.La R&D sur le tronc commun entre le RTHT et le RNR-G per-met de limiter celle spécifique au réacteur à neutrons rapidesà quelques thèmes clés spécifiques tels que la mise au pointd’un combustible innovant, les procédés de traitement et derefabrication associés, et la conception du réacteur lui-même, compte tenu de ses caractéristiques notoirement dif-férentes, principalement en ce qui concerne sa sûreté. LeRNR-G offre alors au RTHT une perspective durable enassociant haute température et neutrons rapides, avec recy-clage du combustible.Les réacteurs nucléaires du futur refroidis au gaz ne sont pasdes systèmes entièrement nouveaux. Des réacteurs de cetype ont été construits et exploités dans le passé. La premièregénération de ces systèmes, à moyenne température, a ététestée dans plusieurs pays au lendemain de la SecondeGuerre mondiale. L’intérêt du gaz, le dioxyde de carbone, àl’époque, tenait alors à sa transparence aux neutrons et à safaible activité chimique. Ces réacteurs ont permis notammentde produire du plutonium tout en fournissant de l’électricité.Des modèles industriels ont été mis au point en France, avecla filière des UNGG – Uranium Naturel Graphite Gaz –, auRoyaume-Uni, avec la filière des MAGNOX puis des AGR.Pour concurrencer le développement industriel grandissantdes réacteurs à eau sous pression*, des versions plus per-formantes ont été mises au point dans les années soixante-dix, aux États-Unis et en Allemagne, principalement. Les RHTsont nés, d’une part, de l’utilisation de l’hélium qui permet d’at-teindre les hautes températures et favorise ainsi un bon ren-dement dans la production d’électricité, et, d’autre part, de lamise au point d’un combustible résistant sous forme de micro-particules. La construction et l’exploitation de plusieurs proto-types ont permis de mettre au point et de valider en grandepartie la technologie associée. C’est sur ces bases que s’ap-puie le nouveau programme de recherche. Les progrèsconstants dans la métallurgie, la mise au point de turbines àMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 19gaz à très haute température pour l’industrie aéronautique etla volonté de dépasser les limites intrinsèques des réacteursrefroidis à l’eau ordinaire ont incité à revisiter cette option avecles objectifs ambitieux cités plus haut.Pascal ANZIEU,Direction du développement et de l’innovation nucléairesMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 2021Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLes premiers réacteurs graphite-gaz : historique et performancesDès la fin de la Seconde Guerre mondiale, les quelquespays qui ont décidé de se doter d’un potentiel électronucléaireont eu à choisir la filière de réacteurs qu’ils allaient développerparmi un vaste éventail de possibilités. Les options possiblesse caractérisaient schématiquement par une combinaison detrois éléments : un caloporteur*, un modérateur* et un com-bustible.La France disposait de minerais d’uranium en quantité suf-fisante, mais ne possédait pas d’eau lourde* ni d’usinesd’enrichissement*, ce qui restreignait déjà beaucoup leschoix possibles. Le graphite est un modérateur intéressant,car il absorbe peu les neutrons et permet ainsi l’utilisationd’un combustible en uranium naturel, sans enrichissement.Or, l’industrie du graphite était développée depuis assezlongtemps pour les besoins des industries électrochimiqueset électrométallurgiques. Restait à choisir le caloporteur : cefut le dioxyde de carbone. Ce gaz présente un certainnombre d’avantages : il est disponible, peu coûteux et bienconnu dans le monde industriel. Il possède de bonnes carac-téristiques de transfert thermique (pour un gaz) et de bonnespropriétés neutroniques. En outre, il est chimiquement com-patible avec l’utilisation du graphite comme modérateur etavec les matériaux de gainage et le combustible, moyennantcertaines précautions.En France, l’orientation fut donc rapidement prise deconstruire des réacteurs modérés au graphite, refroidis audioxyde de carbone sous pression, avec des éléments com-bustibles en uranium naturel.Quelque temps auparavant, la Grande-Bretagne avait pris lamême option et s’apprêtait à développer plus largement qu’enFrance cette filière, appelée « MAGNOX », outre-Manche, età la prolonger par la filière AGR.Les réacteurs Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) et leurvariante britannique MAGNOXLe graphite permet certes l’utilisation d’un combustible en ura-nium naturel, mais seulement à l’état métallique pour assurerune densité de matière fissile suffisante, et à condition de lerenouveler en continu pour minimiser les captures* stériles*par les produits de fission. Les réacteurs MAGNOX et UNGGutilisent ainsi des barreaux d’uranium gainés d’un alliage àbase de magnésium, qui traversent les canaux percés dansun empilement massif de graphite, canaux dans lesquels cir-cule du dioxyde de carbone sous pression. Ces réacteurs ontpu être réalisés avec une technologie relativement fruste –celle de la France de l’immédiat après-guerre –, mais le faiblepouvoir ralentisseur du graphite impose des tailles d’installa-tion qui deviennent considérables dès que l’on atteint des puis-sances significatives, et donc un investissement initial trèslourd. Leur sensibilité à l’effet xénon* les rend peu souplesd’emploi, mais la possibilité de décharger le combustible sansarrêter le réacteur permet d’y produire par sous-irradiation duPu 239 quasiment pur pour des applications militaires.Neuf réacteurs UNGG ont été construits sur le sol français.Les trois premiers, à Marcoule (commune de Chusclan, Gard),étaient essentiellement des réacteurs plutonigènes. Le pro-gramme électrogène a débuté par le lancement, à des datesrapprochées, de Chinon 1 (1957), Chinon 2 (1958), Chinon 3(1961), d’une puissance de 70, 200 et 480 MWe nets respec-tivement (fig. 9). Il n’était pas question d’attendre la diver-gence*, encore moins les premiers résultats de fonctionne-ment, pour lancer le modèle suivant. Ces trois réacteursétaient des prototypes, très différents les uns des autres. Lesréacteurs suivants furent construits à Saint-Laurent-des-Eaux(Loir-et-Cher,1963 et 1966) et au Bugey (commune de Saint-Vulbas, Ain,1965). Dans le Ve plan (1966-1970), il était prévul’installation de 2 500 MWe en UNGG. La construction d’unenouvelle tranche à Fessenheim a effectivement débuté en1967, mais fut arrêtée à la fin de 1968 : le règne des réacteursà eau venait de commencer…Fig. 9. La centrale UNGG de Chinon.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 2122 Les premiers réacteurs graphite-gaz :historique et performancesLes caractéristiques des réacteurs UNGG sont résumées ci-après, sur l’exemple de Saint Laurent 2 2.La faible puissance spécifique du réacteur imposait un cœurde grandes dimensions : ce cœur était enfermé dans un cais-son contenant également le circuit primaire avec son échan-geur de chaleur. Le caisson était un édifice en béton précon-traint, de 33 m de diamètre et de 48 m de haut. Une peau enacier de 25 mm d’épaisseur tapissait l’intérieur du caisson etassurait l’étanchéité au gaz CO2 sous pression (29 bars).L’empilement de graphite du réacteur avait la forme d’uncylindre droit à axe vertical de 10,2 m de hauteur et de 15,7 mde diamètre. Il était constitué d’un réseau de colonnes assem-blées entre elles par tenons et mortaises. L’ensemble ne pesaitpas moins de 2 680 tonnes.Les quatre échangeurs de chaleur* CO2-vapeur étaient detype monotubulaire à circulation croisée. L’arrivée d’eau se fai-sait à la partie inférieure, le CO2 chaud entrant à la partiesupérieure. Le débit total de CO2 était de 8,6 t/s, celui de lavapeur d’eau de 0,6 t/s.Les éléments combustibles étaient renouvelés pendant lamarche du réacteur. La cadence de renouvellement était del’ordre de deux à trois canaux par jour, ce qui imposait l’usaged’un dispositif de manutention sophistiqué.Un dispositif de détection de la présence de gaz de fissiondans le caloporteur permettait de déceler les éventuelles rup-tures de gaine, puis de les localiser.Les éléments combustibles des réacteurs UNGG ont évoluédans le temps. Dans leur version la plus aboutie, chaque élé-ment était composé d’un tube de matériau combustible(alliage d’uranium à 0,07 % d’aluminium et 0,03 % de fer) àâme en graphite. Très tendu, le bilan neutronique des réac-teurs UNGG n’autorisait pas un taux de combustion* trèsélevé pour le combustible (6,5 GWj/t). La température limitede fonctionnement du réacteur était fixée par la températuremaximale admissible sur l’uranium. Celle-ci était de 650 °C surla face interne du tube.Sûreté des filières UNGG et MAGNOXLe confinement des produits de fission est assuré par deuxbarrières* : la gaine* de l’élément combustible et le caissonde béton précontraint.La gaine étant placée dans des conditions de fonctionnementproches de ses limites technologiques, des précautions parti-culières sont prises pour l’y maintenir. Le refroidissement ducœur, fonction vitale pour le maintien de l’intégrité de la gaine,est assuré par quatre dispositifs indépendants.La surveillance de l’intégrité de la gaine est également un élé-ment essentiel de la sûreté des réacteurs UNGG et MAGNOX.Le principe retenu est d’interdire le fonctionnement du réac-teur avec une gaine rompue pour éviter l’oxydation de l’ura-nium métallique par le CO2 et pour conserver le gaz calopor-teur aussi propre que possible.En cas de défaillance de la première barrière, le caisson estvidangé à travers des filtres retenant les aérosols et les iodesradioactifs.Pour ces réacteurs, l’accident grave de référence est le dégon-flage du caisson par un puits de chargement du combustibleou par suite d’une rupture d’une canalisation de gaz. Un dis-positif de refroidissement de secours permet de conserver l’in-tégrité des barrières en cas de perte totale des moyens derefroidissement normaux. L’étude des conséquences radiolo-giques des accidents ne conduit pas à des risques importantspour l’environnement. L’interposition d’une enceinte de confi-nement supplémentaire n’a pas été jugée nécessaire.Les seuls incidents notables à signaler sur cette filière (fusionde cinq éléments combustibles à Saint Laurent 1 et de quatreéléments à Saint Laurent 2) n’ont eu que des conséquencestrès faibles pour le personnel d’exploitation et négligeablespour l’environnement.Rejets et déchets Les principaux déchets solides produits par ces réacteurs sontconstitués par les chemises en graphite des éléments com-bustibles. Le volume annuel produit par un réacteur UNGG ouMAGNOX de 500 MWe est de 25 m3 environ, soit une massede 45 tonnes 3.Machine demanutention combustibleGénérateur de vapeurCaisson en bétonSoufflanteCœur10 mRéacteur MAGNOXFig. 10. Réacteur MAGNOX.2. Voir également le tableau, p. 23.3. Pour plus de détails, le lecteur pourra se reporter aux pages 27-32 et 68 qui traitent notamment des déchets graphite.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 2223Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe retour d’expérience Le principal problème de la filière a été la corrosion des piècesde structure par les radicaux oxydants produits par radiolyse*du gaz carbonique. Il a fallu abaisser quelque peu la puissancedes réacteurs MAGNOX et UNGG pour minimiser cet effet.Pour la même raison, la température de sortie du gaz a étélimitée au-dessous de 400 °C.Parmi les autres points sensibles de ces anciennes filières gra-phite-gaz, on peut également citer l’usure par frottement, lebruit et les vibrations.Les AGR (« Advanced Gas-CooledReactor »)C’est en Grande-Bretagne que les réacteurs à caloporteur gazont connu leur plus grand développement, avec les filièresMAGNOX (fig. 10), puis AGR (fig. 11). Les AGR, variété accli-matée exclusivement sur le sol britannique, représentent unesuite logique des réacteurs MAGNOX. Au début des annéessoixante-dix, l’uranium enrichi étant devenu disponible com-mercialement, il put être utilisé dans les réacteurs à gaz, avecpour effet de relâcher un certain nombre de contraintes surl’économie de neutrons du réacteur. Les AGR utilisent un com-bustible en oxyde d’uranium légèrement enrichi, rechargé enmarche. La puissance volumique est quatre fois supérieure àcelle des MAGNOX, et le volume des échangeurs de chaleurest plus réduit. La compatibilité chimique entre UO2 et CO2 etle caractère réfractaire de l’oxyde autorisent une élévation dela température : le caloporteur est à 650 °C en sortie de cœur,ce qui donne aux AGR un très bon rendement électrique(42%). Leur démarrage a été laborieux, en partie pour des rai-sons d’organisation industrielle, en partie à cause d’une mau-vaise maîtrise de la corrosion. Pour diminuer la corrosion radio-lytique par le CO et les radicaux libres oxydants formés par leCO2 sous irradiation, le caloporteur contient du méthane. Lecontrôle de la concentration de ce gaz s’est avéré délicat. 14AGR ont été construits en Grande-Bretagne au début desannées soixante-dix. Ils fonctionnent bien aujourd’hui, mais lafilière n’a pas essaimé hors de son pays d’origine.La filière graphite-gaz a été progressivement abandonnée parla France, l’Italie, l’Espagne et le Japon, et ne représente plusque 4 % du parc mondial actuel. Seuls subsistent aujourd’huiles MAGNOX et AGR britanniques, et la mise à l’arrêt desMAGNOX a commencé en 2002.Unité AGR MAGNOX UNGGPoids U t 114 395 430Combustible UO2 Oxyde U métallique U métalliqueGaine acier Gaine alliage Mg Gaine alliage MgPuissance volumique MW/m3 3 ~1 1Enrichissement % 2,1à 2.6 % U naturel (0,7 %) U naturel (0,7%)Gaine Acier inox Alliage Mg Alliage Mg-ZrPression de gaz caloporteur bar 41,9 27,6 29Nombre d’échangeurs 12 4 4Température de sortie de gaz °C 645 414 400Température maximale de la gaine °C 825 450 473Masse de l’empilement graphite t 1 248 3 735 2 440Puissance électrique nette MWe 625 590 480Rendement net % 41,7 31,4 28,7Débit de CO2 t/s 3,8 10,2 8,6Combustion massique GWj/t 18 4 6,5Caractéristiques comparées d’un AGR (« Hinkley Point B »), d’un réacteur MAGNOX (WYLFA) et d’un réacteur UNGG (Saint Laurent 2).Machine demanutention combustibleGénérateur de vapeur Caisson en bétonSoufflanteCœur10 mRéacteur AGRFig. 11. Vue en coupe d’un réacteur AGR.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 23Avantages et inconvénients des différents types de caloporteurs gaz pour le refroidissement des réacteurs nucléaires. Le tableau ci-dessous résume les caractéristiques principales des caloporteurs gaz par rapport aux caloporteurs eau et sodium.24 Les premiers réacteurs graphite-gaz :historique et performancesCette première génération de réacteurs à caloporteur gaz aun bilan de fonctionnement plutôt flatteur, sans accident impor-tant et avec une production électrique régulière. Mais cesanciennes filières UNGG, MAGNOX et AGR sont désormaisobsolètes pour des raisons économiques. Le concept de réac-teur à caloporteur gaz a pourtant un avenir, grâce à une séried’avancées technologiques importantes dans le domaine desmatériaux et du combustible. Il est permis d’envisager destempératures de fonctionnement beaucoup plus élevées quepar le passé, ce qui donne à ces systèmes des qualités nou-velles et un attrait considérable. Les RCG réussiront-ils àconcurrencer, voire à détrôner les réacteurs à eau pourprendre une place importante dans les systèmes de 3e géné-ration (en cours de déploiement) ou de 4e génération (pour lefutur plus lointain) ? Il est encore trop tôt pour le dire. La suitede la monographie résume les avancées récentes sur cesujet… Bertrand BARRÉ (AREVA) et Bernard BONIN (CEA),Direction de l’énergie nucléaireTempérature à laquelle lecaloporteur peut fonctionner.Cette température influedirectement sur lerendement du système de conversion d’énergie.Figure de mérite du point devue du transfert thermique :Capacité calorifique,conductivité thermiqueAspects neutroniques,transparence aux neutronsCorrosionTechnologie :Joints, étanchéitéTechnologie :Inspectabilité du cœurSûretéEauLes limitations en température sontdues à l’ébullition et à la corrosionL’eau légère absorbe les neutrons ;le fort pouvoir modérateur de l’eauliquide limite son usage auxréacteurs à spectre thermique.L’eau à haute température est corrosive.Risque de vaporisation, avec fortemodification des caractéristiquesneutroniques et de transfert ther-mique du caloporteur eau.SodiumLe sodium absorbe peu les neutrons. Très faiblementmodérateur, il est compatibleavec un spectre rapide.Le sodium est très peucorrosif pour les structures du réacteur.Les réacteurs au sodiumfonctionnent à pression atmosphérique.Le sodium n’est pas transpa-rent. L’inspection périodiquedes surfaces en milieuopaque est difficile.Très peu de risques de vapo-risation, mais s’enflamme à l’air et réagit violemmentavec l’eau.GazLe transfert thermique solide-gaz estmédiocre, ce qui oblige à faire travaillerle caloporteur à fort débit et sous fortepression et limite la puissancevolumique du cœur.La circulation du caloporteur gaz estcoûteuse en puissance de soufflage.La capture neutronique dans le gaz est très faible.Son pouvoir modérateur est inexistant, et il est compatible avec un spectrethermique ou rapide.Les gaz peuvent être facilement purifiés.Les propriétés chimiques et le comportement vis-à-vis de la cor-rosion dépendent du gaz considéré (voir détails dans le tableau suivant).Le gaz pose des problèmes d’étan-chéité.La transparence du gaz facilite mainte-nance et interventions dans le réacteur.Absence de changement de phase etde réactivité chimique, mais une fortebaisse de pression lui fait perdre sescapacités de caloporteur.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 2425Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazPropriétés thermodynamiquesStabilité chimique, corrosionDisponibilité, ressourcesCO2Bonne capacité calorifique (pour un gaz) ; Le rapport Cp/Cvbas donne au CO2 une bonne aptitude à la conversiond’énergie.La réactivité chimique du CO2 devient importante au-dessusde 650 °C. Au-delà de cette température, il y a unecarburation des métaux et une oxydation du graphite. Cetteréactivité augmente encore sous rayonnement du fait de ladécomposition radiolytique du CO2, qui produit des agentsoxydants et corrosifs sous flux gamma.Abondant et très bon marché.HeBonne conductivité thermique (pour un gaz).Inerte chimiquement, quelle quesoit la température. Pas de limited’utilisation avec la hautetempérature.Disponible et bon marché (voir ci-dessous).L’hélium est formé dans la croûte terrestre par la désintégrationradioactive des émetteurs alpha des chaînes de l’uranium et duthorium. C’est un sous produit de l’industrie du gaz naturel, quien contient jusqu’à 7% dans certains gisements. Les réservesmondiales estimées sont de l’ordre de 30 milliards de m3 TPN 4,les principales réserves se trouvant aux USA (13 Gm3), enRussie (9), en Algérie (2.1), au Canada (2.1) en Chine (1.1), enPologne (0.8) et en Hollande (0.7). La consommation annuellemondiale d’hélium est voisine de 100 millions de m3 TPN, pourun prix de l’ordre de 2 €/m3 TPN (prix 2005). Les principauxusages actuels de l’hélium sont la cryogénie, le soudage sousgaz inerte, la détection des fuites, la mise sous pression d’en-ceintes, et la création d’atmosphères contrôlées, par exemplepour la plongée sous-marine profonde. Compte tenu de l’inven-taire hélium dans un RCG et du taux de renouvellement de cethélium dans le réacteur (environ 14 000 m3 TPN par gigawattélectrique installé, avec un taux de perte annuel nettement infé-rieur à 10%), le caloporteur représentera une fraction tout à faitnégligeable du coût de l’installation, et 5% des ressourcesseraient suffisantes pour alimenter un parc de RCG à l’échellemondiale d’une capacité double du parc actuel.Les deux gaz envisageables pour les RCG sont l’hélium et le CO2. Le tableau ci-dessous résume leurs avantages comparés.4. TPN : dans les conditions normales de température et de pression.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 25Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 26Les réacteurs à spectre thermiqueont besoin d’un modérateur neutro-nique. Le graphite possède des quali-tés qui le rendent particulièrement bienadapté pour cette application : c’est unmodérateur à la fois faible absorbantneutronique, réfractaire et assez peuvulnérable à la corrosion, bon marché,et bien connu des industriels, du fait deses autres applications. Le graphite estutilisé depuis les débuts de l’énergienucléaire, et il restera un matériauindispensable pour les futurs réacteursà caloporteur gaz. Son importancecomme matériau nucléaire lui vautd’être encore aujourd’hui l’objet derecherches. Sa mise en œuvre et soncomportement en réacteur en font, eneffet, un matériau très particulier.Les différents graphites dans les filières de réacteurs à gaz Il existe de nombreuses formes de carbone (carbone vitreux,coke, anthracite, pyrocarbone, noir de carbone, nanotubes decarbone, fullerènes), mais seulement deux sont allotro-piques* : le diamant et le graphite.À condition d’être suffisamment pur, le graphite est un bonmodérateur de neutrons, car il ralentit les neutrons sans lesabsorber (la section efficace* de capture du C 12 est faible,et sa section efficace de diffusion élastique est forte). Il pos-sède des propriétés mécaniques intéressantes à haute tem-pérature, est relativement facile à usiner et s’active peu sousirradiation.Un graphite nucléaire doit avoir de bonnes propriétés méca-niques, donc une forte densité ; il doit avoir une bonne stabi-lité dimensionnelle sous irradiation, donc une bonne isotro-pie ; enfin, il doit capturer le moins possible les neutrons etconstituer un déchet après irradiation ayant la plus faible acti-vité possible, donc contenir de très faibles quantités d’impure-tés absorbantes ou activables.27Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazUn matériau fascinant : le graphiteLes graphites polycristallins sont utilisés comme matériauxde structure dans les réacteurs nucléaires à caloporteur gazà spectre de neutrons thermique. Ils sont fabriqués (fig. 12)à partir d’un coke de pétrole ou de brai de goudron de houilleet d’un liant. Le coke calciné est broyé, tamisé, puis lesgrains obtenus sont mélangés dans des proportions conve-nables pour obtenir une bonne densité et favoriser le départdes matières volatiles du liant. Le mélange de coke est, engénéral, malaxé à 165 °C avec un brai de houille, mis enforme par filage, ou par compression soit unidirectionnellesoit isostatique, puis cuit entre 800 °C et 1 200 °C pour coké-fier le liant. Ensuite, le produit peut subir une ou plusieursimprégnations, généralement avec un brai de pétrole, afind’augmenter sa densité et ses propriétés mécaniques. Enfin,il est graphité entre 2 500 °C et 3 000 °C pour obtenir la struc-ture cristalline hexagonale (fig. 13). Cette graphitisation sefait en présence d’agents d’épuration (NaF, MgF2, Cl2…), quipermettent d’obtenir un graphite de qualité nucléaire, à faibleteneur en impuretés.La nature du coke utilisé et la technique de mise en forme rete-nues sont très importantes, car elles déterminent l’isotropiedu graphite obtenu, donc l’évolution de ses propriétés macro-scopiques sous irradiation. À taille de grains équivalente, lescokes de pétrole sont, en général, plus anisotropes que lescokes de brai de houille.Cependant, plus la taille de grains de coke est faible, plus legraphite obtenu est isotrope. Les graphites anisotropes ouFig. 12. Fabrication du graphite polycristallin.CokePétrole, Brai de houilleAnisotropeQuasi isotropeBroyageFormageCuissonImprégnationGraphiteMélangeOrientation desgrains parallèlementà l’axe de filageOrientation des grainsperpendiculairementà la direction de compressionGraphitationPurificationLiantBrai de houilleBrai40 µm – 7 mmPar filagePar compressionMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 27née peut atteindre 2 000 J.g-1, valeur considérable dont la libé-ration par retour des atomes à l’équilibre permettrait d’éleverla température du graphite de l’ambiante à 1 200 °C. Cetteaccumulation d’énergie a constitué un danger potentiel d’in-cendie pour les réacteurs refroidis à l’air et fonctionnant àbasse température. L’absence de prévention peut conduire àun accident, comme celui survenu dans le réacteur expéri-mental de Windscale, en Grande-Bretagne, en 1957.Quand la température d’irradiation est inférieure à 120 °C, lesdéfauts isolés (1 à 4 atomes) sont peu mobiles, et l’énergieemmagasinée s’accumule rapidement. Ces défauts peuventdisparaître par élévation de la température. La recombinaisondes défauts s’accompagne d’un dégagement de chaleur,représenté par un « pic » d’enthalpie* différentielle (dH/dθ),situé vers 200 °C et qui peut dépasser la chaleur spécifique dugraphite non irradié. Un graphite irradié est énergétiquementstable si, pour toute température, l’enthalpie différentielle estinférieure à la chaleur spécifique du graphite non irradié. Si legraphite est chauffé, l’énergie commence à se libérer à partirde la température de seuil θS. Dès que la température dedéclenchement θD est atteinte, la température s’élève demanière adiabatique*, provoquant un dégagement de cha-leur spontané, jusqu’à une température finale θf, telle que larelation suivante soit vérifiée :θ1 étant la température à laquelle la courbe dH/dθ croise celledu Cp du graphite non irradié (fig. 15).28 Un matériau fascinant : le graphitequasi isotropes sont fabriqués par filage ou par compressionuniaxiale, alors que les graphites isotropes sont fabriqués parcompression isostatique.L’« énergie Wigner » : un problèmepour la sûreté des réacteurs ?L’irradiation du graphite par des neutrons rapides provoque ledéplacement d’atomes de carbone hors de leur positiond’équilibre, créant ainsi des défauts (interstitiels et lacunes,voir fig. 14). Ce phénomène se traduit par une accumulationd’énergie, appelée « énergie Wigner ». L’énergie emmagasi-Fig. 14. L’irradiation neutronique provoque un déplacement desatomes de carbone, en position interstitielle entre deux plans graphènes, laissant ainsi des lacunes dans les plans graphènes.Fig. 13. Structure du graphite.Graphite polycristallinPlans graphènesMonocristal Amas de cristallitesPorosité inter-granulairePorosité inter-cristalliteCarbone d’imprégnationGrain de cokeCarbone du liantLacuneInterstitielc/2Déplacement dans une structure de type graphite• Lacune dans les plans graphènes• Interstitiel entre ces mêmes plansMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 2829Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazPour qu’il apparaisse une instabilité thermique du graphite dueà l’« énergie Wigner », il faut que la double condition suivantesoit remplie :• Une température d’irradiation inférieure à 115 °C ;• une fluence* neutronique supérieure à 1,6.1020 n.cm-2 FG5,soit 0.11 déplacement par atome de carbone.En pratique, pour des graphites irradiés entre 30 °C et 120 °C,la majeure partie de l’énergie emmagasinée est concentréedans le « pic » situé vers 200 °C. L’importance de ce picdécroît quand la température d’irradiation augmente. Quandelle est supérieure à 170 °C, le pic d’« énergie Wigner » à200 °C disparaît. Cela traduit le fait qu’à haute température lesdéfauts d’irradiation dans le graphite ne s’accumulent pas, carils se recombinent au fur et à mesure de leur formation.Ainsi, il n’y a aucun risque de relâchement spontané d’« éner-gie Wigner » pour les graphites irradiés au-delà de 300 °C.Comportement des graphites sousirradiation à haute température Dans les futurs réacteurs à haute température, le graphite serairradié entre 500 °C et 1 200 °C selon les composantsconsidérés, c’est-à-dire à des températures bien supérieuresà celles auxquelles il est irradié dans les réacteurs MAGNOX,UNGG et AGR. Comme indiqué ci-dessus, l’« énergieWigner » ne sera pas un problème pour ce type de réacteurs,mais d’autres phénomènes affectant le graphite devront êtrepris en compte.VariationsdimensionnellesÀ l’échelle des cristallites (dontles tailles selon l’axe cristallogra-phique c (Lc) sont comprisesentre 20 nm et 140 nm) assimi-lables à des monocristaux, le fluxde neutrons rapides produit ledéplacement d’atomes de car-bone en position interstitielleentre les plans graphènes et deslacunes au sein de ces mêmesplans (fig. 14).L’accumulation deslacunes conduit à une contractionde la maille cristalline selon l’axea, et celle des interstitiels à unedilatation selon l’axe c. Sous irra-diation, la taille des cristallitesselon a (La) va donc décroître,alors que Lc va croître.L’accroissement de la température d’irradiation menant à uneaugmentation de la mobilité des défauts, la concentration eninterstitiels isolés et lacunes diminue et conduit, à fluence don-née, à des modifications de La et de Lc de plus en plus faibles.Évidemment, les variations dimensionnelles des graphitespolycristallins ne se résument pas à celles des cristallites etdépendent essentiellement des paramètres suivants :• La température d’irradiation : entre 300 °C et 700 °C, il seproduit une contraction selon les deux directions préféren-tielles du graphite polycristallin (parallèle et perpendiculaireaux plans graphènes) avec des déformations plus importantesdans la direction parallèle aux grains (fig. 16). Les vitesses dedéformation en fonction de la fluence, ainsi que les variationsdimensionnelles, diminuent avec l’augmentation de la tempé-rature d’irradiation. Au-delà de 700 °C, il se produit égalementune contraction dans les deux directions, mais alors lesvitesses de déformation croissent avec la température d’irra-diation ;• la taille des cristallites : la taille et la perfection descristallites augmentent avec la température de graphitisation.Or, plus la taille des cristallites est importante, meilleure est lastabilité dimensionnelle du graphite sous irradiation ;• l’isotropie du graphite : en général, les vitesses dedéformation en fonction de la fluence neutronique et lesvariations dimensionnelles sont d’autant plus faibles que legraphite est isotrope.00,80,60,40,2200100 300 400 500 600 700Température (en °C)Cp du graphite non irradiédH (cal. g.-1.°C-1)dΘΘS ΘD Θ1 Θf5. FG : fluence de fission équivalente pour le graphite. Une fluence de1021 n.cm-2 FG correspond à une fluence de 0,96 1021 n.cm-2 (E > 0,1MeV).Fig. 15. Spectre d’« énergie Wigner » d’un graphite irradié à 60 °C et ayant reçu une fluence neutronique de 1,74.1020 n.cm-2 FG (soit 0.12 déplacement par atome).Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 29Module d’élasticitéSous irradiation, le module d’Young (E) du graphite polycris-tallin croît de manière très importante, du fait du blocage desdéformations de cisaillement par les défauts interstitiels, cequi peut conduire à une fragilisation du matériau. Cet accrois-sement intervient dès les faibles fluences, et il est d’autant plusimportant que la température d’irradiation est faible (fig. 18).En effet, quand la température d’irradiation augmente, la mobi-lité des défauts s’accroît, les interstitiels isolés s’organisent enamas puis en portions de nouveaux plans graphène. Lesdéformations de cisaillement sont alors de moins en moinscontrariées, ce qui a pour effet de limiter l’accroissement dumodule d’Young.30 Un matériau fascinant : le graphiteavec la fluence, et ce, à une vitesse qui diminue quand lafluence augmente (fig. 17). Elle atteint une valeur de saturationà partir de 4.1021 n.cm-2 (E > 0,1 MeV) pour des températuresd’irradiation comprises entre 500 °C et 1 000 °C.À une fluence donnée, la dégradation de la conductivité ther-mique du graphite sous irradiation est d’autant plus faible quela température d’irradiation est élevée.Ainsi, à 1 200 °C pour une fluence de 1021 n.cm-2, la conducti-vité normalisée (λi / λ0) 1 200 °C est proche de 1.Conductivité thermiqueLors de l’irradiation, des défauts plus ou moins étendus sontcréés dans les cristallites, induisant une diminution rapide dulibre parcours moyen des phonons. Ainsi, l’évolution de laconductivité thermique des cristallites est principalement liéeà la concentration en lacunes isolées et en boucles delacunes. La dégradation de la conductivité thermique des gra-phites polycristallins apparaît donc dès les très faibles fluencesneutroniques (1018 n/cm2 (E > 0,1 MeV)).À une température donnée, et quelle que soit la nuance degraphite, la conductivité thermique décroît de façon monotone0 1 2 3 4 510-1-2-3-4-57005009001000 - 11001200 - 1300°C0 1 2 3 4 5 10-1-2-3-4-57005009001000 - 11001 1200 - 300°C°C°C°C°C°C°C°C°CFig. 16. Variations dimensionnelles relatives d’un graphite polycristal-lin quasi isotrope à base de coke de brai de houille, en fonction de lafluence neutronique (EDN)6 pour différentes températures d’irradia-tion, a) dans la direction du filage ; b) dans la direction perpendicu-laire au filage.en 1021 n.cm-2 EDNDirection Direction ∆I I(%)6. EDN : Équivalent DIDO Nickel. Une fluence de 1021 n.cm-2 (EDN) cor-respond à une fluence de 1,76 1021 n.cm-2 (E > 0,1 MeV).ab0 1 2 3 410080604020Fig. 17. Variation de la conductivité thermique K d’un graphite poly-cristallin quasi isotrope à base de coke de brai de houille dans ladirection du filage, en fonction de la fluence neutronique, pour différentes températures d’irradiation (la conductivité thermique estmesurée à la température d’irradiation).K (W.m-1.K-1)Fluence : 1021 n.cm-2 (FG)1 100 °C900 °C700 °C500 °CMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3031Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaz1501005000 5 10Pour des graphites quasi isotropes, irradiés au-delà de 300 °Cet de 3.1021 n.cm-2 (E > 0,1 MeV), les valeurs du moduled’Young restent constantes, jusqu’à 9.1021 n.cm-2 (E > 0,1 MeV).Pour des fluences plus importantes, leurs valeurs de E aug-mentent encore à cause de la fermeture de la porosité. Enfin,à partir de 1,5.1022 n.cm-2, il se produit une diminution brutalede E, liée à la génération d’une nouvelle porosité, correspon-dant au passage de la phase de contraction à celle d’expan-sion du graphite.Fluage* sous irradiationAlors que le fluage* thermique du graphite n’apparaît sensi-blement qu’au-delà de 2 000 °C, le fluage sous irradiationintervient dès 100 °C et conduit à des déformations qui peu-vent être dix fois supérieures à celles obtenues hors irradia-tion. Les déformations de fluage sous irradiation ef des gra-phites s’écrivent sous la forme :où σ est la contrainte, E0 le module d’Youngdu graphite et γ la fluence neutronique*.Les déformations de fluage primaire et secon-daire correspondent respectivement aux deuxtermes de l’équation. Elles sont toutes deuxproportionnelles à la contrainte appliquée σ :• Le fluage « primaire » qui n’intervient qu’auxfaibles fluences et pendant lequel la vitessede déformation du graphite décroît continû-ment. Durant cette étape, la suppression dela contrainte appliquée, tout en poursuivantl’irradiation, entraîne une annulation de ladéformation εf. Un recuit thermique conduit àune restauration identique. Il existe peu deFig. 18. Variation relative du module d’Young E0 d’un graphite poly-cristallin quasi isotrope à base de coke de brai de houille, en fonctionde la fluence neutronique, pour différentes températures d’irradiation.∆E/E0(%)Fluence .1021 n.cm-2 (FG)Graphite quasi isotrope1 200 °C500 °C0%5%10%15%20%25%30%400 500 600 700 800 900 1 000 1 100 1 200Régime de transfert en phase gazRégime de diffusionRégime chimiquePerte de masse relative en fin d’essaiTempérature d’oxydationFig. 19. Cinétique d’oxydation d’un graphite en thermogravimétrie(perte de masse relative après quatre heures d’oxydation en airsec), en fonction de la température d’oxydation (°C).mesures de la constante de fluage primaire b et celles-ci sontassez dispersées. Néanmoins, il semble que cette constantecroisse avec la température d’irradiation ;• le fluage « secondaire » traduit un état stationnaire et secaractérise par une vitesse de déformation constante, enfonction de la fluence neutronique. Les déformations engen-drées au cours de cette étape sont permanentes et ne peu-vent être annulées par suppression de la contrainte appli-quée. Pour des températures d’irradiation comprises entre500 °C et 1 400 °C, la constante de fluage secondaire k aug-mente avec la température.Corrosion du graphite S’il présente un bon comportement mécanique à haute tem-pérature, le graphite est également très sensible à la présenced’espèces oxydantes dans l’hélium. L’oxydation du graphiteproduit des espèces gazeuses (CO, CO2, H2…) fonctions dugaz oxydant, et s’accompagne d’une dégradation du matériauqui, dans des cas extrêmes, pourrait avoir un impact sur lasûreté de l’installation. Or, il est envisagé d’introduire dans legaz hélium des traces d’oxydant (eau) pour contrôler la chi-mie du caloporteur dans les réacteurs RHT et RTHT. Cesespèces oxydantes ont, en particulier, pour objectif, de main-tenir un film protecteur en surface des matériaux métalliques.Par ailleurs, les scénarios accidentels dans ce type de réac-teur envisagent une entrée d’air massive dans le circuit pri-maire, par exemple suite à la rupture du « hot-duct », laconduite chaude reliant les deux cuves dans les dessinsactuels. Il apparaît donc très important de connaître le compor-tement du graphite en présence d’espèces oxydantes, que cesoit en fonctionnement normal ou bien en situation inciden-telle.En pratique, l’oxydation du graphite par l’air « est contrôlée pardes processus différents selon la température » (fig. 19) :Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3132 Un matériau fascinant : le graphite• Aux températures basses, jusqu’aux environs de 500 °C -600 °C, l’oxydation du graphite est contrôlée par la réactionchimique entre l’oxygène et le graphite. L’oxydation est alorslente, mais uniforme dans tout le volume de la pièce en gra-phite, ce qui peut conduire à une dégradation importante despropriétés mécaniques. Dans ces conditions, la présence decertaines impuretés telles que fer, vanadium ou plomb, jouele rôle de catalyseur de la réaction d’oxydation et en accélèrela cinétique ;• si la température augmente, l’étape limitante devient la dif-fusion des espèces gazeuses dans la porosité du graphite.La vitesse d’oxydation augmente, mais celle-ci se produitmoins en profondeur dans le solide. Le paramètre importantd’un point de vue cinétique est ici la porosité du graphite,qui va contrôler l’accès du gaz oxydant à l’intérieur du gra-phite. Cette phase s’étend depuis 500 °C - 600 °C jusqu’à900 °C - 1 000 °C, selon les nuances de graphite ;• au-delà de 1 000 °C, l’oxydation du graphite est contrôlée parl’apport de gaz à la surface de l’échantillon, parce que lavitesse de transport des espèces oxydantes à travers lemilieu poreux croît moins vite avec la température que cellede la réaction entre oxygène et graphite. L’oxydation, plusrapide, progresse depuis l’extérieur de l’échantillon ; les pro-priétés mécaniques sont donc peu affectées directement,sinon par la diminution de la taille externe de l’échantillon.L’expérience montre qu’il est très délicat d’extrapoler lesmesures obtenues sur une nuance de graphite dans desconditions données à l’oxydation des graphites dans toutesles conditions, compte tenu du nombre de facteurs intrin-sèques au matériau et liés à l’atmosphère gazeuse.L’analyse du comportement des graphites les plus prometteursen atmosphère oxydante, couplée à leur caractérisation méca-nique, doit finalement contribuer au choix des nuances de gra-phite acceptables dans un réacteur, notamment du point devue de la sûreté.Jean-Pierre BONALDépartement des matériaux pour le nucléaireJean-Charles ROBINDépartement de technologie nucléaireMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3233Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHTLe concept de réacteur à haute température (RHT) repré-sente une rupture par rapport aux réacteurs graphite-gaz depremière génération, UNGG, MAGNOX et AGR. Les RHT sedémarquent de ces « ancêtres » par l’utilisation d’un combus-tible finement divisé, constitué de particules enrobées, et parl’adoption d’un gaz caloporteur nouveau : l’hélium soushaute pression.L’utilisation combinée d’un combustible réfractaire et d’un calo-porteur chimiquement inerte permet à ces réacteurs de fonc-tionner à haute température (au-dessus de 800 °C), avec unbon rendement thermodynamique. La très haute résistance àl’irradiation du combustible à particules permet, en outre, d’at-teindre des taux de combustion* très élevés. La forme par-ticulière du combustible donne également beaucoup de sou-plesse au fonctionnement du réacteur et le rend apte àconsommer des matières nucléaires variées.Comme pour les réacteurs graphite-gaz de première généra-tion, l’utilisation du modérateur graphite contraint les RHT àavoir une puissance volumique basse. La masse importantede graphite contenue dans le cœur donne à ce dernier unegrande inertie thermique. Combinées, ces deux caractéris-tiques a priori pénalisantes du point de vue économique, confè-rent aux RHT des caractéristiques de sûreté intéressantes.Des conceptions modulaires plus récentes renforcent encoreles attraits sur le plan de la sûreté, de l’économie et des pos-MAGNOX* UNGG* AGR* RHT*Puissance unitaire type (MWe) 50-600 45-500 600 200-1 000Rendement électrique (%) 31 28-30 42 48Caloporteur CO2 CO2 CO2 HePression (bars) 28 29 40 50-70T sortie (°C) 400 environ 400 environ 645 750-950Modérateur graphite graphite graphite graphitePuissance volumique du cœur (MW/m3) 0.5-1 1 3 2-7Matière fissile U naturel U naturel U faiblement enrichi U enrichiÉlément combustible Barreau de métal Barreau de métal Pastilles d’oxyde Particule enrobéegainé par gainé par gainées d’acier de SiC un alliage de Mg un alliage de Mg et de graphiteTaux de combustion (GWj/t) 3,5-4,5 6,5 18 - 20 100, voire bien au-delàLa comparaison des caractéristiques des filières de réacteurs à caloporteur gaz montre la rupture apportée par les RHT par rapport aux réac-teurs graphite-gaz de première génération.RHT* Réacteur Réacteur à eau Réacteur rapideà eau bouillante* pressurisée* refroidi au sodium*Puissance unitaire type (MWe) 200-1 000 1 100 1 450 1 200Rendement (%) 48 33 33 41Caloporteur He eau eau Na Pression (bar) 50-70 70 155 1-4T entrée (°C) 400 278 290 390T sortie (°C) 750-950 287 325 550Modérateur graphite eau eau sansPuissance volumique du cœur (MW/m3) 2-7 50 100 250Taux de combustion (GWj/t) 100-800 30 60 100-200La comparaison des principales filières de réacteurs nucléaires met en évidence les caractéristiques très particulières des RHT.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3334 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHTsibilités de déploiement industriel. L’utilisation de turbines àgaz permet, enfin, d’envisager un cycle direct de conversiond’énergie (« cycle de Brayton ») améliorant encore le rende-ment et la compacité de l’installation. Ce sont ces raisons quicontribuent au regain d’intérêt pour cette filière*.Les principes de conception des RHTLe combustible à particulesL’utilisation d’un combustible à particules constitue l’innovationmajeure des RHT. Ce combustible, imaginé au début desannées cinquante par les chercheurs de Harwell en Grande-Bretagne, se présente sous la forme d’une petite sphère d’undiamètre de l’ordre du millimètre composée d’un noyau dematière fissile, éventuellement fertile*, enrobé de différentescouches de matériaux réfractaires.Dans les options de référence aujourd’hui retenues, le noyauest constitué d’oxyde d’actinide et revêtu de quatre couchesde différents matériaux (fig. 20). Partant du noyau combustible,on trouve successivement une couche de carbone poreuxappelée « buffer », servant de réservoir aux gaz de fissionrelâchés par le noyau et de tampon protecteur des couchesexternes, puis deux couches de carbone pyrolytiques denses,contribuant à la tenue mécanique de la particule, séparéespar une couche de carbure de silicium qui a un rôle de bar-rière à la diffusion des produits de fission.Ce concept offre une très grande flexibilité, relativement auxparamètres géométriques, à l’agencement des couches et auchoix des matériaux.Ces particules ne sont pas disposées librement dans le cœurmais agglomérées dans une matrice carbonée pour formerdes objets manipulables. Cette agglomération peut prendre laforme de petits cylindres de 1 à 2 centimètres de diamètre etde 5 à 6 centimètres de long, appelés « compacts », qui sontinsérés dans des logements situés à l’intérieur de blocs hexa-gonaux, en graphite également et percés de canaux pour lepassage de l’hélium de refroidissement. C’est le concept amé-ricain. Une autre variante de conception, allemande, est deconditionner ces particules dans des matrices en graphitesphériques d’environ 6 centimètres de diamètre, appelés« boulets ». Le cœur est alors constitué par l’empilement envrac de ces boulets, l’hélium de refroidissement circulant dansles espaces laissés libres.Il en résulte une dilution très importante du combustible dansle cœur* : dans la particule, d’abord, le noyau de composéd’actinide ne représente que de 10 à 15 % du volume, puisdans le compact ou le boulet où celui-ci ne compte plus quepour quelques pour cents. On comprend aisément que cesconceptions sont associées à des densités de puissance plu-tôt faibles d’environ 5 MW/m3 de cœur, à comparer aux valeursde 100 MW/m3 des réacteurs à eau.Un cœur de RHT va contenir des quantités considérables departicules (cela se chiffre en milliards), et c’est la notion mêmede combustible qui s’en trouve modifiée, puisque c’est statis-tiquement que vont s’apprécier ses performances.Le procédé de fabrication du combustible comporte troisétapes très différentes : la fabrication des noyaux (par sol-gelou Agglomération Voie Sèche…), la réalisation des enrobages(dépôts CVD, voie chimique en phase vapeur) et, enfin, lafabrication des matrices graphite, compacts ou boulets. À cha-cune de ces étapes, des contrôles et caractérisations spéci-fiques sur prélèvements (contrôles statistiques) sont néces-saires. En plus d’une géométrie donnée (diamètre, sphéricité,épaisseur des différentes couches), ces contrôles doiventnotamment s’assurer que la fraction de particules nonétanches est inférieure à 10-5. Ces contrôles constituent undes processus essentiels de fabrication du combustible RHTet ont nécessité le développement de méthodes à la foisfiables et économiquement réalistes pour des productions àgrande échelle.Le graphite modérateur et de structureLe graphite dans lequel sont diluées les particules joue à lafois le rôle d’élément de structure de l’élément combustible etde modérateur. Par ailleurs, le cœur est lui-même entouréd’éléments réflecteurs en graphite remplaçables ou perma-nents. Le cœur et ses réflecteurs reposent, enfin, sur degrosses structures de supportage également en graphite. Onconçoit donc aisément qu’à ces différentes fonctions corres-pondent des sollicitations (thermiques, mécaniques, effets del’irradiation…) et, par conséquent, des cahiers des chargesdifférents ; ainsi, plusieurs nuances de graphite peuvent éven-tuellement être utilisées dans un RHT.Fig. 20. La particule dite « TRISO* ».Combustible nucléaireCarbone poreuxRéservoir des gaz de fissionCarbone dense pyrolytique(assurant la tenuemécanique à la pression interne des gaz de fission)Carbure de silicium(obstacle à ladiffusion des produitsde fission)MillimètreÉléments combustiblesMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3435Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa pureté du graphite est un paramètre important sur le plande ses performances en modération, d’une part, mais égale-ment pour limiter la contamination du gaz par des produits decorrosion ou d’activation qu’il pourrait créer durant le fonction-nement, d’autre part. Ses qualités de modération conduisentà l’introduire en grande quantité, d’où, à nouveau, cette impor-tante dilution du combustible.Le graphite, très réfractaire et bon conducteur de la chaleur,possède des propriétés mécaniques intéressantes à hautetempérature ; il est relativement facile à usiner et il s’active rela-tivement peu sous irradiation.Si la température d’entrée de l’He (de l’ordre de 400 °C) metà l’abri de l’« effet Wigner », l’irradiation réduit sensiblementla conductivité thermique des graphites, accroît leur capacitéde fluage* et provoque des variations dimensionnelles(contraction et puis gonflement). Ce sont celles-ci qui limitentleur durée de vie en réacteur.Le graphite est, par essence, oxydable, ce qui conduit, dansl’analyse de sûreté, à se préoccuper des problèmes d’entréespotentielles d’air ou d’eau et, bien entendu, à minimiser, voireéviter celles-ci par conception. Le comportement en oxydationest très sensible à la teneur de certaines impuretés et conduità chercher à minimiser celles-ci.Enfin, le coefficient de température* du modérateur est, engénéral, très négatif, ce qui est stabilisant pour le cœur.Le caloporteur HeL’hélium et le CO2 se sont imposés comme caloporteursgazeux dans tous les projets de réacteurs refroidis au gaz.Dans la recherche des hautes températures, l’hélium resteseul en lice, principalement du fait des limitations du CO2 entempérature, pour les problèmes de corrosion du graphite àpartir de 500 °C.L’hélium est chimiquement neutre, ne présente pas de chan-gements de phase. Il est presque transparent aux neutrons,ce qui limite à des valeurs négligeables les effets en réactivitéliés à une variation de densité du caloporteur (dépressurisa-tion, par exemple). Il ne s’active ni ne se radiolyse sous irradia-tion (à l’exception du tritium formé par capture neutronique surl’impureté He 3).C’est parmi les gaz un des meilleurs agents d’échange et detransport de la chaleur (chaleur spécifique, conductivité ther-mique). La pression d’usage est déterminée par des considé-rations liées à la fois à l’extraction de l’énergie du cœur (faibledensité de l’hélium) et au rendement thermodynamique.L’optimum se situe environ à 7 MPa en cycle direct, valeur quel’on retrouve dans les projets récents.L’hélium présente, enfin, une aptitude à diffuser très facile-ment, ce qui nécessite que l’on soit particulièrement vigilantsaux problèmes d’étanchéité statique et dynamique du sys-tème. L’expérience passée montre qu’il existe des solutionstechnologiques pour les circuits et les composants qui permet-tent de ramener les taux de fuite à des valeurs acceptables, del’ordre de quelques pour cents par an.Les performances des RHT Le combustibleLe combustible des RHT a été éprouvé lors de très nom-breuses expériences d’irradiation aux États-Unis et en Europe.Comme chaque échantillon irradié comporte quelques milliersde particules, les résultats obtenus ont une valeur statistiquequi permet leur transposition aux réacteurs de puissance. Desmicrostructures très variées ont été testées. Les performancesreconnues au combustible à particules sont :• Un excellent confinement des produits de fission (à l’excep-tion de l’argent) et un très faible taux de défaillance des par-ticules jusqu’à 1 800 °C. Les températures d’usage (infé-rieures à 1 200 °C) restent faibles grâce à la bonneconductivité thermique du graphite et à la faible densité depuissance. Elles sont très en dessous des limites technolo-giques et, notamment, de la température de 1 600 °C consi-dérée comme la température à ne pas dépasser en situationaccidentelle ;• la limite en température est associée à la dégradation du SiCqui ne joue plus parfaitement son rôle à partir de 1 800 °C etqui se décompose à 2 200 °C. Le remplacement du SiC parle ZrC, plus stable encore, permettrait de repousser encoreles limites en température du combustible à particule ;• une capacité à intégrer des taux de combustion extrêmementélevés : dans certaines expérimentations des taux de com-bustion de 780 GWj / t ont été atteints sans dommage appa-rent des particules. Cette capacité permet d’envisager la pos-sibilité de consommer certains actinides comme leplutonium.Du fait de la résistance mécanique des particules qui le consti-tuent, le combustible RHT est difficilement retraitable. Celapeut être pénalisant lorsqu’il est utilisé dans des stratégies derecyclage des matières, comme le cycle U/Th régénérateur,un temps envisagé pour les RHT ; cela peut néanmoins êtreconsidéré comme un avantage pour les applications où l’oncherche à « brûler » ou « consommer » les matières avec l’at-teinte de très forts taux de combustion. Dans cette situation,le combustible usé n’a plus qu’une très faible valeur énergé-tique résiduelle, et il pourrait être envisageable de le stockeren l’état, si les études en cours confirmaient que l’excellentconfinement des produits de fission par les couches d’enro-bage de la particule est maintenu sur de longues périodes detemps.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3536 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHTLa neutronique et les cyclesUn RHT offre l’avantage de pouvoir accueillir une grandevariété de mélanges de matières fissiles et fertiles, sans modi-fication notable de la conception du cœur. Cette souplesserésulte essentiellement du découplage entre les paramètresqui déterminent la géométrie de refroidissement et ceux quicaractérisent l’optimisation neutronique (concentration etrépartition en noyaux lourds, ou rapport de modération). Onpeut, en effet, agir sur le taux de remplissage des particulesenrobées dans la matrice de graphite qui constitue le combus-tible, sans pour autant modifier les dimensions des élémentscombustibles (nombre et diamètre des trous de refroidisse-ment dans les blocs prismatiques, ou diamètre externe desboulets). On peut également faire varier la taille des noyauxou même la proportion relative de différents types de parti-cules pouvant contenir des matières nucléaires différentes.Avec les RHT, on est également libre dans le choix de la répar-tition et de la concentration des matières fissiles et fertiles quidéterminent les deux paramètres neutroniques fondamentauxque sont le rapport de modération* et l’autoprotection*.D’autres raisons à caractère plus physique favorisent les facul-tés d’adaptation du RHT vis-à-vis du cycle du combustible parrapport à des réacteurs utilisant un modérateur sous formeliquide, comme les réacteurs à eau. On peut citer, à titred’exemple, l’effet de vidange qui limite la teneur en plutoniumdans les combustibles MOX* pour les réacteurs à eau et quin’existe évidemment plus pour un réacteur modéré au gra-phite. À noter également une bien meilleure économie de neu-trons des RHT par rapport au REP, du fait de la réductionimportante des captures stériles dans le modérateur (le gra-phite capture 100 fois moins de neutrons que l’eau), dans lesmatériaux de structure (pas de matériaux métalliques captu-rant les neutrons) et dans les produits de fission (car le spectreest plus dur, alors que les produits de fission capturent mieuxles neutrons thermiques).La sûretéLes excellentes performances du combustible, son caractèreréfractaire, une conductivité thermique acceptable, une faiblepuissance spécifique, une grande inertie thermique et, enfin,un coefficient de température* modérateur très négatif asso-ciés à des effets de densité du caloporteur pratiquementinexistants sont les principales caractéristiques qui confèrentaux RHT un niveau de sûreté supérieur à celui des filièresexistantes et qui les situent dans une position particulièrementfavorable pour répondre aux exigences requises pour les réac-teurs du futur.Une des exigences de sûreté essentielle pour toute installationnucléaire est le confinement des produits de fission. C’est parle biais du respect de la limite en température du combustiblede 1 600 °C obtenue dans toutes situations accidentellesprises en compte dans le dimensionnement que ce confine-ment est assuré.Le respect de cette exigence est lié à deux fonctions de sûretéprincipales :• Le contrôle de la réactivité* pour exclure des excursionsde puissance* inacceptables. Cela est assuré par un coef-ficient de température fortement négatif et des effets de den-sité du caloporteur pratiquement négligeables. En outre, l’ab-sence de changement de phase de l’hélium entraînel’absence de variation brutale de réactivité ou de conditionsd’échange thermique. Le risque de re-criticité par reconfigu-ration du cœur est jugé inexistant pour cette filière ;• l’évacuation de la chaleur produite (normale et résiduelle)pour éviter la surchauffe du cœur. C’est ici que réside lagrande faculté de cette filière, grâce également aux dessinsrécents de réacteurs de petite taille, d’utiliser des propriétésinhérentes au concept pour offrir des moyens passifs trèssûrs, notamment afin d’extraire la puissance résiduelle* encas d’arrêt du refroidissement ;• une bonne conductivité thermique offre une marge impor-tante entre la température d’usage du combustible et lesniveaux de température qui peuvent induire une dégradationde son état ;• cette bonne conductivité, ajoutée à une faible puissance spé-cifique, à un cœur annulaire entouré de réflecteurs (masseimportante de graphite) donnant à l’ensemble une grandeinertie thermique, permet de stocker, puis de transférer versl’extérieur la puissance résiduelle, grâce aux seuls phéno-mènes physiques de conduction et de rayonnement.Il a été montré que les températures ainsi atteintes par la cuverayonnant vers des panneaux de refroidissement situés dansle puits de cuve respectent les limites demandées par satenue mécanique.Et comme ces séquences ne nécessitent pas la présenced’hélium, cette filière peut se prévaloir d’être la seule dontl’évacuation de puissance résiduelle ne nécessite pas la pré-sence de caloporteur. Le gaz n’a donc pas, dans les RHT, defonction de sûreté.On conçoit que cette simplicité permette d’éliminer beaucoupde systèmes de sûreté actifs qui sont indispensables pour lesréacteurs conventionnels, et que cela puisse contribuer à lacompétitivité économique de la filière.Un atout supplémentaire en matière de compétitivité écono-mique est la possibilité d’utiliser, sous certaines conditions,une enceinte ventilée, non étanche : certains constructeursont déduit de l’excellent pouvoir de rétention des produits defission du combustible lié au respect de la limite de 1 600 °Cpour toutes les situations accidentelles prises en compte dansle dimensionnement que les doses atteintes par les travailleurset le public respectaient les limites sans demander une excel-lente étanchéité de l’enceinte ; c’est le cas du projet GT-MHRprésenté par General Atomics, ainsi que du projet PBMRdéveloppé par Eskom en Afrique du Sud.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3637Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazDans les RHT, une fonction supplémentaire doit faire l’objetd’analyse : c’est le contrôle de la dégradation du cœur prove-nant de réactions chimiques. Si les entrées d’eau ont pu êtrefortement minimisées, sinon éliminées, par l’utilisation du cycledirect de Brayton, les conséquences d’une entrée de l’air situédans l’enceinte, après une dépressurisation accidentelle, doi-vent être soigneusement établies. Il a été cependant montréqu’un tel scénario, de très faible probabilité, ne provoquequ’une oxydation limitée du graphite présent dans le cœur,sans que les particules de combustible soient atteintes.Les RHT dans le monde, et leur retour d’expérience Le premier RHT réalisé, le réacteur expérimental Dragon,d’une puissance de 20 MWth, a divergé à Winfrith, en Grande-Bretagne, en 1964. Il a fonctionné jusqu’en 1975, démontrantainsi la faisabilité des RHT. Cette première réalisation conduitedans un contexte international, sous l’égide de l’OCDE, aouvert la voie en initiant l’Europe aux RHT et en suscitant l’in-térêt des États-Unis puis du Japon. Le retour d’expérience leplus intéressant concerne le comportement du combustible àparticules et l’exploitation du circuit primaire, la manutentiondes composants du cœur… Le développement s’est poursuivi ensuite de façon symétriqueaux Etats-Unis, pour la filière à combustible prismatique, et enAllemagne, pour la filière à boulets (fig. 21). Tout d’abord, parla réalisation de deux réacteurs de démonstration (Peach-Bottom et AVR), puis de deux réacteurs prototypes d’environ300 MWe fonctionnant en cycle vapeur (Fort-Saint-Vrain etTHTR 300). Ceux-ci devaient d’ailleurs précéder, aussi bienaux États-Unis qu’en Allemagne, des réacteurs de puissanceencore plus élevée (500 à environ 1200 MWe) qui n’ont jamaisvu le jour.La famille des réacteurs à boulets La caractéristique principale de la conception allemande est leconditionnement des microparticules compactées dans unematrice graphite sous la forme de sphères de 60 mm de dia-mètre (fig. 22). Elles sont introduites et extraites du réacteuren continu, au rythme d’un boulet toutes les vingt secondesenviron ; ainsi, quand un boulet a atteint son taux d’épuise-ment maximum, il est remplacé par un neuf.1965 1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000Fig. 21. Les RHT dans le monde (ci-dessus) et Les principales caractéristiques des RHT construits (ci-dessous).PaysRoyaume-UniAllemagneAllemagneAllemagneChineAfrique du SudÉtats-UnisÉtats-UnisÉtats-UnisÉtats-UnisRussieJaponNomDragonFamille allemandeAVRTHTRHTR ModulHTR-10PBMRFamille américainePeach BottomFort St-VrainMHTGRMHTGR/NPRGT-MHRHTTRPuissance20 MWth46 MWth750 MWth200 MWth10 MWth250 MWth115 MWth840 MWth350 MWth600 MWth30 MWthRéacteurs réalisés Réacteurs en projetPeach- Fort Dragon Bottom AVR St-Vrain THTR300 HTTR HTR10Lieu Winfrith Pennsylvanie Jülich Colorado Schmehausen Oarai (Chine)(GB) (EU) (Allemagne) (EU) (Allemagne) (Japon)Divergence 1964 1966 1966 1974 1983 1998 2001Arrêt 1975 1974 1988 1989 1989 - -MWth 20 115.5 46 842 750 30 10MWe 40 15 330 300Pression He (bars) 20 24,6 10 48 40 40 30T entrée (°C) 335 343 175 406 262 395 250-300T sortie (°C) 835 715 850 785 750 850-950 700-900Puissance volumique (MW/m3) 14 8,3 2,3 6,3 6 2,5 2Éléments combustible prismes prismes boulets prismes boulets prismes bouletsCycle varié U/Th U 235/Th U 235/Th U 235/Th U enrichi U enrichiMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3738 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHTLa famille des réacteurs à prismes La famille américaine diffère principalement de la famille alle-mande par l’organisation du cœur et du combustible. Ici, lecœur est composé de blocs de graphite prismatiques, à l’inté-rieur desquels sont implantés les compacts de combustibles(fig. 23).La première réalisation commerciale fut Peach-Bottom,un réacteur de 40 MWe qui divergea début 1966 et fut arrêtéen 1974. Après la découverte d’un nombre croissant de rup-tures d’enveloppes combustibles, le deuxième cœur dePeach-Bottom a été fabriqué avec une technologie plus avan-cée qui a permis d’améliorer la qualité de la première couchede graphite poreuse de la particule, ainsi que les caractéris-tiques des couches successives. La disponibilité a été de 93%pendant l’irradiation de ce second cœur et l’activité du circuitprimaire est restée extrêmement faible, signe de l’excellentequalité du nouveau combustible. Finalement, ce réacteur fonc-tionna sans problème majeur et fut arrêté pour des raisonséconomiques.Le premier RHT allemand fut l’AVR, construit sur le centrede recherche de Jülich, centre qui a toujours conservé de trèsfortes compétences dans cette technologie. L’AVR battit desrecords (pour les RHT) en termes de performances et dedurée d’exploitation. Sa construction débuta en 1961, et il futconnecté au réseau avec une puissance électrique de15 MWe, en 1966, pour être arrêté en 1988. Il servit de plate-forme expérimentale destinée à faire évoluer la technologiedu combustible, en coopération entre le centre de Jülich et l’in-dustriel NUKEM, à un niveau qui sert aujourd’hui de référencedans ce domaine. La température du cœur, de 850 °C endébut de fonctionnement, fut poussée à 950 °C. Sa conceptionavec cuve en acier a, en outre, permis de réaliser des transi-toires* accidentels, telle la perte de refroidissement du cœur,qui ont contribué à valider les concepts de sûreté appliqués àce type de réacteur.AVR a fourni la preuve de la viabilité du concept à boulets eta apporté la démonstration de sa fiabilité par des tests phy-siques pour lesquels la centrale n’avait pas été conçue audépart. Ainsi, un accident de perte de système de refroidisse-ment et de non-insertion des barres de contrôle a été simuléen 1970, et, avant l’arrêt définitif du réacteur, un transitoire deperte de réfrigérant a également été réalisé.Le combustible a fait l’objet de développements et d’améliora-tions significatives au centre de Jülich, en partenariat avec lefabricant, la société NUKEM.Le second RHT construit en Allemagne fut le THTR-300(« Thorium High Temperature Reactor ») qui divergea en1983. Ce réacteur était un réacteur commercial de 300 MWe,à caisson en béton, dont le constructeur était Brown Boveri.L’exploitation du THTR fut émaillée d’un certain nombre deproblèmes techniques qui n’apparaissaient cependant pasinsurmontables. La découverte, lors de l’inspection program-mée de 1988, notamment, de la rupture d’un certain nombrede goujons de fixation de plaques calorifuges des conduitschauds, associée à un contexte politique peu favorable, ontprovoqué la décision d’arrêter définitivement l’installation, enseptembre 1989, après seulement 423 « jours équivalents àpleine puissance » (JEPP*).Fig. 22. Boulet combustible.Matrice graphiteGraphite60 mmParticulecombustibleParticuleenrobée CompactBloc graphitecombustibleFig. 23. Particule combustible multicouche et blocs prismatiques.La seconde réalisation fut Fort-Saint-Vrain, dont laconstruction débuta en 1968 et qui divergea fin 1974. Sa puis-sance était de 330 MWe et de nombreux problèmes tech-niques (notamment des entrées d’eau fortuites dans le circuitprimaire conduisant à des phénomènes de corrosion accélé-rée de composants en acier) émaillèrent sa vie jusqu’à sonarrêt définitif, en 1989. Si les aspects fonctionnels de l’exploi-tation de Fort-Saint-Vrain ont été négatifs, l’excellente étan-chéité du combustible s’est traduite par des bilans radiolo-giques liés aux activités d’exploitation et de maintenance trèspositifs, à l’exception de rejets de tritium provenant de fuitesd’eau.En parallèle à la construction de Fort-Saint-Vrain, plusieursréacteurs de ce type furent commandés à General Atomics,au début des années soixante-dix, mais ces commandesfurent rapidement annulées, cette filière n’apparaissant paséconomiquement compétitive face aux réacteurs à eau.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 3839Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazFinalement, le retour d’expérience des prototypes allemandset américains a largement confirmé les attentes techniquesconcernant la filière RHT :• Le très bon comportement du combustible à particules sousirradiation, même à haute température, et le faible relâche-ment de produits de fission dans le gaz caloporteur donnentdes réacteurs très propres ;• Il est possible d’utiliser de l’hélium à haute températurecomme gaz caloporteur ;• Elle comporte des avantages notables, comme sa facilité depilotage, sa grande inertie thermique et les grandes margesde sécurité dans la conduite du réacteur (démontrée en vraiegrandeur sur l’AVR).Les difficultés d’exploitation de Fort-Saint-Vrain et du THTRsont liées à des problèmes technologiques ou à des défautsde conception à la fois solubles et mineurs. Si les RHT n’ontpas été déployés industriellement, c’est surtout parce qu’ilsn’étaient pas économiquement compétitifs au moment où lesréacteurs à eau venaient de réussir leur percée industrielle,un peu partout dans le monde.L’évolution plus récente : beaucoup de nouveaux projets… Les projets avortés de RHT puissants, contemporains des pro-totypes Fort-Saint-Vrain et Peach-Bottom, prenaient en consi-dération de fortes puissances unitaires (770 et 1 160 MWepour les projets américains), sans doute dans un souci deconcurrencer la filière à eau pressurisée déjà largementimplantée, et fonctionnaient toujours en cycle vapeur.Des éléments de contexte plus récents amenèrent les États-Unis à reprendre, au milieu des années soixante-dix, l’idée deréacteurs modulaires permettant de contourner l’effet detaille en impliquant la standardisation et la réalisation en usinede modules de petite puissance assemblés progressivementpour constituer une unité de plus forte puissance. Cela permeta priori de limiter le risque financier en ayant une meilleure maî-trise des calendriers de réalisation, et de commencer à pro-duire de l’énergie, alors que l’on réalise les modules suivants.Par ailleurs, l’impact de l’accident de Three Mile Island asso-cié aux déjà excellentes caractéristiques intrinsèques desûreté des RHT (inertie thermique, bonne conductivité appa-rente du cœur, faible densité de puissance), a conduit àrechercher des configurations rendant possible une évacua-tion totalement passive de la puissance résiduelle. Les RHT defaible puissance sont particulièrement bien placés pour satis-faire cette nouvelle exigence de sûreté passive.Ainsi, dès 1982, Interatom, filiale de Siemens, a développé,sur la base de la technologie mise au point par Jülich, unconcept original, le HTR-Modul* (fig. 24). Ce réacteur de 80MWe utilise la capacité de rayonnement d’une cuve métalliquepour assurer de façon passive le refroidissement du combus-tible, dont la température ne dépasse pas 1 600 °C, quellesque soient les conditions accidentelles. Un avant-projet détailléa été mené à son terme.Fig. 24. Le projet allemand HTR-Modul.1. Cœur à boulets2. Cuve3. Extraction des boulets4. Recyclage des boulets5. Barres de contrôle dans le réflecteur6. Introduction des boulets dans le cœur7. Faisceau de tubes générateurs de vapeur8. Support du générateur de vapeur9. Entrée d’eau10. Sortie de vapeur11. Circulateur12. Branche chaude13. Panneaux de refroidissement14. IsolationL’arrêt du soutien financier de producteurs d’électricité et d’in-dustriels a conduit Siemens à arrêter ces développements. Enaccord avec le gouvernement allemand, Siemens et ABB ontcréé une filiale commune, HTR.GmbH, qui a servi de récep-tacle à toute la technologie allemande, y compris celle portantsur la fabrication du combustible de NUKEM. Cette technolo-gie a été ultérieurement transférée en Chine et en Afrique duSud pour le développement de leur programme de réacteursà haute température.Parallèlement à ces développements, les progrès réalisésdans l’industrie sur les turbines à gaz et les matériaux hautetempérature ont ouvert la voie aux RHT à cycle direct, offrantdes perspectives nouvelles en matière d’amélioration du ren-dement thermodynamique. En outre, les hautes températuresdes RHT placent favorablement cette filière pour des applica-tions de production massive d’hydrogène par voie thermochi-mique.Enfin, des avancées significatives dans la technologie deséchangeurs de chaleur et des paliers magnétiques ont permisde réaliser des centrales plus compactes, plus propres et plussûres.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 39Fig. 25. le projet japonais GTHTR 300.40 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHTTous ces éléments sont à l’origine des concepts de RHTmodulaires à cycle direct, qu’illustrent les projets industriels :d’une part, le GT-MHR* conçu par General Atomics (fig. 29 et30), et, d’autre part, le PBMR* développé par Eskom enAfrique du Sud (fig. 30).Les tendances actuelles pour la filière RHT sont donc deconsidérer :• des réacteurs modulaires de puissance unitaire dans lagamme 100 à 300 MWe,• fonctionnant en cycle direct selon le « cycle de Brayton »,• permettant d’assurer l’évacuation de la puissance résiduellede façon passive et sans recours au fluide caloporteur.Tirant parti de l’expérience négative de Fort Saint-Vrain , lacompagnie General Atomics a fait évoluer son concept pourproposer au gouvernement américain, au début des annéesquatre-vingt-dix, un réacteur destiné à produire du tritium, leMHTGR. Lorsque cette option fut abandonnée, elle s’orientavers un partenariat avec les Russes (Minatom) afin de déve-lopper un produit, le GT-MHR, destiné à consommer le stockde plutonium militaire en excès. Un accord pour l’avant–projetconceptuel, auquel se joignirent Framatome puis Fuji Electric,fut signé en 1995. Les travaux furent poussés jusqu’à la fin del’avant–projet détaillé en 2002.Le GT-MHR possède une géométrie de cœur annulaire favo-risant le transfert de chaleur par conduction et son stockagedans les réflecteurs internes et externes. L’utilisation d’unecuve non calorifugée en acier permet un transfert thermiquepar rayonnement vers des panneaux de refroidissement exté-rieurs fonctionnant en convection naturelle d’eau ; dans l’hypo-thèse hautement improbable où l’ensemble de ces panneauxdeviendrait inopérant, la conduction dans le sol entourant lessilos est suffisante pour maintenir la température du combus-tible à des valeurs acceptables.La puissance de 600 MWth (pour environ 280 MWe) du pro-jet GT-MHR, la géométrie du cœur et la taille de la cuve sontoptimisées pour que la température maximale de la particulecombustible pendant un transitoire d’évacuation de la puis-sance résiduelle, sans recours au gaz, ne dépasse pas lalimite de 1 600 °C, température à laquelle les microparticulesgardent leur intégrité et continuent à assurer la rétention desproduits de fission.Le producteur d’électricité sud–africain ESKOM a décidé d’ex-plorer la technologie des réacteurs à haute température en1993 et s’est lancé dans le développement d’un produit, le« Pebble Bed Modular Reactor » (PBMR) sous licence deHTR.GmbH et avec l’aide du centre de Jülich. Ce produitreprend le concept du HTR-Modul d’Interatom et le couple parun cycle direct à une turbine à gaz. Ce développement a rapi-dement obtenu le soutien du gouvernement sud-africain. Larecherche de capitaux pour assurer son développement àconduit à une forte médiatisation, et la société britanniqueBNFL, ainsi que le producteur américain d’électricité EXE-LON, ont contribué au financement des études. EXELON s’estretiré en 2002 du groupement. La société PBMR Co, filialed’ESKOM, qui se positionne comme vendeur de réacteurs, aterminé l’avant-projet détaillé du PBMR fin 2003 et cherchemaintenant des financements pour construire un démonstra-teur en Afrique du Sud.En parallèle, le Japon (JAERI) a décidé de s’engager dans lamaîtrise des réacteurs à haute température, avec comme fina-lité principale la production d’hydrogène. Il a retenu la techno-logie américaine pour la conception du cœur et la technolo-gie allemande pour la fabrication des microparticules. Unréacteur de 30 MWth, le HTTR*, a divergé fin 1998.Fonctionnant initialement à 850 °C, il a été poussé à 950 °Cpour une période limitée. Le HTTR sera utilisé comme instal-lation d’essai pour le combustible, l’irradiation de matériauxhaute température et pour la démonstration d’applicationsd’utilisation de la chaleur industrielle. Il devrait être couplé, àterme, avec une installation de production d’hydrogène.Plusieurs concepts de réacteurs modulaires à haute tempé-rature, couplés à une turbine à gaz, sont en cours de déve-loppement au Japon. Ces programmes sont coordonnés avecles développements du HTTR.L’un d’entre eux est un réacteur de 600 MWth utilisant une tur-bine en cycle direct, le GTHTR 300* (fig. 25). Une de ses par-ticularités est la présence de trois cuves principales, une pourle cœur, une pour la turbomachine et une pour les échangeursde chaleur. Le cœur est composé de blocs de graphite hexa-gonaux.CœurHTRGénérateurCompresseurTurbinePrécoolerRécupérateurVannes de contrôleGTHTR 300Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4041Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe dernier réacteur construit avec la technologie allemandeest le HTR-10, en Chine. Il est implanté dans l’université deTsinghua-INET, à Pékin. D’une puissance de 10 MWth, il adivergé en 2001. Sa construction doit donner à la Chine laconnaissance et la maîtrise de cette filière. Après toute unesérie d’essais et d’expériences, le réacteur sera couplé, au-delà de 2005, à une turbine à gaz. Son combustible est fabri-qué en Chine, grâce à des équipements transférés de l’an-cienne usine de fabrication allemande.Framatome-ANP, fort de l’expérience acquise au travers dudéveloppement du HTR-Modul en Allemagne, durant lesannées quatre-vingt, de sa participation à l’étude du GT-MHRavec General Atomics, Minatom et Fuji Electric, et du soutienactif apporté par le CEA pour toutes les activités de R&D, pro-pose un concept original à cycle indirect utilisant la technolo-gie de turbine à gaz à cycle combiné. Un schéma de principedu projet ANTARES est présenté figure 26 ; il inclut une déri-vation optionnelle d’une fraction de la puissance pour la pro-duction d’hydrogène. Une vue générale de l’îlot nucléaire estprésentée figure 27, montrant côte à côte la cuve réacteur etla cuve contenant l’échangeur intermédiaire.Fig. 26. Schéma général du projet ANTARES.En raison des difficultés technologiques liées à la conception et lafabrication d’un groupe turbocompresseur à hélium, le projetANTARES met en œuvre un cycle indirect utilisant un échangeurintermédiaire et un circuit secondaire à l’azote, gaz aux propriétésproches de celles de l’air. Ce concept utilise la technologie prou-vée des turbines et compresseurs à air. Afin d’améliorer les pro-priétés d’échange de l’azote, AREVA ajoute une proportion del’ordre de 20% d’hélium à l’azote, ce qui permet d’optimiser laconception de l’échangeur intermédiaire, sans trop affecter la tech-nologie classique du groupe turbocompresseur. Le système deconversion d’énergie du projet ANTARES met en œuvre un cyclecombiné, variante du « cycle de Brayton » avec récupérateur, quiconsiste à substituer un générateur de vapeur au récupérateur àl’échappement de la turbine. La vapeur ainsi produite alimente uneturbine à vapeur. On obtient alors un cycle combiné similaire àcelui conçu pour les turbines à gaz à combustion, mais avec la dif-férence essentielle que le cycle à gaz est fermé. Le rendementobtenu est excellent car le système exploite les avantages du cycleà gaz pour les hautes températures, tout en bénéficiant de ceux ducycle à vapeur pour les basses températures, dus en particulier àsa capacité de condenser la vapeur à la source froide. Ce conceptpermet d’obtenir un rendement supérieur à 50% brut, et supérieurà 46% net, au prix d’une certaine complexité apparente comparéeà un « cycle de Brayton » avec récupérateur. Comme il est faitappel à une technologie prouvée de cycle combiné, cette com-plexité apparente n’est pas nécessairement plus chère que celledu « cycle de Brayton » avec récupérateur qui reste à développeret dont le coût n’est pas connu. En outre, ce schéma particulière-ment flexible est bien adapté à des configurations de cogénérationélectricité-chaleur qui pourraient représenter la majorité du marchéde ces réacteurs.He5 MPa> 1000 °C400 °CSoufflanteVanned’isolationHT Cycle vapeurTurbines à vapeurCycle combinéCondenseurÉchangeurintermédiaireSource de chaleurnucléaireGV TurbocompresseurProcédé deproductionH2N2 + H2600 MWtcœurMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4142 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHTComparaison de deux projets deréacteurs de troisième génération :le GT-MHR et le PBMRCes deux réacteurs, qui ont fait l’objet d’avant-projets détaillésces dernières années, illustrent bien les principales options enmatière de conception envisageables pour les RHT du futurproche. Les consortiums qui les développent recherchentactuellement des financements afin de construire leur premierdémonstrateur et d’avoir ainsi la référence nécessaire pour sedéployer industriellement vers un marché mondial.Ces deux réacteurs présentent un certain nombre de carac-téristiques communes différentes de celles des réacteurs àhaute température construits antérieurement :• Ils ont une cuve en acier qui assure par rayonnement le main-tien du combustible à une température inférieure à 1 600 °Cpendant l’accident de référence sur ce type de réacteur : larupture d’une tuyauterie hélium, avec perte des alimentationsélectriques extérieures et sans arrêt d’urgence ;• Ils utilisent un cycle direct de Brayton avec une turbine à gaz.Leurs principales différences sont les suivantes :• Le niveau de puissance volumique est plus faible dans lecœur du PBMR, à cause de la répartition aléatoire des bou-lets combustibles. En revanche, dans le GT-MHR, la distri-bution de puissance est connue et maîtrisée et permet unepuissance moyenne du cœur plus élevée ;• sur le GT-MHR, le groupe turboalternateur et les compres-seurs basse et haute pression sont sur la même ligned’arbre, alors que sur le PBMR, ce sont trois composants dif-férents (fig. 28) ;• pour la cuve et le groupe turboalternateur, les concepteursdu PBMR ont choisi des aciers classiques qui doivent êtrerefroidis par des circuits d’hélium dédiés au prix d’une perteFig. 27. Le projet ANTARES de Framatome-ANP (îlot nucléaire).Enceinte réacteurSoufflante primaireVanne d’isolationEnceinte échangeur intermédiaireBâtiment réacteurDescription Unité PBMR GT-MHR Pu GT-MHR UPuissance électrique nette MWe 165 278Puissance totale MW 400 600Rendement % 41,2 46,3Durée de vie de l’installation an 40 60Débit du caloporteur primaire Kg/s 140 316Pression du circuit primaire MPa 8 7Température du caloporteur à l’entrée du cœur °C 536 488Température du caloporteur à la sortie du cœur °C 900 850Taille du cœur Diamètre interne m 2,00 2,96Diamètre externe m 3,70 4,84Hauteur m 11,0 8,00Puissance volumique du cœur MW/m3 4,8 6,5Fraction du cœur par rechargement Rechargementcontinu 1/3 1/2Diamètre des boulets combustibles mm 60 -Diamètre des compacts combustibles mm - 12,5Hauteur des compacts mm - 49,3Combustible UO2 PuO2 militaire UO2Enrichissement % 8,5 12Poison consommable - Erbium naturelComparaison des caractéristiques principales du GT-MHR et du PBMR.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4243Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazen rendement électrique. L’avantage est, bien évidemment,la réduction de la durée et des coûts de développement. Pourle GT-MHR, General Atomics a fait le choix d’un acier 9Crprésentant de meilleures caractéristiques de tenue en tem-pérature, mais nécessitant des développements et une qua-lification ;P=71.6T=487.9T=487.8P=71.5T=850P=70.8T=848.4P=26.1T=508P=25.8T=129.7P=25.6T=26.2P=43.2T=107P=42.8T=27 P=72.4T=110.3P=72.1T=110.3Fig. 28. Schémas comparatifs des circuits de production d’énergiedu GT-MHR et du PBMR.Fig. 29. Le projet GT-MHR de General Atomics (USA), en plan (à droite) et en éclaté (à gauche).Cœur du réacteurCœur du réacteurGénérateurGénérateurIntercoolerCompresseurBPCompresseur HPPrécoolerPrécoolerRécupérateurRécupérateurInjection He basse pressionGT-MHR PBMRRéservoir tamponBanc de résistancesRéducteurCoupe-circuitTurbineTurbineRéseauCœur duréacteurSystème derefroidissement à l’arrêtEnceinte réacteurBarres de contrôleCompresseurHPCompresseurBPIntercoolerPrécooler Branche chaudeEnceinte du système de conversion d’énergie• le rechargement continu du PBMR conduit à une meilleureutilisation du combustible et permet d’avoir un enrichisse-ment d’uranium plus bas, de l’ordre de 8.5 %, contre environ12 % dans le GT-MHR pour des cycles d’un an. En revanche,pour la même taille de cœur, le concept GT-MHR autoriseune puissance plus élevée (voir les diverses densités depuissance dans le tableau comparatif précédent), améliorantla performance économique qui est le point faible du PBMR ;Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4344 Le passé récent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : les RHT• l’intégration sur une même ligne d’arbre verticale, pour le GT-MHR, des compresseurs, de la turbine et de l’alternateur estun pari majeur. Le bénéfice est un rendement thermodyna-mique estimé supérieur à 46 %, mais à ce jour aucunemachine tournante de ce poids n’a été contrôlée par despaliers électro-magnétiques, et en cas de dysfonctionne-ment, la reprise de la charge par un palier statique reste àdémontrer.D’une manière générale, le PBMR privilégie des solutionstechnologiques existantes, ne nécessitant pas de R&D, maisau prix d’une ingénierie plus complexe et de performancesplus limitées (le passage en cycle direct n’apporte pas de gainen rendement par rapport aux RHT de première génération).En revanche, la faisabilité du GT-MHR n’est pas complètementgarantie, et il ne sera possible de réellement prouver la faisa-bilité et les performances de certains équipements commel’ensemble « compresseurs-turbine-alternateur » qu’au traversde la réalisation du premier prototype.Les plans de ces deux projets sont, à ce jour, suffisammentavancés pour que l’on engage une construction.ConclusionL’intérêt actuel pour les réacteurs à haute température se tra-duit par la mise en œuvre de plusieurs projets sur le plan inter-national.Le potentiel de ces réacteurs est important : caractéristiquesintrinsèques favorables à la sûreté, applications possiblesélectrogènes et calogènes, pos-sibilité de cogénération, bonnescapacités de consommation duplutonium ...Quelles sont les chances dedéveloppement des RHT, face àdes réacteurs à eau légère*déjà bien implantés, déjà trèsoptimisés grâce à un retour d’ex-périence important, et bénéfi-ciant d’effets de série ? Parcontraste, les RHT sont encoreloin de leur asymptote technolo-gique : les développements tech-niques futurs concernant lesmatériaux, l’enrobage des parti-cules de combustible et lescycles à haut rendement ther-mique devraient permettred’améliorer encore leurs perfor-mances.Cependant, malgré tous leursatouts, les RHT auront peut-être du mal à se développer enconcurrence directe avec des réacteurs à eau légère. C’estplutôt un marché de niche qui pourrait leur permettre d’abordde prendre pied sur le terrain industriel. Les RHT sont intéres-sants partout où l’on désire des puissances unitaires faibles,pour un investissement modéré. Pour des unités de faible puis-sance, la sûreté passive du réacteur peut se traduire en unavantage économique, grâce aux économies sur les systèmesde sauvegarde. C’est aussi par le biais des possibilités qu’ilsoffrent en matière d’applications non électrogènes de l’éner-gie nucléaire (dessalement, production d’hydrogène, chaleurindustrielle) que les RHT ont des chances de s’implanter dansle paysage industriel.Le CEA et Framatome-ANP s’impliquent dans les développe-ments en cours, dans un cadre européen, notamment, consi-dérant que les modèles avancés de RHT se présententcomme des produits aux caractéristiques techniques et éco-nomiques intéressantes. Les grandes options des projetsactuels sont identifiées : caloporteur hélium, combustible àparticules, réacteurs modulaires à cuve en acier, sûreté pas-sive, cycle direct, turbines à gaz. Il reste un travail importantd’ingénierie et de développement pour conforter et optimiserles concepts, choisir les meilleures options et réduire les aléasen matière de développement.Bernard BONIN (CEA),Direction de l’énergie nucléaireAlain VALLÉE (CEA),Direction des activités nucléaires de SaclayFig. 30. Le projet PBMR d’ESKOM (Afrique du Sud), en 2004.RéacteurRécupérateurCompresseurhaute pressionCompresseurbasse pressionRéducteurTurbineGénérateurPrécoolerintercoolerVanne d’isolationMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4445Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe combustible à particules Les combustibles nucléaires doivent répondre à des critèresprécis pour assurer l’optimisation du fonctionnement du réac-teur (souplesse de fonctionnement, disponibilité), la bonnegestion du cycle du combustible (bonne exploitation de lamatière fissile) et la sûreté de l’installation nucléaire (confine-ment de produits de fission). Pour satisfaire au mieux ces cri-tères, on utilise généralement des combinaisons de matériauxdifférents : lorsqu’il n’est pas nécessaire d’avoir dans l’élémentcombustible une densité très élevée en atomes fissiles, lesisotopes* fissiles* uranium 235 ou plutonium 239 et 241 peu-vent être dilués dans une matrice qui est inerte sur le plannucléaire, c’est-à-dire dotée de faibles sections efficaces*d’absorption de neutrons et peu activable.L’avantage, pour ce type de combustible, est que la matriceinerte conditionne fortement la conductivité thermique et lecomportement sous irradiation du matériau composite. Ainsi,un choix judicieux pour cette matrice permet d’obtenir un boncomportement du combustible en réacteur, tout en maintenantà des valeurs raisonnables les gradients thermiques et lescoefficients de diffusion des produits de fission en son sein.Trois solutions sont alors possibles (fig. 31) :• L’actinide fissile est dilué dans une matrice sous forme desolution solide, ce qui veut dire que l’actinide intègre la maillecristalline de la matrice de façon relativement homogène : lematériau combustible est monophasé ;• l’actinide fissile est contenu dans un composé qui est trèsfinement dispersé de façon homogène dans la matriceinerte ; le matériau combustible est alors biphasé : c’est lecombustible « microdispersé » ;• enfin, l’actinide fissile est contenu dans un composé (oxyde,nitrure ou carbure) qui est macroscopiquement réparti defaçon régulière, sous forme de particules, dans la matriceinerte : c’est le combustible « macrodispersé » ou à « macro-masses ».La première option (combustible « monophasé ») a déjà étélargement utilisée, car la plupart des combustibles ne sont passous forme d’isotopes 100% fissiles à l’état métallique, maissous forme de composés où la concentration atomique en iso-topes fissiles est comprise entre 0,25 et 25 at.% (par exemple,l’UOX ou le MOX (U1-yPuy)O2). Ces composés de type AnO2(où An symbolise l’actinide), sous forme de solutions solidescubiques d’oxydes, ont une conductivité thermique relative-ment basse, de l’ordre de 2 W/m.K à 1 000 °C, mais résistentbien à l’irradiation. Les nitrures et les carbures, meilleursconducteurs de la chaleur, n’ont jamais été utilisés à grandeéchelle [1].La deuxième option (combustible microdispersé), surtoutdéveloppée dans le cadre des études sur la transmutation desactinides, conduit à un endommagement volumique relative-ment homogène du combustible lors de l’irradiation, ce quipeut entraîner rapidement la dégradation totale du maté-riau [2].La troisième option (combustible macrodispersé) a été déve-loppée dans les années soixante pour des projets de réacteurà haute température refroidis au gaz. Le combustible des RHTfait partie des combustibles à macromasses, c’est-à-dire à par-ticules contenant l’isotope fissile (sphères de diamètre entre200 et 800 µm) dispersées dans un enrobage inerte à base decarbone (fig. 32). Les particules sont composites et conçuespour permettre la rétention des produits de fission.Fig. 31. Morphologies des différents combustibles à matrice inerte.a/ Solution solide ou composéb/ Microdispersé c/ Macromasses Fig. 32. Particule de combustible RHT type « TRISO » éclatée.Noyau UO2TamponpyrocarbonePyrocarboneporeuxSiCPyrocarbonedenseMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4546 Le combustible à particules Ce concept de combustible est particulièrement intéressantpar la combinaison de plusieurs caractéristiques favorables :la macrodispersion des particules offre au concepteur laliberté de faire varier la densité de matière fissile et la propor-tion de modérateur dans le cœur du réacteur, donnant ainsiune grande souplesse sur la neutronique du réacteur, en par-ticulier sur la maîtrise du spectre neutronique. Cette flexibilités’exerce cependant à l’intérieur de certaines limites, car laforme sphérique des particules limite la densité de matière fis-sile, et, par voie de conséquence, la puissance volumique ducœur. La géométrie sphérique des particules combustiblesdonne à ces dernières une grande robustesse mécanique ;une répartition judicieuse des différentes couches concen-triques autour du noyau combustible confère à l’ensemble unegrande résistance à l’irradiation et une grande capacité à rete-nir les produits de fission ; le combustible ne comporte aucunélément métallique, ce qui le rend capable de résister à detrès hautes températures sans risque de fusion de cœur ; lecombustible macrodispersé a une grande surface de contactthermique avec la matrice carbone, ce qui permet de limiterles élévations de température en son sein.L’ensemble de ces caractéristiques permet un taux de com-bustion* élevé et prédispose le combustible à particules à êtreutilisé dans des réacteurs à haute température.Morphologie des particulescombustibles Le noyauLe noyau de la particule contenant les isotopes fissiles (U ouPu) ou fertiles (Th ou U) est essentiellement une sphèred’oxydes d’actinides AnO2 cristallisant dans le systèmecubique de type fluorine : sphère de diamètre compris entre200 et 800 µm, de densité comprise entre 80 et 100 % de ladensité théorique, selon le procédé de fabrication. La formeoxyde a été retenue à la suite de la très large connaissance ducomportement de ces composés sous irradiation : l’UO2 enFrance, en Allemagne, au Japon, en Russie et en Chine ;l’oxyde mixte (U1-yThy)O2+x en France, en Grande-Bretagneet aux USA ; et le PuO2 en Russie. Toutefois, en France, enGrande-Bretagne et aux USA, des composites UO2/UC, UC2ou encore (U1-yThy)C2 ont aussi été utilisés pour améliorer laconductivité thermique jusqu’à une valeur d’environ 20 W/m.Kà 1 000 °C.Le revêtementL’originalité par rapport aux combustibles classiques est queces noyaux ont un revêtement destiné à éviter le relâchementdes produits de fission. Pour assurer cette fonction, il faut doncune barrière étanche avec une zone d’accueil des produits defission interne à la barrière. La difficulté est que ce conceptdoit être fiable sous irradiation et lors de grandes variations detempérature. Ainsi, plusieurs versions de revêtements ont étédéveloppées, dont la particule BISO à deux couches destinéeaux fertiles, et la particule « TRISO » destinée aux fissiles.La barrière étanche est constituée d’une couche de carbure desilicium dense comprise entre deux couches de carbone pyro-lytique denses pour les particules fissiles, ou d’une seulecouche de carbone pyrolytique dense pour les particules fer-tiles. L’épaisseur de chacune des différentes couches est del’ordre de 40 µm.La zone d’accueil des produits de fission, et plus particulière-ment des gaz, est constituée d’une couche plus épaisse depyrocarbone poreux déposée par CVD directement sur lenoyau : son épaisseur est environ 100 µm, et sa densité 50 %de la valeur théorique. Cette première couche, appelée aussi« tampon », permet également de limiter l’endommagementdu combustible par irradiation. En effet, l’endommagement desmatériaux du combustible est dû principalement à l’irradiationpar les fragments de fission, dont le parcours moyen est infé-rieur à 10 µm dans le noyau UO2 et de l’ordre de 20 µm dansle « buffer » poreux en graphite. Ainsi, dans les particules avecrevêtement, seuls le noyau et le tampon subissent ce type d’ir-radiation. La structure poreuse du tampon permet de subir cesdommages d’irradiation sans conséquence pour la barrièreétanche et l’élément combustible. Ceux-ci n’ont plus qu’àrésister à l’irradiation par les neutrons, qui est moins sévère.Le pyrocarbone* dense qui forme la couche la plus externede la particule joue un rôle important dans le comportementmécanique de l’ensemble : cette couche se densifie sous irra-diation et met le SiC en compression, diminuant d’autant lacontrainte exercée de l’intérieur par les gaz de fission.L’enrobageLes particules sont finalement intégrées dans un enrobage àbase de carbone, avec une répartition homogène pour consti-tuer l’élément combustible cylindrique (prisme) ou sphérique(boulets).Les résultats des nombreuses irradiations de combustibles àparticules réalisées dans les réacteurs Siloé, Osiris, Pégaseet Rapsodie en France, Dragon en Grande-Bretagne, AVR enAllemagne et Fort-Saint-Vrain aux USA ont confirmé la bonnetenue sous irradiation et la capacité de rétention des produitsde fission pour des taux de combustion allant jusqu’à 75%(FIMA*) et des températures comprises entre 1 000 °C et1 400 °C. Le comportement thermomécanique a égalementété satisfaisant avec très peu de fissuration des couches derevêtement des noyaux [3].Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4647Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazR&D en cours sur la fabrication des combustibles à particulesSeuls le Japon et la Chine ont poursuivi le développement dela filière des RHT dans les années quatre-vingt-dix, avec lafabrication et l’irradiation de combustibles à particules et avecla mise en service par JAERI, à O’Arai (Japon), d’un réacteurde faible puissance.Le lancement du forum « Generation IV », comportant unprogramme sur les réacteurs à très haute température(VHTR), précurseur des réacteurs rapides à gaz (GFR), apermis de relancer la R&D sur la fabrication. En France,toutefois, le savoir-faire du CEA (Grenoble et Saclay) et desindustriels (CERCA) des années soixante-dix était, en grandepartie, perdu, et il a été nécessaire d’installer de nouveauxéquipements pilotes pour retrouver, à terme, les capacités defabrication.Cette relance de la R&D a été initiée par un programmeexpérimental et des études de simulation numérique. Ainsi, lasimulation de l’oxyde d’uranium par de la zircone cubiquestabilisée a été employée pour mettre au point le procédéd’élaboration de particules avec revêtement de type« TRISO » par CVD, au CEA Grenoble.Une nouvelle ligne de fabrication appelée « GAIA » estmaintenant en cours d’installation à Cadarache, en partenariatavec AREVA, pour élaborer des combustibles à particulesavec des noyaux d’UO2 [4]. Cette installation (fig. 33) produirajusqu’à 1 kg par cycle de production de noyaux d’oxyded’uranium par voie sol-gel, ainsi que les élémentscombustibles. Les fours intégrés dans l’installation « GAIA »permettront de réaliser non seulement des revêtements enSiC, mais aussi des revêtements avancés en ZrC,potentiellement plus performants, pour permettre l’utilisationdu combustible à plus haute température.Aujourd’hui, le procédé de référence pour la fabrication desnoyaux de combustible est un procédé sol-gel partant d’unmélange de nitrate d’actinide et d’un polymère organiquesoluble qui gélifie lors de la dispersion de gouttes du mélangeen présence d’ammoniac et sert de support à la précipitationdes actinides. La forme sphérique des gouttes est préservéelors du lavage et du séchage des sphères, qui sont ensuitetransformées en noyaux d’actinides par un traitementthermique de calcination.Les premiers essais dans l’installation « GAIA » ont permisd’ajuster les paramètres importants du processusd’élaboration des noyaux :• La formation des gouttes est influencée par la fréquence devibration, le débit et la viscosité du mélange, et le diamètrede la buse ;• la sphéricité des noyaux dépend de la concentration en [U],en [NH4OH], du type de polymère et d’additifs utilisés ;• la densification des noyaux UO2 est contrôlée parl’atmosphère, la température et la pente de la rampethermique.Fig. 33. Le procédé sol-gel de fabrication des noyaux, dans l’installa-tion « GAIA » du CEA.Sol ou brothDispersion gouttesGélificationet vieillissementLavageSéchage100-200 °CCalcination300-800 °CRéduction/frittage1 650 °C Ar-H2NH3NH4OHH2O + alcoolMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4748 Le combustible à particules Les couches de revêtement des particules sont ensuiteréalisées par dépôt chimique, via la décomposition d’un gazprécurseur dans un lit fluidisé qui maintient les particules enlévitation pendant la réaction (fig. 34). Les dépôts depyrocarbone dense ou poreux sont obtenus respectivementpar craquage du propylène et de l’acétylène à 1 300 °C. Pourla couche de SiC, on utilise du Méthyl-Trichloro-Silane (MTS :CH3SiCl3) additionné d’hydrogène. La couche obtenue est duSiC sous forme majoritairement cubique, généralement nonmonophasée (SiC cubique + SiC hexagonal + Si) [5].Le comportement des particules TRISO décrites ci-dessus esttrès dépendant de la qualité de leur fabrication. On s’attache,en particulier, à maîtriser le diamètre, la sphéricité et la den-sité des noyaux combustibles. Côté revêtements, il s’agit decontrôler l’épaisseur et la densité des couches, ainsi que l’ani-sotropie des couches de pyrocarbone. L’ensemble doit êtreguidé par une compréhension des relations entre les para-mètres du procédé d’élaboration, les microstructures obtenueset le comportement sous irradiation.L’avenir des combustibles à particules Le combustible à particules « actuel » de type TRISO est par-faitement bien adapté au RHT, et ce concept sera très certai-nement conservé pour les RHT du futur, à moyen terme, sices derniers se déploient. Les recherches en cours visent àrepousser encore plus loin les limitations de ce concept pourl’adapter à une utilisation à très haute température (voir ledéveloppement consacré aux RTHT, infra, p. 71-108), ou à unspectre de neutrons rapides (voir le développement consacréaux RNR-G, infra, p. 109-156).Références[1] H. BAILLY (et al.), Le combustible nucléaire des réacteurs à eausous pression et des réacteurs à neutrons rapides, Eyrolles, Paris,1996.[2] C. CHAUVIN (et al.), J.Nucl. Mat., 274, [1-2], 105, 1999.[3] C. MOREAU (et al.), AIEA Symposium, CN 36/270, 1977.[4] F. CHAROLLAIS (et al.), Conférence Atalante 2004, Nîmes, 2004.[5] C. MOREAU, Techniques de l’ingénieur, coll. « Génie nucléaire »,vol. BN3, n° B3640, 1983.Michel BEAUVYDépartement d’études des combustiblesFig. 34. Le principe du procédé de revêtement CVD, le four du CEA,et un premier résultat de particules revêtues.Gaz Procédé(Ar, MTS, H2, C2H2, C3H6…)ParticulesCreusetVers Filtrationet TraitementGazMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4849Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa neutronique des RHTLes caractéristiques physiques et neutroniques des RHTLes réacteurs à gaz à haute température ont un comporte-ment neutronique très spécifique : celui-ci est dû essentielle-ment au combustible à particules et au modérateur graphiteutilisés pour ce type de réacteur. À la différence des réacteursà eau, dans lesquels les deux fonctions de caloporteur et demodérateur sont assurées par l’eau, le caloporteur hélium nejoue ici pratiquement aucun rôle de modération des neutrons.Ce découplage donne au concepteur une grande liberté dansle choix des caractéristiques neutroniques des RHT.La masse atomique relativement importante du carbone faitdu graphite un modérateur médiocre : il faut faire subir auxneutrons de fission un grand nombre de diffusions élastiquesavant qu’ils atteignent la plage des énergies thermiques (120collisions en moyenne, comparées aux 18 nécessaires avecle modérateur hydrogène). Il en résulte un grand nombre deneutrons dans le domaine épithermique* (quelques eV àquelques dizaines de keV), comparativement aux autresfilières de réacteurs, avec une forte probabilité d’absorptiondans les résonances* des noyaux lourds pendant la phasede ralentissement. La figure 35 montre les répartitions enénergie de la population de neutrons pour plusieurs types deréacteurs. La seconde courbe (particules sans matrice car-bone) ne correspond pas à une filière spécifique de réacteur,mais permet de quantifier l’impact du modérateur graphite parcomparaison au cas d’un RHT standard. Les particulesdépourvues de leur matrice graphite environnante et baignéesdirectement par le gaz font apparaître un spectre de neutronsdécalé vers les hautes énergies. On retiendra cependant quele graphite possède une section efficace d’absorption des neu-trons très faible (~ 3 mbarns*, deux ordres de grandeur infé-rieurs à celle de l’hydrogène), ce qui est favorable au bilanneutronique* du réacteur (moins de captures stériles) et lerend finalement meilleur que l’eau en terme de compromispouvoir-modérateur / absorption. Enfin, la très faible absorp-tion du graphite naturel et sa présence en grande quantitédans le RHT accordent un rôle significatif aux impuretés dansl’absorption des neutrons par le graphite. Il s’avère donc indis-pensable de prendre en compte, durant les calculs de neutro-nique, le niveau d’impuretés obtenu lors de la fabrication dugraphite.Le recours à un combustible très fragmenté favorise aussil’absorption des neutrons dans les résonances des noyauxlourds. Dans un combustible classique, plaque ou crayon, unepartie des noyaux lourds absorbants, en particulier l’uranium238, est cachée aux neutrons qui sont capturés préférentiel-lement en périphérie du combustible. Dans le RHT, le com-bustible sous forme de micrograins augmente cette probabi-lité de capture.En tenant compte du fait que l’hélium est transparent auxneutrons, l’utilisation d’une matrice graphite contenant desmicroparticules combustibles conduit aux caractéristiques sui-vantes :• Le RHT est conçu avec un rapport de modération* variantde 500 à 1 000 atomes de carbone pour un noyau lourd. Il enrésulte un volume de modérateur important et, par consé-quent, des cœurs* de grandes tailles ;• du fait du taux de captures neutroniques important dans lecombustible, c’est un réacteur à fort taux de conversion desnoyaux lourds. Par exemple, des configurations de cœur uti-lisant de la matière fertile ont été étudiées sur la base decycle (Th 232 - U 233) avec des facteurs de conversionproche de 1 (iso-génération de la matière fissile) ;• pour les mêmes raisons, les RHT ont recours à un enrichis-sement en uranium 235 élevé dû à la forte absorption neu-tronique de l’uranium 238. Cet enrichissement élevé estaussi nécessaire, si l’on souhaite tirer parti des bonnes per-formances sur les taux de combustion des particules com-bustibles, pour compenser la disparition par fission de lamatière fissile ;Fig. 35. Spectre neutronique* pour différentes filières de réacteurs.1eV 100eV 10MeV10keVRNR sodiumParticules sans matrice CHTR standardCellule REP UO2Cellule REP MOXÉnergie (eV)Flux relatif (n/cm2 .s)3,0e-012,5e-012,0e-011,5e-011,0e-015,0e-020,0e-00Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 4950 La neutronique des RHT• enfin, le RHT est caractérisé par une importante aire demigration* des neutrons, somme du carré des longueursparcourues réellement par le neutron avant d’être absorbé,d’une part, pendant son ralentissement, et, d’autre part, pen-dant son déplacement par diffusion à l’état thermique. Dansle RHT, la longueur de ralentissement sur le graphite est trèsgrande. L’importante aire de migration qui en résulte (450 cm2par rapport à 50 cm2 dans un REP) conduit à des niveauxde fuites neutroniques élevés. Par exemple, 10 % des neu-trons sortent du cœur annulaire du GT-MHR sans être absor-bés. Ces fuites confèrent aux réflecteurs un rôle importantdans le comportement neutronique du cœur. En particulier,ils possèdent un coefficient de température positif non négli-geable, ce qui impose de tenir compte des effets de contre-réaction thermique des réflecteurs, en plus de celle du cœur.Dans le cœur à boulets, pour un même rapport de modéra-tion, les aires de migration sont au moins deux fois plusgrandes que pour le cœur prismatique, du fait de la plusgrande dispersion des particules dans le volume de graphite.Les difficultés de modélisation qui en découlentLes particules combustibles constituent la première difficultéde modélisation, puisque qu’elles sont réparties de façon aléa-toire dans la matrice de graphite du compact ou du boulet. Letraitement de cette géométrie requiert une hypothèse sur leurrépartition dans la modélisation des cœurs et remet quelquepeu en cause l’image de référence absolue des calculs proba-bilistes de type « Monte Carlo* ». Cela est d’autant plusgênant que l’on ne dispose aujourd’hui que de très peu dedonnées expérimentales pour qualifier les outils de calcul. Ilest intéressant de noter que le RHT à boulets cumule le pro-blème de la géométrie aléatoire à deux niveaux, celui de larépartition des microparticules dans les boulets et celui de larépartition des boulets dans la cavité réacteur. Ce problème aété abordé au CEA uniquement sur la base de simulations« Monte Carlo » avec le logiciel Tripoli 4 [1] (fig. 37). Une com-paraison avec l’expérience du réacteur chinois HTR-10 a misen évidence une grande sensibilité des résultats à l’hypothèsefaite sur l’arrangement des boulets dans le cœur. En revanche,l’influence du type de modélisation adoptée pour représenterla distribution aléatoire des particules dans la sphère combus-tible a été trouvée faible (inférieure à 100 pcm*).La nature très fragmentée du combustible réduit le volume desnoyaux lourds « cachés » aux neutrons. Elle permet d’at-teindre de très forts taux de combustion que la technologiedes particules semble confirmer. Cette caractéristiqueattrayante ouvre le défi de la maîtrise de l’évolution de la réac-tivité* et de la prédiction de la composition du combustibleaprès de longues périodes d’irradiation. Les incertitudes surles sections efficaces, la propagation de ces incertitudes pen-dant le calcul de l’évolution des compositions, au cours ducycle d’irradiation, le poids de l’absorption par les produits defission dans le bilan neutronique sont autant de critères qu’ilfaut traiter avec soin pour ces combustibles pouvant atteindre70 % de destruction des noyaux lourds initialement présents.Le mode de rechargement continu du combustible à bouletsimpose, en plus, pour l’estimation de la réactivité du cœur aucours du temps, des calculs simultanés de taux de combustionet de réarrangement du lit de boulets combustibles, à chaquepas d’irradiation de flux.L’association du graphite et du combustible très fragmentémaximise l’absorption des neutrons dans les résonances desnoyaux lourds. Cela rend délicat le choix des hypothèses faitesdans le traitement des sections efficaces résonnantes (calculsd’autoprotection*). Les imperfections des modèles d’autopro-tection, conduisant à des incertitudes bien maîtrisées aujour-d’hui dans les calculs de réacteur à eau peuvent se trouveramplifiées dans le cas des RHT.Par ailleurs, le choix de l’hélium comme caloporteur conduit àde grandes sections de passage du gaz dans le cœur. Cescanaux de gaz représentent des chemins de fuites préféren-tielles (streaming*) pour les neutronsayant une direction proche de celle del’écoulement du gaz, l’hélium étanttransparent pour eux. Le traitement deces fuites au niveau des calculs decœur constitue un des problèmes cléde la modélisation des réacteurs de lafilière, notamment pour les canauxdans lesquels sont insérées les barresde contrôle. En revanche, il n’y a pasd’effet en réactivité dû à la vidange ducaloporteur dans le cœur.Contrairement au réacteur à eau, ledécouplage des paramètres permet-tant de fixer la géométrie de refroidis-sement (porosité du cœur) de ceuxconduisant à l’optimum de modérationParticuleBouletCœurFig. 36. Géométrie de calcul du réacteur d’essais chinois HTR-10.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5051Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazneutronique (rapport carbone sur noyaux lourds) confère auRHT une grande flexibilité dans l’utilisation du combustible parl’ajustement du type de particules, de leur taille, de leur tauxd’occupation volumique, de l’utilisation de poisons consom-mables… Pour tirer parti de cette flexibilité, on peut êtreamené à concevoir des configurations de cœur complexes etfortement hétérogènes. Par ailleurs, certains concepts de RHTdoivent assurer une évacuation passive de la puissance rési-duelle, ce qui conduit à des cœurs de forme annulaire. Laconfiguration annulaire engendre des variations spatiales despectre neutronique importantes et, par conséquent, des inter-faces cœur-réflecteur plus difficiles à modéliser. À ces configu-rations de cœurs annulaires fortement hétérogènes (3D),s’ajoutent la présence de barres de contrôle dans le réflecteuret un effet de contre-réaction thermique du réflecteur qui doitêtre pris en compte. La figure 37 illustre les difficultés demodélisations multi-échelles existantes dans le réacteur annu-laire à blocs prismatiques.L’ensemble de ces difficultés font du RHT un véritable défi pourla modélisation de la physique de son cœur. Des outils et desméthodes de calcul ont été développés dans le passé.Malheureusement, ces méthodes ont été validées et qualifiéesen partie sur des combustibles et des configurations de cœurdifférents de ceux envisagés aujourd’hui (combustible Th, ura-nium très enrichi, peu de validation en température et sur lescœurs en fonctionnement).Un schéma de calcul a été développé récemment au CEA surla base du système SAPHYR, mis au point pour les REP, cou-plé au logiciel CASTEM pour les aspects de contre-réactionsthermiques. Ce schéma pourra être utilisé par AREVA pourses études de conception des RHT [2]. Les éléments de vali-dation au niveau du cœur, sont dans un premier temps, lesexercices d’intercomparaison de calculs faits par différenteséquipes sur le même cœur, et la comparaison à des calculs deréférence du type Monte Carlo. Des confrontationscalcul/expérience sont aujourd’hui possibles grâce aux réac-teurs de démonstration japonais HTTR (cœur prismatique) etchinois HTR-10 (cœur à boulets), qui ont divergé respective-ment en 1998 et 2001.Toutefois, ces confrontations ne concer-nent ni les calculs d’évolution de la composition du cœur enfonction de l’irradiation ni les calculs avec prise en compte descontre-réactions thermiques.En particulier, l’intercomparaison des calculs du démarragedu HTTR (fig. 38) rassemble toutes les difficultés de modélisa-tion de la filière. Elle a permis d’évaluer les capacités du sys-tème SAPHYR à traiter un cœur de RHT compact, fortementhétérogène (poisons consommables, différents enrichisse-ments), en configuration annulaire avec des barres de contrôledans le réflecteur et d’importants effets de streaming.Fig. 37. Modélisation des cœurs de RHT à blocs prismatiques.Section efficaceParticule combustibleCœur annulaireNappe de flux thermiqueCompact Élément combustible (de contrôle)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5152 La neutronique des RHTL’exemple du HTTRL’analyse de la première criticité du HTTR a été proposéecomme exercice d’intercomparaison de calculs au sein d’ungroupe de travail de l’AIEA. Les premiers calculs réalisés enaveugle par les différents pays ont tous surestimé la réactivitédu cœur et présentaient une grande dispersion des résultats :10 à 17 colonnes combustibles étaient nécessaires pour diver-ger, contre 19 dans la réalité [3]. Cela a mis en évidence lesdifficultés de modélisation des RHT, quelle quesoit la méthode employée, déterministe (enthéorie du transport et de la diffusion), ou pro-babiliste (avec un code de « Monte Carlo »).Après un ajustement des données expérimen-tales (teneurs en impureté dans le graphite,première divergence en air et non en hélium),les participants à l’exercice ont effectué un tra-vail d’analyse des écarts et de leurs modélisa-tions. Ce long travail, soutenu par la commu-nauté européenne, a abouti à une deuxièmesérie de résultats en nets progrès [4]. Les cal-culs présentés sur la figure 39 montrent l’im-pact du raffinement de la modélisation (prise encompte des hétérogénéités, du streaming…)sur la prédiction du nombre de colonnes néces-saires à la première divergence.Les conclusions générales font apparaître que,pour la configuration du cœur plein (30colonnes), il existe un bon accord entre lesrésultats des calculs déterministes, probabi-listes et l’expérience. En revanche, des écartsapparaissent sur les configurations intermé-diaires (24 colonnes, par exemple). Dans laFig. 39. Réactivité du HTTR en fonction du nombre d’éléments combustibles.Nombre de colonnes combustiblesDiffusion 8 groupes-combustible homogène – modèle fuites homogènesDiffusion 8 groupes-combustible homogène – modèle fuites hétérogènesDiffusion 8 groupes-combustible hétérogène – modèle fuites homogènesDiffusion 4 groupes-combustible hétérogène – modèle fuites hétérogènesMonte CarloRéacteur HTTRCoefficient de multiplication effectifFig. 38. Géométrie de calcul et nappe de flux thermique calculéepour le réacteur HTTR. Sur la figure centrale, on retrouve les élé-ments combustibles chargés avec leurs compacts contenant euxmêmes les particules ainsi que les éléments de contrôle, présentsdans le cœur et le réflecteur, pouvant recevoir les barres de com-mande*.Géométrie Fluxconfiguration annulaire (18 colonnes) proche de la premièrecriticité, les calculs continuent, mais dans une moindremesure, à surestimer la réactivité par rapport à l’expérience.Les codes de « Monte Carlo » prédisent, au mieux, un cœurcritique* avec 18 colonnes, c’est-à-dire avec environ 600 à800 pcm d’excès de réactivité. Les hypothèses avancées pourexpliquer ces écarts sont, hormis les incertitudes expéri-mentales (impuretés, mesures de réactivité…), le traitementde la géométrie aléatoire (particules dans les compacts) et laprécision des sections efficaces, de manière générale.Les calculs de diffusion neutronique en 3D réalisés sur uncœur de configuration annulaire présentent eux-mêmes unécart de l’ordre de 900 pcm avec les calculs de « MonteMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 52Fig. 40. Détails axial et radial des hétérogénéités du HTTR. Danschaque élément combustible on retrouve, les compacts annulaires(rouge) comprenant les particules combustibles, les deux poisonsconsommables (vert) et un emplacement vierge (bleu). L’élément decontrôle possède trois canaux pour accueillir deux barres de B4C de forme annulaire.53Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazCarlo » et mettent en évidence les limites d’application d’unschéma de calcul déterministe à deux étapes basé sur un cal-cul de transport au niveau de l’élément combustible et sur uncalcul de diffusion au niveau du cœur. Cependant, les difficul-tés rencontrées sur cette configuration annulaire du HTTR neÉlément combustibleCompact combustibleParticule combustibleGéométrie aléatoire Géométrie homogèneExemple de géométrie ordonnéeFig. 41. Exemple d’applications du code TRIPOLI4 pour modéliserles combustibles à particules des HTR. Différentes représentationsdu milieu aléatoire ont été testées : distribution aléatoire, réseauhexagonal resserré ou non, réseau cubique, milieu homogène utili-sant les sections efficaces fournies par APOLLO2. D’une manièregénérale, la répartition aléatoire des matières dans le cœur ne doitpas avoir d’influence sur le résultat du calcul neutronique si la taillecaractéristique des hétérogénéités est petite devant tous les libresparcours moyens (diffusion, fission, capture), ce qui est le cas engénéral à l’échelle des particules combustibles ; On attend aucontraire une influence si la taille caractéristique des hétérogénéitésdevient comparable à un de ces libres parcours moyens. C’est le casà l’échelle des boulets ou des compacts des réacteurs RHT.sont pas directement transposables aux autres réacteurs dela filière (GT-MHR, PBMR…). En particulier, le cœur annulairede démarrage, très hétérogène, peu épais et comportant unréflecteur central avec un grand nombre d’éléments « troués »maximisant l’effet de streaming (fig. 40), n’est pas représenta-tif d’un réacteur de puissance. Le HTTR restera par-là mêmeune référence en termes de difficultés de modélisation.Des études similaires sur la répartition des boulets combus-tibles dans le cœur du PBMR ont montré que l’utilisation deréseaux ordonnés est à considérer avec précaution. Le res-pect à la fois du taux de vide et des proportions respectivesdes différents types de boulets (combustibles, purement gra-phite, éventuellement poison consommable…) rend complexecette approche. Elle peut produire des canaux de fuites préfé-rentielles aux neutrons (colonnes de gaz entre les sphères) etne permet pas de prendre en compte un gradient de taux deremplissage au voisinage du réflecteur.L’interprétation récente avec Tripoli 4 de l’expérience ASTRAmet en évidence une forte dépendance de la position des bou-lets absorbants dans le cœur conduisant à des écarts de réac-tivité dépassant largement l’incertitude statistique de la modé-lisation « Monte Carlo » proprement dite (fig. 42).Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5354 La neutronique des RHTFace aux géométries aléatoires, il n’existe plus de calcul deréférence représentatif d’un cœur. Même avec un calcul neu-tronique numériquement parfait, chaque « tirage » particulierde la géométrie du cœur donnerait un résultat de réactivité dif-férent. La fourchette de réactivité liée à tous les tirages pos-sibles de la géométrie aléatoire est dépendante de la concep-tion du cœur et non de la finesse du calcul. Comment estimercette réactivité et son incertitude ? La simulation « MonteCarlo » est, sans doute, un outil prometteur pour la physiquedu cœur, mais la meilleure façon de l’utiliser pour décrire lagéométrie des combustibles et des cœurs de RHT resteaujourd’hui à identifier. Elle sera probablement le résultat d’uncompromis entre, d’une part, la facilité de saisir cette géomé-trie dans les codes de « Monte Carlo », en un temps de cal-cul raisonnable, et, d’autre part, des résultats acceptables,associés à une incertitude maîtrisée et en accord avec desexpériences de validation.Les méthodes de « Monte Carlo » et les géométries stochastiques des RHTAppliquée à la neutronique des cœurs de réacteurs, la méthodede « Monte Carlo » est la seule méthode qui permette la réso-lution de l’équation de Boltzmann dans toute sa généralité. Lecalcul prend en compte le caractère aléatoire de la trajectoiredes neutrons dans le cœur du réacteur, en respectant les loisde probabilité des différentes variables aléatoires (chocs, libreparcours moyen…), par la simulation d’un très grand nombred’histoires de neutrons. Dans le cas de réacteurs à haute tem-pérature, caractérisés par un combustible dispersé, le calcul« Monte Carlo » doit également prendre en compte le caractèrealéatoire de la répartition des matières dans le cœur (fig. 41).Les deux niveaux aléatoires évoqués ci-dessus doivent être trai-tés différemment, car ils sont de nature différente : pour une géo-métrie de cœur fixée, connue, la réactivité du cœur est parfaite-ment définie. Le caractère aléatoire des histoires de neutronscrée une incertitude de nature statistique sur cette réactivité,mais cette incertitude peut, en principe, être réduite jusqu’à desniveaux aussi bas qu’on le souhaite, en augmentant le nombred’histoires de neutrons. Le caractère aléatoire des trajectoiresneutroniques ne reflète pas une réalité physique, car un nombretrès élevé de neutrons diffusent, en réalité, simultanément dansle cœur. En revanche, le caractère aléatoire de la géométrie ducœur reflète une réalité physique, car cette géométrie ne subitqu’une seule réalisation à la fois. La fourchette des réactivitésengendrées par toutes les géométries possibles est un résultatde calcul qui caractérise le cœur. La largeur de cette fourchettene dépend pas de la finesse du calcul et n’est pas réductible àune incertitude statistique. Cette incertitude sur la géométriedétaillée du cœur est une incertitude physique réelle, qui intro-duit une incertitude sur la prévision de la réactivité. Il est, biensûr, primordial de la quantifier.Diverses possibilités de traitement numérique de la géométriealéatoire des RHT sont accessibles aujourd’hui dans les codesde « Monte Carlo » :• Réalisation de représentations explicites de la géométrie aléatoire1. Soit par une utilisation des réseaux ordonnés (cubique facescentrées, hexagonal…) pour décrire la position des sphèresdans l’espace ;2. soit en utilisant un générateur de géométrie aléatoire (quisous entendra, bien sûr, la répétition d’un grand nombre desimulations). Ce générateur peut indifféremment être externeou interne au code. Le code américain MCNP propose, parexemple, des déformations du réseau ordonné (dans le casd’un réseau cubique, une position aléatoire est affectée à lasphère combustible dans son cube élémentaire).• Réalisation d’une description statistique de la géométrie La géométrie se construit au fur et à mesure du suivi de l’his-toire du neutron dans le milieu contenant une répartition aléa-toire d’hétérogénéités (code japonais MVP). Recours à uneapproche homogène.Que ce soit pour représenter des particules combustibles dansune matrice de graphite ou bien des boulets combustibles dansune cavité de cœur de réacteur, cette dernière approche s’avèretrop grossière pour être utilisée en moyennant purement et sim-plement les sections efficaces des différents noyaux du milieu.Cependant, une option consistant à utiliser des sections effi-caces homogénéisées de la matrice graphite avec ses parti-cules, produites au préalable par des calculs de transport déter-ministe multigroupe* (code APOLLO2), s’avère prometteuse.Cette option est rendue possible dans la mesure où la descrip-tion des milieux à particules existe déjà dans APOLLO2 et parceque le code « Monte Carlo » TRIPOLI4 peut simuler simultané-ment, dans un même calcul, des régions traitées en approxima-tion multigroupe et d’autres traitées avec une représentation trèsfine des sections efficaces (énergie continue). Cette approche aété confrontée à l’expérience, d’une part, sur les réacteurs detest HTTR et HTR-10, et, d’autre part, sur l’expérience critiquePROTEUS. Ces calculs TRIPOLI4 ont été comparés aux autresmodélisations de réseaux ordonnés et de géométries aléatoires.Un bon accord a pu être observé entre l’expérience et cesdiverses modélisations. L’ensemble des résultats montre quel’utilisation d’une géométrie ordonnée peut s’avérer, dans lamajeure partie des cas, représentative de la géométrie aléatoiredes particules combustibles du RHT. Cependant, il est difficilede généraliser cette approche à tous les types de configurationsenvisageables : différentes tailles des particules, différents tauxd’occupation volumique, type de combustible, enrichissement ettaux de combustion… et chaque nouveau cas nécessiterait, enréalité, une confirmation.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5455Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazFig. 42. Simulation de l’expérience ASTRA à l’aide du code TRI-POLI4. Le cœur contient trois types de boulets (de 6 cm de dia-mètre) : uranium (gris), graphite (noir) et carbure de bore (rouge).Les deux tirages de la géométrie aléatoire ci-dessous conduisent àdes écarts de réactivité très importants, de l’ordre de 400 pcm, alorsque l’incertitude statistique sur le calcul neutronique de la réactivitéde chaque géométrie n’excède pas 30 pcm pour un calcul typiqueréalisé avec 10 millions de neutrons. Les variations du spectre deneutrons thermiques vu par les sphères absorbantes plus ou moinsproches du réflecteur expliquent ces écarts de réactivité. Ceux-cidoivent être interprétés comme intrinsèques à la conception ducœur et existent réellement dans ce type de réacteur à boulets.Seuls des calculs de type « Monte Carlo » sont capables de lesmettre en évidence. Références[1] H.CHANG, F.DAMIAN, Y.K.LEE, X.RAEPSAET, J.XINGQING, Y.YONGWEI, –« Treatment of Stochastic Geometry in Pebble Bed Reactor with MonteCarlo Code Tripoli-4.3 » – Conférence HTR-2004, 22-24 septembre,2004.[2] L. BRAULT, F. DAMIAN, C. GARAT (FRA-anp), J.-C. KLEIN (CEA), A. MAZZOLO, C. POINOT, X. RAEPSAET, S. SANTANDREA, – « GT-MHRCore Modelling: From Reference Modelling Definition in Monte-CarloCode to Calculation Scheme Validation » – Conférence PHYSOR2004, 25-29 avril, 2004.[3] « Évaluation of High Temperature Gas Cooled ReactorPerformance : Benchmark Analysis Related to Initial Testing of theHTTR and THR-10 » – IAEA-TECDOC-1382.[4] H.J. BROCKMANN, F. DAMIAN, J.B.M. DE HASS, U.A. OHLIG, X. RAEPSAET, E.M. WALLERBOS, « Analysis of the European Resultson the HTTR’s Core Physics Benchmarks » – Nuclear Engineering& Design, 222, (2003), p. 173-187.Xavier RAEPSAETDépartement de modélisation des systèmes et structuresMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 55Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5657Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa sûreté des RHT modulairesSûreté et conceptionLes RHT étudiés dans le passé ont été conçus avec une tech-nologie et une approche de sûreté que l’on pourrait qualifier de« traditionnelles » : cuve en béton de forte épaisseur conte-nant l’ensemble du circuit primaire, systèmes actifs de circu-lation du gaz de refroidissement et de l’eau des circuitsannexes, enceinte externe capable de retenir des fuites deproduits radioactifs. Cette conception, illustrée par le projet deréacteur allemand HTGR-1160 de la figure 43, a l’avantagede permettre une grande puissance unitaire du réacteur, maisnécessite la mise en place de systèmes de refroidissementdu cœur diversifiés et de très haute qualité pour garantir sonintégrité en toutes circonstances, à l’image de ce qui est faitsur les REP aujourd’hui. L’optimisation d’un concept de ce typeconduit, en général, à une installation d’une puissance supé-rieure à 1 000 MWth, avec un coût d’investissement relative-ment important.Depuis le milieu des années quatre-vingt, une autre approchea été développée, celle des RHT modulaires. L’idée est deconcevoir des réacteurs nucléaires dont le comportementnaturel soit suffisamment stable pour éviter d’avoir recours àFig. 43. Le projet allemand HTGR-1160 a été étudié dans lesannées soixante-dix. Il est formé d’une cuve en béton qui contientles circuits actifs de refroidissement du cœur. L’évolution ultérieuredes RHT vers des concepts modulaires de plus faible puissance unitaire et à cuve acier permet un refroidissement passif du cœur,en cas de perte de réfrigérant.Pénétrations rechargementCœurÉchangeur auxiliaireSoufflante auxiliaireSoufflante principaleGénérateur de vapeurRadierPlénum inférieur (sortie)Caisson en béton précontraint7. Illustré par le GT-MHR de General Atomics (présenté fig. 29, p. 43).des systèmes actifs complexes dans la gestion des accidentsqui pourraient survenir. Notons, au passage, que la plupart deces accidents ne sont que les conséquences d’un dysfonc-tionnement notable de ces systèmes. L’idée est séduisante :les démonstrations du niveau de sûreté du réacteur s’en trou-vent simplifiées et le nombre d’équipements réduit.Concevoir un tel réacteur fait naître inévitablement descontraintes : une puissance volumique et une puissance totaledu cœur limitées, afin d’en assurer aisément le refroidisse-ment, une grande inertie pour lisser toutes les variations ther-miques qui surviendraient. Concrètement, cela se traduit pardes réacteurs de petite puissance mais de grand volume.Ainsi, le GT-MHR de 600 MWth utilise une cuve métallique demême taille que celle d’un REP de plus de 3 000 MWth.Pour compenser l’augmentation du coût du kilowatt-heureélectrique qui en résulterait, le concept est complété par lanotion de modularité, dans laquelle une centrale de produc-tion d’électricité serait composée de plusieurs modules de cespetits réacteurs, profitant ainsi d’une économie sur les partiescommunes et d’une construction standardisée en usine. Leconcept de réacteur modulaire permet une simplification pous-sée des circuits du réacteur, simplification qui conduit, parexemple, à proposer le cycle thermodynamique à gaz deJoule-Brayton avec une unique turbomachine couplée à l’alter-nateur. Ainsi conçu, le RHT modulaire 7 garde l’essentiel descaractéristiques qui font des RHT des réacteurs sûrs : grandeinertie thermique du cœur, robustesse du combustible à par-ticule, stabilité du comportement neutronique. Le concept deréacteur modulaire ajoute encore des éléments favorables à lasûreté, en autorisant une évacuation passive de la puissancerésiduelle.Les matériaux, la conception et le fonctionnement des équipe-ments principaux de ce type de réacteur sont définis pourqu’en toute situation la particule de combustible assure leconfinement des radionucléides, sans qu’aucune action cor-rective ne soit nécessaire, à court terme.Les principales options retenues vis-à-vis de la sûreté desRHT modulaires sont présentées ci-après. Elles interviennentdans la démonstration qui est apportée sur la protection dupublic vis-à-vis des conséquences radiologiques potentielles.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 57La grande inertie thermique du cœur en graphite (résistantégalement à des températures très élevées : sublimation à3 000 °C), associée à une faible densité de puissance et à unegéométrie annulaire du cœur, conduisent à des élévations trèslentes et limitées de température. En l’absence de toute circu-lation forcée du caloporteur, l’échauffement du cœur n’est quede 0,2 °C/s. Si la pression nominale d’hélium est maintenue,le pic de température est obtenu au-delà d’une journée et lavaleur maximale atteinte reste en deçà de 1 600 °C (fig. 44,45, 46 et 47).58 La sûreté des RHT modulaires9.00P (MW)E (h)8.007.006.005.004.003.002.001.000 2 4 6 8 10 12FluideChaleurFig. 44. Calcul de l’échauffement du cœur d’un RHT modulaire encas de défaillance des systèmes normaux de refroidissement duréacteur. Les principaux ingrédients du calcul, effectué avec le codeCASTEM du CEA, sont présentés ici : convection naturelle, conduction dans le cœur considéré comme un milieu poreux et rayonnement vers les parois de la cuve.Milieu poreux,avec conductivitéthermiqueéquivalenteRayonnement Descriptionsimplifiée dusystème derefroidissement del’enceinte réacteurÉquation deNavier-Stokesavecapproximation de BoussinesqCoefficient deviscositéturbulentesupposé constant8. L’existence d’un coefficient de température positif au niveau des réflec-teurs nécessite toutefois quelques précautions.2 MWPuissance résiduelleÉvacuation de la puissance par le système de refroidissement de l’enceinte réacteur~ 5h30Fig. 45. Comparaison entre la puissance résiduelle dégagée par lecœur et la puissance thermique évacuée pour un RHT modulaire,en cas de défaillance des systèmes normaux de refroidissement duréacteur. Le puits de cuve est capable d’évacuer une puissance de2 MW par circulation naturelle d’eau dans une tuyauterie noyéedans le béton. Calcul effectué avec le code CASTEM du CEA.Le contrôle de la réactivité Le réacteur est conçu pour avoir un coefficient de tempéra-ture* fortement négatif dans toutes les situations envisa-geables. Ainsi, toute montée en température provoque unebaisse de puissance. Le risque d’une insertion importante deréactivité est ainsi éliminé. En particulier, le réacteur n’est passensible aux variations de densité du fluide de refroidissement,l’hélium étant relativement transparent aux neutrons.L’utilisation du graphite permet d’assurer le maintien de lamodération des neutrons en toutes circonstances. Ces carac-téristiques permettent même d’envisager l’utilisation descœurs contenant exclusivement du plutonium. Les initiateurspotentiels d’insertion rapide et importante de réactivité quesont l’éjection d’une barre de commande ou l’entrée massived’eau sont exclus par des mesures de conception. Pour lesévénements tels que le retrait de barre, l’insertion limitée d’eauet ceux conduisant à un sur-refroidissement du cœur, la puis-sance du réacteur est naturellement limitée grâce à la valeurtrès négative du coefficient de température 8.L’échauffement du cœur entraîne une baisse de puissance,voire l’arrêt des réactions de fission, en cas de perte complètedes moyens de refroidissement.Ces caractéristiques réduisent l’importance du système d’ar-rêt du réacteur dont l’action à court terme n’apparaît pas indis-pensable. Ce système reste néanmoins nécessaire pour com-penser l’apport de réactivité dû à l’effet xénon*, ainsi que pouratteindre et maintenir l’état d’arrêt à froid.L’évacuation de la puissancerésiduelle Typiquement, la puissance volumique du cœur d’un RHTmodulaire est de 4 à 7 MW/m3 (contre plus de 100 sur lesREP). L’important volume de graphite donne au cœur de cesréacteurs une grande inertie thermique. En cas d’arrêt duréacteur, une bonne partie de la puissance résiduelle peut êtreabsorbée par une élévation modérée de la température. Encas de défaillance des systèmes normaux de refroidissementdu réacteur, l’évacuation de la puissance résiduelle peut s’ef-fectuer sans faire appel à la circulation forcée de l’hélium, uni-quement par conduction et rayonnement dans le cœur et parrayonnement entre la cuve du réacteur et un circuit de refroi-dissement tapissant les parois de la cavité contenant cettedernière. Ce circuit de refroidissement fonctionne en perma-nence et est indispensable, à long terme, pour limiter la tem-pérature de la cuve et du béton de la cavité. Sa conception estadaptée pour assurer un niveau de fiabilité élevé.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 5859Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazdéfaillantes, des impuretés du graphite et de la faible activationde l’hélium. Pour l’essentiel, ces radionucléides sont soit pié-gés dans le graphite, soit déposés sur les surfaces métal-liques, soit retenus par le système de traitement de l’hélium.Le bâtiment et sa ventilation assurent une limitation et uncontrôle des rejets à l’extérieur.En cas de fuite du circuit primaire, le mélange gazeux rejetéau début de l’accident serait très peu radioactif. À plus longterme, en cas d’élévation de la température, seule une légèrealtération des performances de confinement des produits defission par les particules combustibles est envisageable. Laquantité de radionucléides relâchés resterait donc très faible.L’isolement du bâtiment permettrait alors de minimiser lesrejets radiologiques.Finalement, les accidents de perte de réfrigérant ne condui-sent jamais à des conséquences inacceptables. Seule l’intro-duction d’oxygène (air ou eau) dans le cœur est susceptible del’endommager fortement.À la suite d’une brèche sur le circuit primaire, de l’air est sus-ceptible d’y entrer et d’oxyder les structures en graphite ducœur. Il convient donc de minimiser par conception le risquede brèche importante. Pour des brèches hypothétiques impor-tantes, la lenteur du transitoire associé permet d’envisager lamise en place de procédures de gestion de l’accident, évitantainsi tout endommagement sévère des particules et des struc-tures du cœur.L’entrée d’eau dans le circuit primaire peut survenir en cas defuite d’une tuyauterie d’échangeurs de chaleur situés à l’inté-rieur de celui-ci dans certains concepts. Les risques potentielsassociés sont l’oxydation du graphite entraînant la libérationdes radioéléments piégés à l’intérieur de celui-ci, l’hydrolysedu combustible des particules défaillantes et l’insertion deréactivité par augmentation de la modération des neutrons.Des mesures de conception adéquates, destinées à limiter letransport de vapeur, permettent de limiter les conséquencesde cet accident. Par exemple, la pression des circuits d’eau enFig. 46. Évolution du champ de température dans le cœur d’un RHTmodulaire, en cas de défaillance des systèmes normaux de refroi-dissement du réacteur. Le code CASTEM du CEA prédit des éléva-tions de température limitées, grâce au transfert progressif de lachaleur du combustible vers le graphite, puis vers le puits de cuve.9001 0001 1001 2001 3001 4001 5001 6000 20 40 60 80 100Temps (h)Température (°C)Fig. 47. Évolution de la température du cœur, lors d’un transitoired’évacuation de la puissance résiduelle pour un réacteur de type GT-MHR. En l’absence de toute circulation forcée du caloporteur,l’échauffement initial du cœur n’est que de 0.2 °C/s.Le système de confinement La particule de combustible assure la principale barrière deconfinement des radionucléides au cours des diverses situa-tions envisageables.En condition accidentelle, la particule de combustibleconserve de bonnes performances pour des températuresextrêmement élevées, pouvant dépasser 1 600 °C ; au-delàde cette valeur, ces performances ne se dégradent que trèsprogressivement.En fonctionnement normal, l’hélium primaire contient unefaible quantité de radionucléides provenant à la fois de la dif-fusion de certains d’entre eux, des rares particules0h 7h 14h 22h 43h 55h 83h 111hMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 59interface avec le circuit primaire est inférieure à la pression del’hélium au primaire ; ces circuits sont également munis de dis-positifs d’isolement.L’approche de sûreté du RHT modulaire est en cours deréévaluation, de façon à s’inscrire dans un cadre génériquedéveloppé pour les réacteurs du futur. En Europe, elle s’ap-puie, en particulier, sur l’approche de sûreté des projets EPRde réacteur à eau sous pression et EFR de réacteur rapide ausodium. L’objectif demeure toujours celui de tirer parti desoptions de conception décrites ci-dessus, afin de limiter lenombre de systèmes de sûreté et les exigences associées,notamment celles associées à la prise en compte des acci-dents d’endommagement du cœur rendus très peu vraisem-blables pour ce type de réacteur.Pascal ANZIEU,Direction du développement et de l’innovation nucléairesSophie EHSTER,AREVA-NPMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 6061Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLes cycles du combustible du RHTComme nous l’avons vu plus haut, les RHT offrent une trèsgrande souplesse de conception. Ils donnent, en particulier,la possibilité de moduler finement et localement le spectreneutronique en jouant sur la composition et la densité des par-ticules combustibles et sur le rapport de modération*. Desurcroît, le faible taux de captures neutroniques parasites dansle modérateur graphite confère beaucoup de marge enmatière d’économie des neutrons. Enfin, du fait même de sadispersion, le combustible à particules est peu sensible auxeffets locaux d’autoprotection* : la capture neutronique réso-nante dans les isotopes fertiles prend alors toute son effica-cité, ce qui donne aux RHT une forte capacité de conversiondes matières nucléaires.Ces particularités confèrent au RHT de la flexibilité vis-à-visdu cycle du combustible. En particulier, les RHT peuventaccepter une grande variété de mélanges de matières fissileset fertiles (U naturel, U enrichi, Pu, Th), sans modificationnotable de la conception du cœur.Par ailleurs, la très grande résistance du combustible à parti-cules à l’irradiation permet les taux élevés de combustion dansles RHT, ce qui rend le cycle ouvert attractif, après épuisementde la matière fissile. Cependant, on peut également envisa-ger un cycle fermé, impliquant de pouvoir retraiter le combus-tible. Le traitement par voie aqueuse du combustible à parti-cules n’est pas facile, car les particules à revêtement carbonesont insensibles à l’acide nitrique et ont tendance à former desboues, du fait de l’insolubilité des revêtements carbure dansl’acide nitrique. Mais ce problème technologique une fois sur-monté, de très nombreuses options de cycle du combustibleseraient envisageables avec ce type de réacteur.De nombreuses études ont été réalisées pour évaluer et com-parer les performances de divers cycles de combustibles pourles RHT [1]. Ici, nous nous contenterons de présenter troiscycles typiques, à titre d’exemple :• Un cycle du combustible ouvert, à base d’uranium moyen-nement enrichi (~ 15 %) ;• un cycle du combustible à base de plutonium ;• un cycle du combustible à base de plutonium et d’actinidesmineurs,pour un RHT de type GT-MHR de 600 MWth (284 MWe) ayantdes taux de combustion* de l’ordre de 120 GWj/t.Le cycle uranium Le tableau ci-dessous donne les productions d’actinides dansun combustible RHT(U) comparées à celles d’un combustibleREP(UOX).RHT REPTaux de combustion (GWj/t*) 120 60Enrichissement moyen U 235 15,6 4,95Besoins en Unat (t/TWhe*) 22 21Besoins en UTS* (MUTS/TWhe) 0,021 0,016Production de Pu (kg/TWhe) 17 26Production de Np (kg/TWhe) 1,2 1,8Production d’Am (kg/TWhe) 1,0 1,5Production de Cm (kg/TWhe) 0,04 0,04Les RHT peuvent fonctionner avec des combustibles uraniumprésentant divers degrés d’enrichissement (de 7 à 15% enmoyenne). Cependant, la très bonne résistance des particulessous irradiation n’est exploitée qu’en soumettant le combus-tible à des taux de combustion* élevés, qui ne sont eux-mêmes possibles qu’en enrichissant fortement l’uranium, typi-quement 15% pour un taux de combustion de 120 GWj /t.L’obtention de cet uranium enrichi demande à la fois de l’ura-nium naturel et du travail de séparation isotopique : malgré labonne capacité d’épuisement de la matière fissile et le rende-ment plus élevé des RHT, le cycle uranium moyennement enri-chi ne permet pas d’économiser l’uranium naturel et présenteun coût en enrichissement 30 % supérieur à celui du cycleuranium dans les REP pour une même production d’énergie.On notera, en revanche, qu’il réduit la production de plutoniumet d’actinides mineurs (cumul américium + curium) d’un fac-teur 1,5.Le cycle plutonium Les réacteurs à eau sont d’assez médiocres consommateursde plutonium, car le contenu maximal de plutonium admissibledans leur cœur est limité par le coefficient de vide*.Affranchis de cette limitation, les RHT sont potentiellement debons brûleurs de plutonium.À titre d’illustration, on peut mentionner qu’il existe un projetrusse visant à consommer du plutonium militaire dans desréacteurs de ce type.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 61La neutronique d’un RHT-Pu a été étudiée au CEA [2]: cetteétude confirme le bon comportement neutronique d’un cœurRHT chargé en plutonium, même pour des compositions iso-topiques assez pauvres en isotopes fissiles, et jusqu’à destaux de combustion élevés.Plusieurs types de combustibles au plutonium sont possiblesdans les RHT : on peut envisager des combustibles de typeMOX (Pu sur support uranium appauvri) ou des combustiblesau plutonium sur support matrice inerte. La consommation duplutonium est alors respectivement de 85 kg/TWhe et de100 kg/Twhe, avec une qualité (teneur en isotopes fissiles) quise dégrade rapidement dans les deux cas. À partir d’un pluto-nium avec 62 % d’isotopes fissiles, le passage dans le GT-MHR conduit à une teneur moyenne en Pu fissile dans le plu-tonium restant comprise entre 40 % et 30 % après cinq ans derefroidissement. Cette dégradation de la qualité du plutoniumrend difficile le multirecyclage de ce dernier dans les RHT.En effet, les études menées au CEA ont mis en évidence unseuil sur la teneur en plutonium fissile au chargement du cœur(50 % du plutonium total), en dessous duquel la marge deréactivité au démarrage n’est plus suffisante et la longueur descycles d’irradiation devient trop faible.La simulation de l’introduction de RHT recyclant le plutoniumdans un parc de réacteurs produisant 400 TWhe permetd’avoir une indication sur la période à partir de laquelle cettelimite serait atteinte.En supposant la poursuite du monorecyclage du plutoniumsous forme de MOX dans les REP actuel jusqu’en 2025 et l’in-troduction de GT-MHR, à partir de cette date, à hauteur de20 % de l’énergie produite, pour recycler le plutonium desMOX, des UOX puis des combustibles RHT, la figure 48 ci-contre donne l’évolution de la qualité du plutonium au charge-ment du cœur et montre qu’à partir de 2070, la qualitémoyenne du plutonium dans le parc constitué de 80% deREP(UOX) et de 20 % de RHT(Pu) ne permettrait plus derecycler ce dernier dans les RHT avec les mêmes taux decombustion. La dégradation du plutonium conduit à en intro-duire de plus en plus dans le cœur, notamment en ayantrecours à du plutonium issu du retraitement des combustiblesRHT, au-delà de 2050. En baissant la proportion de RHT, cettedate limite serait repoussée.La symbiose entre un parc de REP producteurs de Pu et unparc de RHT brûleurs de Pu permettrait donc de stabiliser l’in-ventaire en plutonium, mais ne saurait être que temporaire(fig. 49). Cependant, l’introduction de RHT brûleurs de pluto-nium pourrait représenter une solution intéressante dans lecas d’une politique visant à minimiser la quantité de Pu dansle cycle, ou à l’ajuster au mieux aux besoins des futurs réac-teurs rapides.62 Les cycles du combustible du RHT4045505560652020 2030 2040 2050 2060 2070 2080+Teneur en Pu fissile : (Pu 239+Pu 241)/Puà l’entrée du réacteurAnnées%Fig. 48. Évolution de la proportion en plutonium fissile en fonction dutemps, pour un parc mixte REP (UOX) et RHT (Pu).Fig. 49. Évolution temporelle de l’inventaire en plutonium pour diffé-rents scénarios en France : parc REP sans recyclage ; parc REPavec mono recyclage ; parc mixte REP (80%)-RHT(20%). Dans cedernier scénario, le plutonium extrait des REP est brûlé, incomplète-ment et en un seul passage, dans les RHT.199001002003004005006007002000 2010 2020 2030 2040 2050 2060AnnéeREP cycle ouvertInventaire Pu totalREP monorecyclage Pu REP + RHTMasse Pu (tonnes)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 6263Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaz0501001502002503001990 2000 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070Fig. 50. Inventaire en actinides mineurs pour le scénario de recy-clage du Pu dans les RHT.AmNpCmTotalScénario HTR Pu (20 %)Masse d’actinides mineurs présentdans le combustible irradiéAnnéeMasse (tonnes)Le recyclage des actinides mineurs Le recyclage du plutonium dans les RHT conduit à une pro-duction de l’ordre de 7 kg/TWhe d’américium et de 4 kg/TWhede curium (après cinq ans de refroidissement du combustibledéchargé).La figure 50 illustre l’évolution de l’inventaire en actinidesmineurs présents dans les combustibles usés et dans les colisde verre, pour le scénario de recyclage du Pu dans les RHT.À noter qu’en 2070, l’inventaire en actinides mineurs serait de170 tonnes avec le prolongement de la situation actuelle, c’est-à-dire le monorecyclage du Pu dans les REP.Les premières études sur le recyclage de ces actinides avecle plutonium dans un GT-MHR n’ont pas permis de trouver unesituation d’équilibre pour laquelle la consommation de l’amé-ricium et du curium serait égale à la production dans un parcde réacteurs donné. La consommation de l’américium décroîtavec le nombre de recyclages, car si l’on veut maintenir uneréserve de réactivité acceptable, on doit diminuer soit la quan-tité d’actinides mineurs chargée, soit la longueur du cycle d’ir-radiation. Au mieux, la consommation en américium est del’ordre de 20 Kg/TWhe sur le premier cycle ; au cinquièmecycle d’irradiation, le bilan devient positif. Dans tous les cas, lebilan curium reste positif et la production diminue avec lenombre de cycles d’irradiation. Cependant, ces résultats doi-vent être pris avec précaution, car ils dépendent beaucoup duchoix du scénario et des hypothèses de la simulation.Références[1] International Atomic Energy Agency, International Nuclear FuelCycle Evaluation (INFCE), Vienna (1980).[2] Frédéric DAMIAN, thèse CEA : « Analyse des capacités des réac-teurs à haute température (HTR) sous l’aspect de l’utilisation desmatières fissiles », INPG, Grenoble, 2 février 2001.Jean-Paul GROUILLER,Département d’études des réacteursMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 63Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 6465Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLes déchets des RHTQuels déchets pour la filière desréacteurs à haute température ?Les déchets de la filière RHT sont, d’une part, les élémentsde combustibles irradiés (compacts ou boulets constitués pardes particules multicouches noyées dans du graphite), et,d’autre part, les éléments de structures, qui sont exclusive-ment constitués de graphite.Les éléments de combustibles irradiés sont eux-mêmes com-posés de 90 % massiques de graphite, tandis que les 10 %restants se répartissent entre le noyau d’oxyde ou d’oxycar-bure d’actinides et les couches d’enrobage de celui-ci (fig. 51).Le scénario le plus envisagé pour la filière RHT consiste enune irradiation en un seul passage en réacteur, suivi par lestockage direct* des combustibles usés en formation géolo-gique profonde. Cependant, le traitement / recyclage des com-bustibles usés est la voie de référence en France pour la filièreREP. En outre, l’application des critères établis dans le cadre90%1%1%1%2%5%Fig. 51. Composition massique d’un élément de combustible HTR(boulet ou compact).Graphite liantUO2TamponPyC interneSiCPyC externedu forum « Generation IV », en termes, notamment, de déve-loppement durable (minimisation des volumes et de la radio-toxicité* potentielle des déchets), conduit, au contraire, à pré-férer un recyclage de l’ensemble des actinides contenus dansle combustible usé, associé à une gestion séparée du graphiteet des produits de fission.Fig. 52. Description schématique des options de traitement des déchets RHT.(Source:V/HTR IP Proposal – Sub-project «Back-end of the fuel cycle», W.von LENSA, Draft du 17-3-2004.)Démantèlement assemblage et séparation graphite/compactsÉtude du comportementlong terme du combustibleDécontamination/Conditionnement ourecyclage du graphite de structureDécontamination/Conditionnement ourecyclage du graphite de structureSéparation compact/particulesStockage directConditionnementdes compacts de composé fissileGestion du graphitecompact + conditionnementdes particulesConditionnement du graphitedes compacts et des PFet AMRecyclage U et PuSéparation compact/particulesTraitement des compacts Démantèlement assemblage et séparation graphite/compactsVoie A Voie B Voie CBloc combustible uséMono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 6566 Les déchets des RHTTrois stratégies de gestion des déchets de la filière RHTdemeurent, par conséquent, possibles [1] (fig. 52) :• Voie A : stockage direct en l’état de l’ensemble des déchetsde structure et des combustibles ; cette option ne supposeaucun traitement ni recyclage de matière, mais elle est extrê-mement pénalisante en termes de volume de déchets à stoc-ker ;• Voie B : démantèlement des assemblages, séparation desparticules et du graphite des compacts, stockage des parti-cules précédé éventuellement d’un conditionnement decelles-ci ; décontamination, conditionnement ou recyclagedu graphite ;• Voie C : analogue à la voie B, complétée par le retraitementdes particules dans l’optique du recyclage intégral des acti-nides et conditionnement des produits de fission et du car-bone.La voie C est en continuité avec la stratégie actuelle de laFrance concernant les combustibles nucléaires UOX usésissus des REP, avec une nuance, toutefois, quant au recyclagedes actinides, puisque dans le cas des RHT, U et Pu sontrécupérés grâce au retraitement, tandis que les actinidesmineurs sont vitrifiés conjointement aux produits de fission.La question des déchets de la filière RHT relève donc de deuxthématiques séparées, que nous aborderons successivement.D’une part, le combustible usé lui-même présente-il des per-formances de tenue à long terme qui permettent d’envisagerson stockage direct en formation géologique ? D’autre part, comment gérer le graphite, à partir du retour d’ex-périence acquis sur la filière UNGG ?La gestion du combustible RHT ensortie de réacteur : stockage direct,reconditionnement ouretraitement ?La tenue à long terme d’un combustible RHT en conditions de stockage La conception même d’un combustible particulaire, c’est-à-dire constitué de noyaux fissiles enrobés dans une enveloppemulticouche est, en principe, compatible avec l’option de stoc-kage direct des combustibles usés (voies A, B de la fig. 52). Eneffet, les différentes couches recouvrant le noyau fissile sontconçues pour demeurer étanches à la migration des produitsde fission, pendant l’utilisation en réacteur des éléments com-bustibles, et potentiellement au-delà.Le relâchement potentiel des produits de fission est lié, d’unepart, à l’altérabilité intrinsèque du noyau de la particule, et,Le carbure de silicium : un matériau résistant à la lixiviation Utilisé dans des résistances chauffantes, des outils de coupeou encore comme support de catalyseur, le carbure de sili-cium est une céramique qui présente des propriétés physico-chimiques remarquables. Outre sa température de fusion de2 830 °C, qui lui permet d’être utilisé sous air jusqu’à 1 500 °C,il est également résistant aux chocs thermiques et présenteune grande inertie chimique vis-à-vis d’un agent de corrosiontel que l’eau, du fait de la formation à sa surface d’une couchede silice protectrice.Les RHT qui ont fonctionné (AVR, Dragon et Fort-Saint-Vrain,notamment) ont permis de montrer que la couche de SiC esteffectivement une barrière de diffusion efficace pendant laphase d’irradiation en réacteur, c’est-à-dire à haute tempéra-ture et sur des temps relativement courts (environ 1 000 °Cdurant quelques années). Dans la gamme de température800 - 1 600 °C, les taux de relâchement de différents produitsde fission ont été mesurés. Seuls quelques produits de fissioncomme le césium, le strontium ou l’argent diffusent faiblementet partiellement au travers de la particule, ces phénomènesdépendant beaucoup de la qualité de fabrication des billes [2].Sur les périodes de temps correspondant à une phase destockage, la diffusion des produits de fission sera beaucoupmoins rapide du fait d’une température à terme basse (50 °C)mais aura, par contre, lieu sur des durées beaucoup pluslongues (105 ans).L’extrapolation des coefficients de diffusion des produits de fis-sion mesurés à haute température à la température du stoc-kage géologique (50 à 90 °C) et à des durées très longuespermettrait d’anticiper sur la durée de vie du combustible RHTusé ; elle est cependant hasardeuse, car les mécanismes res-ponsables de la diffusion des produits de fission dans le SiCsont différents à haute et à basse températures.Par ailleurs, la tenue sous irradiation du SiC est satisfaisante,puisqu’on observe le maintien de la structure cristallinecubique. Les paramètres de maille montrent cependant unenette évolution, indiquant une modification de la stoechiomé-trie de SiC vers une composition de type SiC1-x, phénomènedont les conséquences sur la tenue à long terme restent à éva-luer.Enfin, des expériences de lixiviation dans des eaux grani-tiques, salines et argileuses, ont mis en évidence la formationd’une couche d’oxyde qui limite à moyen terme la dissolutionde la matrice, ce qui donne confiance dans la tenue à longterme de la couche de SiC.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 6667Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazd’autre part, à la diffusion des radioéléments au travers desdifférentes couches que sont le carbure de silicium (30 µmd’épaisseur) et les couches de carbone pyrolytique 9.Les noyaux fissiles peuvent être de nature et de compositiontrès différentes (UO2, UCO, [U,Th]O2, PuO2, par exemple) ;ces matériaux montrent tous une grande stabilité sous eau,en l’absence d’oxydants.De la même manière, les premières études montrent unegrande résistance de la couche de SiC à la lixiviation* 9.La forte porosité du graphite favorise la pénétration de l’eaujusqu’à la première couche de PyC. Sa corrosion peut êtreconsidérée comme négligeable, hors phénomène de radio-lyse.Les données expérimentales disponibles sur le comportementdu combustible RHT, dans l’optique d’un stockage direct, sontdonc encourageantes. Néanmoins, la majorité des résultatsrelève d’expériences effectuées sur des systèmes modèles(particules non irradiées pour les noyaux, éprouvettes de SiCsoumises à des irradiations), et c’est pourquoi l’étude du com-portement à long terme des matériaux réels fait encore l’ob-jet de plusieurs programmes d’étude, dans un contexte euro-péen et international 10.Le comportement à long terme d’un combustible usé en stockage géologiqueBien qu’en France, aujourd’hui, les combustibles issus desREP soient retraités par COGEMA de manière à recycler U etPu, et à vitrifier les produits de fission et actinides mineurs, l’op-tion d’un stockage direct* des UOX et MOX a été étudiée parle CEA dans le cadre de la loi de 1991 sur la gestion desdéchets à vie longue (programme PRECCI).Les études conduites dans le cadre du programme PRECCIont permis de mettre en place une méthodologie fondée sur lacaractérisation de l’évolution du combustible pour différentesconditions aux limites : la 1re phase dite « évolution en systèmefermé » concerne l’évolution du combustible à sec ; les sys-tèmes « insaturé » et « saturé » en eau concernent l’évolutiondu combustible en présence, respectivement, d’une atmo-9. D’après les connaissances actuelles, la fissuration d’une fraction desparticules est vraisemblable, soit en raison de défauts de fabrication préa-lables, soit à l’issue du passage en réacteur, soit encore à cause du trai-tement de séparation entre les particules et le graphite, ce qui contribue-rait fortement au relâchement potentiel de radioéléments hors ducombustible (« Annual progress report », contrat européen HTR-N & N1,october 2003).Voir encadré, p. 66 : « Le carbure de silicium : un matériaurésistant à la lixiviation ».10.Voir encadré ci-dessous : « Le comportement à long terme d’un com-bustible usé en stockage géologique ».sphère gazeuse plus ou moins chargée en eau et en présenced’eau. Les systèmes fermés et insaturés correspondent à desphases d’entreposage ou de stockage (phase précédant lasaturation en eau du site de stockage), tandis que le systèmesaturé correspond au stockage.La connaissance du comportement du combustible usé RHTen stockage définitif nécessite ainsi d’identifier et de quanti-fier :1. Les différents termes source* en radionucléides ;2. les mécanismes d’évolution au cours du temps de ces inven-taires : décroissance radioactive, diffusion des PF en tempéra-ture et sous irradiation au travers des différentes couches dela particule, évolution de l’intégrité des couches et de la sur-face, notamment sous l’effet des différents gaz comme l’hé-lium et les gaz de fission ;3. les mécanismes d’altération et de relâchement des PF parles différentes couches de la particule, en présence d’unephase aqueuse (lixiviation).Différents inventaires en radionucléides* sont à considérer.L’inventaire labile* est constitué par l’ensemble des radionu-cléides (notamment Cs 135, I 129 et Cl 36) susceptibles d’êtrerelâchés instantanément, lorsque l’eau arrivera au contact desparticules combustibles. Ce terme source* ne dépend pas despropriétés de confinement des différentes couches, mais uni-quement de la quantité de PF sorbés / ségrégés à l’extérieurdes couches et de l’accessibilité de l’eau. Il faut noter que, dansle cas du combustible RHT, la couche de SiC étant une bar-rière de diffusion efficace, elle devrait considérablement réduirel’inventaire labile, comparativement aux combustibles actuelsdu type UOX et MOX, tant qu’elle sera présente. L’inventairelabile dépend fortement de l’état physique du combustible àl’arrivée de l’eau (notamment rupture de la couche de SiC, fis-suration des couches, porosité du graphite) et de son état phy-sico-chimique (formes chimiques et localisation des PF). Lesautres inventaires concernent les radionucléides dissous ouocclus dans les différentes couches constituant le combustible(graphite, PyC, SiC ou ZrC, noyau).La quantification du relâchement potentiel des PF hors desparticules nécessitera d’évaluer les coefficients de diffusion enfonction de la température des espèces au travers des diffé-rentes couches, notamment au travers du SiC, de façon à éta-blir les mécanismes qui en sont à l’origine (diffusion intra etintergranulaire, rôle des défauts ponctuels et étendus, activa-tion potentielle sous auto-irradiation).Le relâchement de ces radionucléides est contrôlé par l’altéra-tion de ces couches en présence d’eau. Les premières étudesde durabilité chimique des particules, réalisées par lixiviation etsuivies du relâchement des radionucléides, ont consisté à éva-luer séparément les performances de chaque couche (carbonepyrolytique, SiC, graphite, noyau de combustible) vis-à-vis del’altération par l’eau, montrant que, dans chaque cas, les frac-tions relâchées étaient faibles.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:02 Page 6768 Les déchets des RHTLa combustion du graphite reste également une voie alterna-tive poursuivie.La dissolution du noyau fissile est aussi étudiée par des tech-niques de traitement en phase gazeuse halogénée, ou enmilieu chlorures, soude ou carbonates fondus. La dernièreétape d’extraction des actinides est envisagée quant à elle parméthode hydro- ou pyrométallurgique, selon les étapes de têtede procédé retenues.Les déchets produits par le retraitement de ces combustiblessont, d’une part, les produits de fission (en solution nitriques« classiques » ou bien dans des sels halogénés ou encoresous forme de déchets métalliques, s’il s’agit de procédéspyrométallurgiques), et, d’autre part, le carbone, sous desformes variées : graphite broyé plus ou moins finement, car-bure de silicium et carbonates dissous dans les solutions deproduits de fission.Concernant les solutions nitriques de produits de fission, leurvitrification est un procédé éprouvé industriellement tant enFrance qu’à l’étranger. Elle produit des verres nucléaires dontle comportement à long terme en conditions de stockage géo-logique est amplement documenté. Il sera nécessaire de tra-vailler sur l’adaptation des compositions de verres à l’évolu-tion de la composition chimique des solutions de haute activité(en termes de spectre de produits de fission, ou d’élémentsd’addition ou de corrosion liés à l’ensemble des étapes duretraitement).Les matrices dédiées au confinement à long terme de déchetsde type salin ou métalliques contenant les produits de fissionsont en cours de développement à l’échelle du laboratoire auCEA, ainsi qu’à l’étranger et dans le cadre de contrats euro-péens [4].Les travaux réalisés jusqu’à présent montrent que l’intégralitédes sels contaminés pourrait être conditionnée dans unematrice composite constituée d’une phase de type sodalite(Na,K)8Al6Si6O24Cl2, insérant les alcalins et le chlore, noyéedans une phase vitreuse destinée à accueillir les autres pro-duits de fission, c’est-à-dire principalement les alcalino-terreuxet les terres rares.Le graphite irradié comme déchetnucléaire Graphite des UNGGSituation en FranceLe graphite irradié issu des réacteurs de la filière type UNGGreprésente, en France, 22 700 tonnes, soit environ 10 % de laquantité mondiale. La majeure partie de ce graphite, environ80 %, est constituée par les empilements des réacteursUNGG (fig. 54) et est entreposée* dans les réacteurs eux-Fig. 53. Déstructuration par courants pulsés de billes TRISO (noyau enZrO2) avec un générateur de Marx (1 seconde entre impulsions - ten-sion: 250 kV – temps décharge de 200 nS – intensité de crête : 6 kA).Les particules de combustible peuvent-elles êtreretraitées ?Le retraitement du combustible à particules a été étudié àl’échelle du laboratoire dans les années 1960-1970, aux États-Unis et en Allemagne [3].Le principe des procédés de retraitement envisagés àl’époque repose sur l’enchaînement suivant : le broyage initialdes compacts est suivi par une combustion destinée à élimi-ner le graphite et le SiC ; la phase finale est la dissolutionhydrométallurgique des noyaux ainsi « dénudés », suivie parl’extraction et le recyclage des actinides (U, Pu, Th et actinidesmineurs). Cette dernière opération vise actuellement à uneséparation groupée des éléments Am, Cm et Np et doitatteindre des performances supérieures à 99,9 % d’efficacité,pour répondre aux critères de réduction du volume et de laradiotoxicité des déchets, d’une part, et de non-prolifération,d’autre part.La difficulté majeure apparue lors de ces anciennes étudesest liée au concept même du combustible : en effet, la couchede SiC, qui assure efficacement le rôle de barrière chimiqueà la diffusion des produits de fission, y compris à haute tem-pérature, s’est révélée difficile à détruire. Cette couche de car-bure est à la fois résistante au broyage et réfractaire à l’inciné-ration, puisque sa combustion nécessite des températures del’ordre de 1 300 ° à 1 400 °C et entraîne, de ce fait, une volati-lisation partielle des produits de fission.La mise au point de procédés de retraitement de ces combus-tibles particulaires fait l’objet de nouvelles recherches, tant auCEA que dans des laboratoires étrangers comme celuid’Argonne National Laboratory, aux États-Unis, ou au FZJ, àJülich, en Allemagne.La déstructuration du graphite par des techniques de courantspulsés est actuellement développée au CEA pour séparer effi-cacement les billes de combustibles de la matrice graphite. Lafigure 53 illustre les résultats probants obtenus par cette tech-nique sur des particules TRISO à noyaux de zircone.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 6869Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazmêmes, jusqu’aux opérations de démantèlement qui induirontl’évacuation de ce graphite.L’inventaire radiologique de ce graphite montre que l’activitétotale est de l’ordre de 5 MBq.g-1 après une période de cinqans de refroidissement (disparition des radio-éléments à viecourte). Sur de plus longues durées, les radionucléides lesplus pénalisants du point de vue du stockage sont principale-ment C 14, Cl 36, H 3 et, dans une moindre mesure, Ni 63 etCa 41. L’élément majeur est le C 14 qui représente 90 % del’activité totale après cent vingt ans de refroidissement, suividu Cl 36 qui, bien qu’ayant une faible activité spécifique (de0.3 kBq.g-1 à 2.0 kBq.g-1 selon les composants et les réac-teurs), décroît avec une période de 300 000 ans et n’est quefaiblement retenu dans les milieux géologiques.Gestion du graphite irradié issu des réacteurs UNGGL’activité radiologique globale de radionucléides à vie longue,en particulier celle du C 14, contenue dans l’ensemble du gra-phite irradié, ne permet pas d’envisager son stockage en l’étatau centre de stockage de l’Aube.Des solutions de réduction de volume, telle que l’incinérationdu graphite, ont fait l’objet d’études [5]. Cependant, le rejet duC 14 sous forme de CO2 n’étant pas satisfaisant, la séques-tration du C 14 dans des conditions économiques acceptablesreste un point dur pour cette orientation.Aussi ces 22 700 tonnes de graphite irradié de la filière UNGGsont-elles actuellement destinées à être stockées dans unfutur site de stockage, surface ou subsurface, actuellement àl’étude à l’ANDRA.Des solutions de conditionnement permettant de garantir lesperformances de confinement à long terme sont à l’étude.Plusieurs types de matériaux ont été envisagés dans le passé.Le conditionnement du C 14 sous forme de carbonates enro-bés dans des matrices cimentaires est l’option la plus avancéeà l’heure actuelle. Il est d’ailleurs mis en œuvre industrielle-ment en Grande-Bretagne, dans l’usine de Thorp, à Sellafield(piégeage du carbone par lavage à la soude, suivi d’une pré-cipitation de BaCO3 par Ba(NO3)2 et enrobage de celui-cidans un liant cimentaire).Des voies alternatives de fabrication de céramiques par lesméthodes de frittage à chaud sont à l’étude au CEA. Une céra-mique de type carbonate mixte de Ca, Ba a fait l’objet de tra-vaux récents d’élaboration et de caractérisation, tandis que lafaisabilité de carbure de silicium est en cours d’examen.Graphite des futurs réacteurs de la filière RHTEstimation du flux de graphite irradié des RHTComme dans les réacteurs UNGG, le graphite est un des prin-cipaux matériaux utilisés pour les futurs réacteurs à spectreneutronique thermique de la filière des réacteurs à haute tem-pérature (RHT). Ce matériau est, en effet, utilisé dans le cœur,où il joue le rôle de modérateur neutronique, de matériau destructure et de barrière thermique.Le graphite irradié produit par ces futurs réacteurs représentedes quantités de déchets importantes. À titre d’exemple, unréacteur haute température à blocs prismatiques, d’une puis-sance de 600 MWth, pourra fabriquer, au cours de sessoixante années de fonctionnement, environ 6 140 tonnes degraphite irradié. Ce flux de graphite irradié provient, pour unebonne part, des blocs réflecteurs sujets à remplacementspériodiques (affaiblissement des propriétés mécaniques sousflux) et du graphite impliqué dans le combustible lui-même.Ainsi, ces 6140 tonnes se répartissent entre 3540 tonnes pro-venant des renouvellements partiels des blocs réflecteurs,envisagés tous les six ans, 2 340 tonnes issues des blocscombustibles et du combustible renouvelés lors des rechar-gements annuels, et 260 tonnes des réflecteurs permanentsproduits au moment du démantèlement. Cette dernière caté-gorie de graphite est considérée comme un déchet de type B,les teneurs calculées en C 14 excédant sensiblement leslimites d’acceptation actuelles des colis en surface.Solutions de gestion du graphite des RHTIl s’agit de déployer une stratégie par anticipation de réductiondes déchets graphite produits : limitation de l’activité radiolo-gique créée par l’activation et recherche de solutions deFig. 54. Vue de l’empilement de blocs graphite dans le réacteurUNGG de Chinon (Source :ANDRA)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 6970décontamination, de recyclage et de réutilisation de graphiteirradié.L’activité radiologique, à long terme, dans la masse du gra-phite irradié, résulte des produits d’activation (PA) engendréspar l’irradiation d’impuretés initialement présentes dans le gra-phite, selon des réactions d’interactions avec les neutrons dontles rendements dépendent de la « section de capture », expri-mée en barns* (10-24 cm2) dans le tableau ci-dessus, des ini-tiateurs correspondants.Les calculs d’activation effectués pour plusieurs concepts deRHT thermiques, ainsi que le retour d’expérience issu dudémantèlement des UNGG, permettent d’identifier les impu-retés déterminantes pour l’objectif de limitation de l’inventaireradiologique. Les impuretés principales à limiter sont d’abordl’azote, puis le chlore et le couple lithium-bore. Les autres PA,comme le cobalt, par exemple, qui peut induire des problèmesde radioprotection par ailleurs, sont moins critiques sur le plandes déchets à long terme.L’azote, impureté présente (autour de 100 ppm) dans les poresdu graphite, est à l’origine de près de 90 % de l’activité totaleen C 14 (égale à 1,7 MBq/g, après soixante ans d’irradiation,ce radio-isotope représente 99 % de l’activité totale du gra-phite au delà de cinquante ans de refroidissement). La part deC 14 produite par capture (n, gamma) sur le C 13 reste mino-ritaire devant la création par l’azote, du fait de la faible sectionefficace du C 13 ; elle représente cependant la part de C 14« incompressible » qui se situe à moins de 0,2 MBq/g poursoixante ans d’irradiation (réflecteur permanent). Un tel niveaud’activité reste compatible avec un stockage de surface.Ainsi, une piste de progrès majeur consisterait à substituer àl’azote, dans les pores du graphite, un gaz ayant peu ou pasd’impact vis-à-vis de l’activation, tel que l’hélium. Les autresimpuretés sont, globalement, de mieux en mieux maîtriséespar les fournisseurs, qui proposent des graphites purifiés etultra-purifiés dont les spécifications en impuretés vont mêmeau-delà des limitations liées à la problématique déchets 11.Afin de réduire le flux de déchets graphite, il est égalementenvisagé de recycler le graphite irradié, soit par la réutilisationdes blocs de graphite en réacteur, après traitement thermiquede guérison des défauts d’irradiation, soit par l’élaboration decarbures ou de matériaux carbonés, dans l’hypothèse d’uneutilisation dans l’industrie nucléaire.Références[1] W. von LENSA et al., « Back-end of the fuel cycle (BF) », Contrateuropéen V/HTR IP proposal – Subproject draft (17-3-2004).[2] A. LANGUILLE et M. PELLETIER, « Comportement du combustible enréacteur », dans Revue générale du nucléaire, 6 (2002), p. 56-59.25. « Annual progress report », contrat européen HTR-N & N1,October 2003.[3] P. BROSSARD, « Le retraitement du combustible à particules »,Revue générale du nucléaire, 6 (2002), p. 56-59.[4] « Final report », contrat européen PYROREP [2003]).[5] « Nuclear graphite waste management », dans Proceedings ofthe technical committee meeting, Manchester, United Kingdom, 18-20 octobre 1999.Florence BARTDépartement de traitement et de conditionnement des déchetsAvec la contribution deChristian BOURDELOIE (DEN / DTN / STPA)Fabienne DELAGE (DEN / DEC / SPUA)Christophe JÉGOU (DEN / DTCD / SECM)Danièle ROUDIL (DEN / DTCD / SECM)Vincent ROYET (DEN / DTEC / STCF)Principaux produits d’activation du graphite irradiéPrincipaux Période* Impuretés initiales dans Principaux isotopes Type de Section efficacePA (années) des graphites (valeurs précurseurs (et réaction (barns)moyennes utilisées abondance naturelle) avec neutronspour calculs)C= 100%- autres impuretés C 13 (1,1 %) n, gamma 5,00E-04C 14 5 736 N = 100 ppm N 14 (99,6 %) n, p 6,20E-01O2 (négligeable) O 17 (0,4 %) n, alpha 8,50E-02Cl 36 300 000 Cl = 3 à 12 ppm Cl 35 (75,4%) n, gamma 1,50E+01H 3 12,3Li = 0,1 ppm Li 6 (7,5 %) n, alpha 3,20E+02B = 0,7 ppm B 10 (18,3 %) n, alpha 1,30E+03Co 60 5,27 Co = 0.07 ppm Co 59 (100 %) n, gamma 6,30E+00Ni 63 100 Ni = 5 ppm Ni 62 (3,7 %) n, gamma 4,90E+0011. Les spécifications de graphite commercialisé par TOYO-TANSO, four-nisseur de graphite des réacteurs chinois HTR10 et japonais HTTR sont,par exemple, consultables sur le site www.ttu.com. (« Final report »,contrat européen PYROREP [2003]).Les déchets des RHTMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7071Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe réacteur à très haute température (RTHT) : monter en température, c’est gagner sur plusieurs pointsProduire de l’électricité Les RHT ont été mis au point dans les années soixante-dix.Des réacteurs ont été construits puis exploités. À l’époque, denombreuses installations technologiques en support ont éga-lement vu le jour afin de tester, par exemple, une turbine à gazpour le cycle direct, ou un béton réfractaire qui tienne à plu-sieurs centaines de degrés, ou encore la tenue du graphite àl’oxydation.Avec la volonté de développer des systèmes toujours plus per-formants est venue l’idée d’augmenter la température de fonc-tionnement du réacteur. En effet, le simple principe de Carnotpour une machine thermodynamique réversible prévoit queson rendement augmente avec sa température chaude sousla forme :η = 1 – T2/T1où T1 et T2 sont respectivement les températures absoluesdes sources chaude et froide.Dès lors que la technologie le permet, augmenter la tempéra-ture de sortie de cœur d’une centaine de degrés laisse envi-sager un gain en rendement de plusieurs points 12. Parexemple, toutes choses égales par ailleurs, une machineindustrielle fonctionnant sur le principe d’un cycle direct deBrayton en hélium voit son rendement de production d’électri-cité passer de 51,5 % à 56 % quand on augmente T1 de850 °C à 1 000 °C (fig. 55, courbe bleue).Cependant, les contraintes technologiques liées à la tenue del’acier de cuve limitent le gain envisageable : une élévation dela température chaude en sortie de cœur s’accompagnegénéralement d’une élévation de la température de retourd’hélium au voisinage de la cuve du réacteur. Aujourd’hui, lemeilleur matériau en cours de développement pour cette cuve,un acier au chrome, ne dépasse pas 490 °C. Avec le coupletempérature de sortie de cœur à 1 000 °C et température deretour à 490 °C, le rendement n’atteint plus que 53 % (fig. 55,courbe verte).On voit ici tout l’intérêt de gagner en température, mais aussitoute la difficulté. En effet, d’une part, pour chaque point derendement gagné, c’est environ 2 % de réduction du coût dukilowatt-heure fourni pour un investissement donné, mais,d’autre part, si l’accroissement de température nécessited’avoir recours à des matériaux plus onéreux ou à une com-plexification du système, comme l’ajout de systèmes de refroi-dissement, le bilan économique sera à étudier en détail, unefois obtenue la qualification des solutions.Ainsi, pour un coût d’investissement et de fonctionnementdonné I, le prix c du kilowatt-heure fourni est inversement pro-portionnel à l’énergie produite E : c = I/E.Avec un rendement r1, on produit E1au coût c1. Avec un rendement r2, onobtient c2 = c1 * r1/r2. Par exemple,pour r1 = 50.5% et r2 = 53%, on obtientc2 = 0,95 * c1.Gagner 2,5 points de rendement, c’estdéjà gagner près de 5 % sur le coût deproduction. En outre, si le rendementest augmenté sans modification de laquantité de combustible utilisé, ce quiest le cas quand on passe du RHT auRTHT, on réduit dans les mêmes pro-portions la quantité de déchets radio-actifs créés par kilowatt-heure produit.On comprend, dès lors, l’attrait du gainen température.800 850 900 950 1 000 1 0500,570,550,560,520,540,510,500,490,48Rendement brut du cycle Te cœur optimiséeTe cœur = 490 °CP = 50 bars ; 490 °CP = 90 bars ; 490 °CIndirectTempérature du caloporteur à la sortie du cœur (°C)Fig. 55. Rendement électrique d’un RTHT pour un cycle direct deBrayton en hélium, en fonction de la température en sortie du cœuret de la température de retour Te. Selon l’acier de cuve utilisé, unetempérature de retour basse peut être nécessaire afin d’éviter sa fragilisation (ici Te = 490 °C pour un acier au chrome, courbe verte),ce qui réduit l’efficacité d’un cycle par rapport à ce qu’il serait sanscette contrainte (courbe bleue). 12. Pour plus de détails, voir infra, p. 89-95.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7172 Le réacteur à très haute température (RTHT) :monter en température, c’est gagner sur plusieurs pointsProduire de l’hydrogèneLa très haute température offre également la possibilité deproduire de l’hydrogène directement, sans transformer la cha-leur en électricité, grâce à des cycles thermochimiques*.L’hydrogène est un bon substitut aux carburants hydrocar-bures, puisque sa combustion dans l’air, qui donne de l’eau, nedégrade pas l’environnement. Mais l’hydrogène n’existe pasnaturellement à l’état libre. Il faut le produire. Dissocier unemolécule d’eau est attrayant ; le cycle de l’eau, dissociationpuis combustion, est alors un cycle fermé et propre. Mais il estcoûteux en énergie. On sait aujourd’hui produire de l’hydro-gène par électrolyse de l’eau, mais avec un coût élevé. Onpréfère, en général, utiliser des hydrocarbures légers en lesfaisant réagir avec de la vapeur d’eau à haute température.Par exemple, le reformage du méthane à la vapeur d’eauconsiste en la réaction suivante :CH4 + 2 H2O → CO2 + 4 H2.Ce reformage est réalisé à plus de 700 °C en brûlant une par-tie du méthane pour fournir la chaleur requise. Ce procédé,assez économique, consomme des hydrocarbures et produitdu gaz carbonique qui contribue à l’effet de serre. L’idée d’uti-liser la chaleur nucléaire comme source d’énergie et l’eaucomme ressource permet d’envisager une industrie beaucoupplus durable et sans gaz à effet de serre.Pour dissocier chimiquement une molécule d’eau, de nom-breux processus réactionnels sont envisageables. Ils font inter-venir des étapes intermédiaires avec des produits supplémen-taires qui sont recyclés dans le procédé. Les procédés les plussimples et les plus prometteurs en terme de rendement fonc-tionnent néanmoins à très haute température, typiquement audessus de 900 °C, d’où l’intérêt de disposer d’une source dechaleur au dessus de 950 °C. Par exemple, les cycles à basede soufre utilisent une réaction de dissociation de l’acide sul-furique qui ne fonctionne qu’au-dessus de 870 °C et dont l’ef-ficacité augmente avec la température (fig. 56). On espère deces procédés des rendements énergétiques 13 voisins de50 % 14.On peut également dissocier la molécule d’eau par électro-lyse de la vapeur d’eau. Le préchauffage de l’eau permet devaporiser et de surchauffer cette dernière et diminue d’autantl’énergie électrique nécessaire à sa dissociation. L’utilisationdirecte de la chaleur permet d’économiser les pertes de trans-formation de la chaleur en électricité (fig. 57).Comme on vient de le voir, le rendement de transformationélectrique d’un RHT est d’environ 50 % (alors qu’il n’est quede 30 % pour un réacteur à eau sous pression). Avec une effi-cacité de l’électrolyseur de 80 % à 900 °C, on voit que globa-lement l’efficacité du système est de 40 %. Si, en revanche,on utilise une partie de l’énergie calorifique du réacteur pourchauffer l’électrolyseur et diminuer la part d’électricité néces-saire, on peut espérer gagner plusieurs points de rendementet approcher les 50 % de rendement global.Là encore, comme pour la production d’électricité, le critèreultime est le coût de l’hydrogène produit ; mais un bon rende-ment est indispensable, quoi qu’il arrive.Fig. 57. Énergie à fournir pour dissocier une molécule d’eau parélectrolyse, en fonction de la température. En dessous de 600 °C,l’électricité est en partie perdue en chauffage de l’eau. Au-dessus, le chauffage direct de l’eau permet de réduire l’apport en électricité.Fig. 56. Production d’hydrogène par le cycle thermochimique*iode-soufre. Ce cycle décompose la molécule d’eau en utilisantnotamment de la chaleur à plus de 870 °C.HydrogèneChaleurEauOxygène38028018080-20-12025 130 330 730 930Électricité ChaleurÉnergie kJ/moleTempérature (°C)13. La notion de rendement pour un procédé de production d’hydrogènedoit être définie, car elle n’a rien d’évident : le rendement est défini commele rapport , quotient de l’enthalpie de formation de l’eau àtempérature ambiante et pression atmosphérique, soit 286 kJ/mol, par lasomme des apports en énergie du procédé (Q+W/η), soit la chaleur Qplus le travail W divisé par le rendement η du processus qui a permis dele produire.14. Voir infra, p. 103-108 : « Faire de l’hydrogène nucléaire ? » ∆H eauQ+(W/ηe)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7273Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazDessaler l’eau Une autre application intéressante des RHT est le dessale-ment de l’eau de mer à coût réduit. La production d’eau douceest un autre défi pour de nombreux pays, dans les années àvenir. Les technologies de dessalement de l’eau de mer exis-tent et sont déjà en œuvre indus-triellement de par le monde, maisleur coût est élevé. Dessalerl’eau nécessite de l’énergie, soitmécanique, soit calorifique,selon le procédé utilisé.Par exemple, on peut vaporiserl’eau salée et condenser lavapeur obtenue qui ne contientplus de sel. Ce procédé fonc-tionne avec une bonne efficacitéau dessus de 120 °C (fig. 58). Or,l’optimisation du cycle thermody-namique d’un RHT conduit àavoir une température basse de120 à 130 °C selon les circuits utilisés (fig. 59). Cette chaleurest rejetée à l’extérieur et l’interposition d’un circuit de dessa-lement est tout à fait possible. Dans ce cas, seul le coût du cir-cuit de dessalement est à considérer ; la chaleur, inutilisée entemps normal, est gratuite et le coût du dessalement s’entrouve réduit. De surcroît, en élevant la température chaudedu RTHT, on augmente aussi cette température basse dequelques dizaines de degrés, rendant le procédé de dessale-ment encore plus attractif.Extraction d’airRejet de saumureFluide de chauffageEau distilléeEau de mer à distillerFig. 58. Principe de la distillation à effet multiple de l’eau de mer pourproduire de l’eau douce. La chaleur est apportée par le circuit orangeà une température de 120 °C environ, typique de la température de rejet d’un RHT.Fig. 59. Schéma de principe d’un RTHT à cycle direct en hélium.La chaleur à 950 °C alimente une turbomachine performante pourproduire de l’électricité avec un haut rendement et aussi une installa-tion de production d’hydrogène par cycle thermochimique.La chaleur résiduelle du circuit est évacuée vers la source froide àune température de 130 °C et peut être utilisée gratuitement pourdessaler de l’eau de mer.AlternateurRefroidisseurRécupérateurHe/HeProductiond’eau douceProductiond’hydrogèneRefroidisseurintermédiaireCompresseurB. P.CompresseurH. P.TurbineCœurMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7374 Le réacteur à très haute température (RTHT) :monter en température, c’est gagner sur plusieurs pointsParallèlement à la structuration internationale de la recherchesur les systèmes du futur, grâce au forum « Generation IV »,le DOE, Département de l’énergie des États-Unis, proposaitdès 2003 de réaliser un prototype du RTHT à brève échéance.Baptisé « Next Generation Nuclear Plant », ou NGNP, ce pro-totype devra démontrer sa capacité à produire de l’électricitéavec un haut rendement et également de l’hydrogène.Sa motivation est double : être un prototype qu’une ingénieriepourrait commercialiser tel quel dans un parc électronucléaire ;motiver la recherche et les développements associés dans uneoptique d’innovation. Très volontaire dans son plan de déve-loppement initial – construction de 2011 à 2015 – les analysesde l’adéquation innovation-planning ont finalement montré qu’ilfallait un peu de temps pour passer des technologies connuesdes RHT à celles plus ambitieuses des RTHT, telles que nousles avons présentées précédemment. Aujourd’hui, l’exploita-tion du NGNP est prévue pour commencer vers 2018.Le cahier des charges de ce projet de réacteur est décrit dansle document cité en note [1]. Il s’agit bien d’un prototype duRTHT de « Generation IV », mais qui sera financé par le DOEet un consortium, sous bannière américaine, regroupant descentres de recherche et des industriels ; le NGNP seraconstruit sur le centre de recherche national d’Idaho-INL-, auÉtats-Unis (fig. 60).Le projet américain NGNPLes principales caractéristiques de ce réacteur sont les sui-vantes :• Refroidissement à l’hélium ;• température de l’hélium en sortie du cœur de 1 000 °C ;• type modulaire de 300 à 600 MWth de puissance ;• un combustible à particules « Triso* » ;• un cœur en graphite, soit à prismes soit à boulets ;• une coproduction d’hydrogène ;• des caractéristiques de sûreté attrayantes.En ce qui concerne la production d’énergie, le NGNP devrafournir de l’électricité à un coût attractif. Grâce à sa tempéra-ture de 1 000 °C, le rendement devrait avoisiner 50 %. Encontrepartie, les technologies adaptées pour fonctionner àcette température doivent être développées sur la base desconnaissances acquises dans les projets de RHT antérieurs ;d’une part, dans le cœur, où toutes choses égales par ailleurs,l’augmentation de température de 150 °C nécessite d’amélio-rer le confinement des produits de fission au sein des parti-cules multicouches ; d’autre part, sur les composants interneset les circuits où le dépassement des 950 °C est considéré parles métallurgistes comme nécessitant un changement radicaldans le choix des matériaux ; finalement, sur les systèmes deconversion d’énergie avec une turbomachine à cycle direct enhélium.Les démonstrations de production d’hydrogène porteront surdeux procédés : un cycle thermochimique à haute tempéra-ture capable d’utiliser directement la chaleur produite. Le cycleiode-soufre est cité comme référence. Ildevrait faire l’objet d’une boucle de pro-duction prélevant 50 MWth sur le NGNP.La production qui en résultera sera d’en-viron 500 kg/h d’hydrogène, soit l’équi-valent de 40 000 litres d’essence parjour. En parallèle, une démonstration deproduction par électrolyse à haute tem-pérature est également prévue avec unniveau de puissance équivalent, c’est-à-dire 5 MWth et 20 MWe. Finalement, onobtient le schéma de principe du NGNP(fig. 61).Le choix du type de cœur, à prismes ouà boulets, est reporté après la phased’avant-projet sommaire, afin de laisseraux différentes ingénieries la possibilitéde défendre leur savoir-faire. La R&Dsur le RTHT du forum « Generation IV »s’organise aujourd’hui pour apporterson soutien à ce projet.Fig. 60. Vue d’artiste du NGNP sur le centre d’Idaho, avec sesboucles de démonstration de production d’hydrogène.Circulateur de la boucleintermédiaireRéacteurmodulairerefroidi àl’héliumÉchangeur de chaleurintermédiaireCirculateur de la boucleprimaireMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7475Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazOn le voit, la course à la très haute température ouvre de nou-velles applications à l’énergie nucléaire. La suite de l’ouvrageexplore les recherches à réaliser et les techniques à mettreau point pour en garantir le succès.Références[1] F. H. SOUTHWORTH et al., « The Next Generation Nuclear Plant(NGNP) Project », Global 2003, November 16-20, ANS (2003), p. 276-287.Pascal ANZIEU,Direction du développement et de l’innovation nucléairesFig. 61. Schéma de principe du NGNP.RéacteurIntercoolerUnité de conversiond’énergieRécupérateur de chaleurRéseau électriqueHydrogèneHydrogèneGénérateur Énergie électrique pour l’électrolyseCompresseur H. P. Compresseur B. P.Intercooler IntercoolerProduction d’hydrogène(électrolyse)Production d’hydrogène(cycle thermochimique)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 75Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7677Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazMatériaux pour le réacteur à très haute température(RTHT)La température d’entrée du caloporteur des réacteurs à trèshaute température sera proche de 450 °C, celle de sortie serasupérieure à 950 °C. La cuve sera maintenue à la tempéra-ture d’entrée du caloporteur et devra être dans un matériaupermettant un fluage* thermique non significatif et présentantune bonne stabilité structurale pendant toute la durée de viedu réacteur, soit soixante ans. Différents composants du circuitprimaire : le conduit chaud*, les échangeurs intermédiaires,les disques et aubes de turbine verront la température de950 °C avec des chargements mécaniques plus au moinssévères et la nécessité d’une bonne tenue aux effets d’envi-ronnement liés aux impuretés oxydantes de l’hélium. Seulesles barres et les tubes guides connaîtront à la fois des tempé-ratures élevées et des doses d’irradiation non négligeables.Des aciers de cuve qui doivent tenir la température et la pression La famille d’aciers à 9 % de Cr a des compositions chimiquesqui ont été optimisées au cours du temps pour améliorer leurtenue au fluage en partant de l’alliage 9Cr-1Mo par ajout d’élé-ments permettant de former des carbures. Il s’agit notammentdu T 91, 9 Cr-1 Mo VNb ou du T 92, 9 Cr-0,5 Mo WVNb. Cesaciers sont de structure martensitique* revenue. La métallur-gie de ces alliages permet, en général, un bon compromisentre ténacité et tenue en fluage, laquelle dépend fortementdes températures d’austénitisation* et des températures ettemps de revenu* [1].Ces aciers présentent une excellente tenue à l’irradiation neu-tronique, qui se traduit par une grande stabilité de la micro-structure et de la ténacité* pour des conditions d’irradiationtypiques des structures minces des cœurs des réacteursrapides au sodium : 400-550 °C, jusqu’à ~100 dpa* et destemps d’exposition de quelques années. Dans ces conditions,la température de transition fragile ductile des aciers marten-sitiques 9 Cr-1 Mo et T 91 est peu affectée par l’irradiation deneutrons rapides, contrairement aux aciers martensitiques à12 % Cr ou aux aciers biphasés ferrito-martensitiques du type9 Cr-2 Mo-VNb.À plus basse et plus haute température, le retour d’expériencedu CEA et de la littérature ouverte sur ce type d’acier montreaussi une grande stabilité sous vieillissement thermique avec,cependant, quelques inconnues pour des temps très longs,environ quarante ans, comparables à la durée de vie envisa-gée pour les cuves de RTHT.Pour des températures inférieures ou égales à 450 °C, la seuleévolution métallurgique notable est liée à la démixtion α /α’quiconduit à la germination de précipités nanométriques de typeα’ au sein de la matrice α. Ces évolutions ont pu, en particu-lier, être détectées et analysées grâce à la mise en œuvred’expériences de « diffusion des neutrons aux petits angles »,en collaboration avec le laboratoire Léon Brillouin de laDirection des sciences de la matière [2].L’effet de la teneur nominale en chrome a pu être bien quan-tifié : une teneur seuil du chrome en solution solide de 7 à 8 %pour des températures de vieillissement entre 300 et 400 °Ca été déduite, teneur en deçà de laquelle le phénomène appa-raît inexistant (fig.62). La fraction volumique de cette fine pré-cipitation étant limitée dans les aciers à 9 % Cr, ses consé-quences sur les propriétés mécaniques se limitent à un faibledurcissement de la matrice, sans évolution significative de laténacité.Fig. 62. Fraction de phase α’ après 0,8 dpa à 325 °C, en fonction de la teneur en Cr initialement en solution solide dans la matrice [2].L’irradiation aux neutrons permet, grâce à la sursaturation de lacunes, d’accélérer la démixtion α /α’ du chrome dans les aciers étudiés.Aciers Cr W Mo Ta V C Nb Teneur en Cr Fractioninitialement en α’ (%)solution solide (%)HT9 11,8 0,51 0,99 - 0,29 0,21 <0,02 10,2 0,8LA4ta 11,08 0,72 - 0,07 0,23 0,142 - 10,2 0,8MANET II 10,37 - 0,58 - 0,21 0,1 0,016 9,2 0,3LA12LC 8,92 0,73 - 0,01 0,3 0,089 - 8,5 0,05LA13Ta 8,39 2,79 - 0,09 0,24 0,179 - 7 0F82H 7,47 1,96 - 0,023 0,15 0,087 - 7,1 0Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7778 Matériaux pour le réacteur à très haute température (RTHT)Fig. 63. Macrographie d’un joint TIG* à chanfrein étroit avec métald’apport « forte épaisseur » (150 mm) fabriqué par Framatome dansson usine de Chalon Saint-Marcel.Pour des températures supérieures ou égales à 500 °C, endehors de phénomènes de coalescence des précipités et derestauration de la matrice qui conduisent à un adoucissementdu matériau, le domaine se caractérise par des phénomènesde précipitation hétérogène de phase intermétallique de type« laves », préférentiellement localisée aux différentes inter-faces de la structure martensitique revenue. Cette précipita-tion, liée à la teneur en molybdène (et/ou en tungstène) dumatériau, a toutefois des conséquences relativement limitéessur la ductilité/ténacité résiduelle du matériau vieilli, tant quela teneur en Mo (ou W) ne dépasse pas une fraction en massetypiquement de 0,5 à 1 %.Il faut toutefois rester vigilant quant aux extrapolations sur destemps très longs des données établies à ce jour, compte tenudes temps de fonctionnement typiques d’un réacteur en ser-vice, normalement de plusieurs dizaines d’années. À titred’exemple, on signalera que des données issues de fluage àtrès long terme (~ 100 000 heures), provenant de la R&D pourles centrales thermiques conventionnelles (rotors de turbine,boulonnerie), ont montré, à 500-550 °C, l’apparition d’une nou-velle phase précipitée, dénommée phase « Z » (carbo-nitrurecomplexe de V et de Nb). Ce type de phase ne semble appa-raître qu’après plusieurs dizaines de milliers d’heures devieillissement, et une simple extrapolation du retour d’expé-rience obtenu pour des temps de vieillissement plus courtspeut donc être sujette à caution. Il faudra donc, en tout état decause, prévoir un « plan de surveillance » adéquat, dans l’hy-pothèse où la solution acier à 9 % Cr est mise en œuvre dansle futur pour une telle application.Ces aspects positifs doivent être tempérés par le fait que lesconnaissances relatives à la mise en œuvre en forte épais-seur des aciers martensitiques type 9 Cr sont limitées. Dansce domaine, les axes de R&D suivants seront particulièrementimportants :• Élaboration en fortes dimensions 15: on devra évaluer, enfonction de l’épaisseur et des traitements thermoméca-niques, le degré d’hétérogénéité de la microstructure et ladistribution des propriétés initiales dans l’épaisseur, ainsi queleur évolution sous vieillissement thermique. Les propriétésde fluage feront l’objet d’une attention particulière ;• procédés d’assemblage : une méthode de soudage en forteépaisseur devra être validée et le métal d’apport et les para-mètres optimisés pour supprimer le risque de fissuration àchaud (fig. 63) ;• si la maîtrise de l’élaboration et du soudage en forte épais-seur est un des enjeux technologiques majeurs pour la fabri-cation de la cuve, l’évaluation de la tenue en service, pourl’ensemble des conditions normales et accidentelles, imposede savoir maîtriser le vieillissement thermique, notamment àtrès long terme. Celui-ci peut, compte tenu des températureset des durées de service envisagées (soixante ans), commeindiqué par le retour d’expérience, induire des variations depropriétés, notamment de tenue au fluage. Il peut égalementdémontrer que l’on est bien dans une situation de fluagenégligeable, par optimisation des traitements thermoméca-niques, maîtrise du vieillissement et réduction descontraintes de fonctionnement.Des matériaux à très hautetempérature pour le circuit primaireet les disques et aubes de turbines Différentes classes de matériaux métalliques sont envisagéespour les composants soumis à une haute température d’aumoins 850 °C. Si tous requièrent une grande stabilité ther-mique et une résistance à la corrosion sur des durées longues,certains doivent présenter en plus une résistance au fluage,sous des contraintes élevées. Les matériaux métalliques envi-sagés font partie de la catégorie des superalliages en Ni-Crou en Fe-Ni-Cr et présentent différents mécanismes de renfor-cement [3].Superalliages durcis par solution solide par carburesCes matériaux sont envisagés pour les parties les moins sol-licitées mécaniquement (internes, tuyauterie, échangeur). Ilssont tous élaborés par forgeage. Ils sont disponibles sousforme de tôles ou de tube, et leur soudabilité est maîtrisée. Ilssont susceptibles de présenter une fragilisation par vieillisse-ment à haute température, sous la forme de précipitation decarbures (fig. 64). Les principales nuances retenues sontregroupées dans le tableau ci-après.Tous ces matériaux sont susceptibles de former une couched’oxyde protectrice en milieu oxydant à haute température(fig. 65). Les éléments de l’alliage (même mineurs) jouent unrôle important sur la formation et les propriétés de la couched’oxyde. En présence de l’hélium chargé en impuretés circu-lant dans un RTHT, cette couche protectrice peut devenirinstable. Il apparaît alors un risque soit de décarburation15. En Europe, il n’y a eu à ce jour qu’une fabrication de plaque épaissed’acier à 9Cr, dans le cadre du projet European Fast Reactor (EFR), dansles années quatre-vingt.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7879Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazSuperalliages durcis par précipitation de phase γ’et / ou γ”Ces alliages ont été développés pour les turbines à gaz : ilsprésentent d’excellentes propriétés mécaniques dans lagamme 650-750 °C, grâce à la présence des très nombreuxprécipités γ’ ou γ”. Ces précipités disparaissent au-delà de750 °C, ce qui limite la température d’utilisation de cesalliages. Ils sont élaborés soit pas voie traditionnelle coulée-forgeage, soit par métallurgie des poudres. Les alliages envi-sagés pour la fabrication des disques de turbine refroidis sontles suivants :Fig. 64. Précipitation de carbures dans un superalliage (Haynes 230).Caractéristiques de quelques superalliages durcis par solution solideNuance Tmax* d’utilisation CommentaireFe 32Ni 21Cr 800-850 °C Nuance la moins résistante mécaniquement Ni <3Fe 22Cr 12Co 9Mo 920-950 °C Problème de la teneur élevée en cobalt qui peut s’activerNi 18Fe 22Cr 1,5Co 9Mo 0,6W 920-970 °C Risque de recristallisation dynamiqueNi <3Fe 22Cr 2Mo 14W 0,1Co À déterminer Manque de données sur la tenue à la corrosion * Du point de vue de la corrosion.16. vppm = partie par million en volume.Fig. 65. Vue en coupe de l’Inconel 617 (Ni <3Fe 22Cr 12Co 9Mo)après 813 heures d’exposition à 950 °C à l’hélium contenant200 vppm H2, 50 vppm 16 CO et 20 vppm CH4 : on peut voir unecouche superficielle d’oxyde de chrome contenant du Ti et une oxy-dation interne intergranulaire de l’aluminium (teneur initiale 1,26 %).En outre, on remarque une zone sous-jacente à la surface dépour-vue de carbures. On trouve, plus à cœur, des carbures inter et intra-granulaires.interne induisant une baisse de la résistance mécanique, soit,au contraire, une carburation conduisant à une fragilisation.Ces phénomènes dépendent fortement des teneurs en H2O,H2, CH4 et CO du gaz, ainsi que de la température et de lanature du matériau.Des premiers essais de corrosion dans l’installation CORAL-LINE ont été réalisés pour caractériser les interactions dematériaux avec ce type d’environnement à 950 °C. Cettedémarche sera poursuivie dans le but de déterminer les lois decomportement.Il est indispensable de comprendre les phénomènes d’évolu-tion des matériaux, que ce soit sous la seule action de la tem-pérature, ou en environnement RTHT, et d’en étudier lesconséquences sur leur comportement mécanique afin dedimensionner ces composants pour de très longues durées.Certains de ces matériaux doivent également être caractéri-sés en fluage à 950 °C.Caractéristiques de quelques superalliages durcis par précipitation de phases gammaNuance Tmax d’utilisation Mode d’élaboration CommentairesIN 718 650 °C Coulée-forgeage Fabrication maîtrisée sur des disques de gros diamètreUdimet 720 750 °C Coulée-forgeage Propriétés mécaniques satisfaisantes mais impossible à fabriquer en grandes dimensionsMétallurgie des poudres Nuance prometteuse en terme de propriété mécanique (équivalent au forgé traditionnel).Matériau en cours de développementMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 7980 Matériaux pour le réacteur à très haute température (RTHT)Superalliages durcis par dispersion d’oxydesCes alliages présentent d’excellentes propriétés mécaniquesà très haute température (au-delà de 1 000 °C) associées àune bonne résistance à l’oxydation et à la corrosion.Malheureusement, leur élaboration très complexe et leur mau-vaise soudabilité limitent leur utilisation à des pièces à géo-métrie simple. L’alliage Fe 19Cr 5,5Al 0,5Ti 0,5 Y2O3 est envi-sagé pour réaliser l’échangeur à gaz du RTHT à cycle indirect.Les composites carbone-carbone Dans les futurs réacteurs à très haute température, on pro-pose d’utiliser les composites carbone/carbone dans lesbarres de contrôle et les tubes guides, dans l’isolation ther-mique du conduit chaud (« hot duct »), dans l’isolation du sup-portage de cœur et du couvercle de cuve, ainsi que dans lesblocs supérieurs de maintien du cœur. Parmi ces composants,seules les barres de contrôle et les tubes guides subissentune irradiation non négligeable (4,3 1021 n/cm2 E> 0,18 MeV en30 ans).Les fibres, la mise en forme et les propriétésLes composites carbone/carbone sont constitués de fibres decarbone disposées aléatoirement ou tissées, constituant unepréforme, et d’une matrice en carbone. Les propriétés descomposites C / C dépendent de ces deux composants, ainsique de l’interface fibre/matrice.Les fibres de carbone, produites par décomposition thermiquede précurseurs carbonés, sont classées en trois familles : lesfibres ex-PAN (PolyAcryloNitrile), ex-brai et ex-rayonne. Lesfibres peuvent être longues, courtes (6 à 13 mm) ou broyées(300 µm). Les fibres élémentaires ou filaments (φ = 5 à 10 µm)sont stabilisées par oxydation, traitéesthermiquement (carbonisation ou gra-phitisation, selon les propriétés méca-niques recherchées), puis traitées ensurface pour améliorer la liaisonfibre/matrice et, enfin, ensimées avecun polymère pour augmenter leurmouillabilité. Les fibres ex-PAN possè-dent une microstructure de type radialepliée et ne présentent pas d’ordre cris-tallographique tridimensionnel sur degrandes distances. Les fibres ex-braiont des microstructures plus variées(radiale, radiale pliée, couche plane,« peau d’oignon » ou aléatoire).Cependant, quelle que soit la micro-structure dans le plan transverse, lesplans graphène tendent à s’alignerparallèlement à l’axe de la fibre, dansla direction longitudinale, et ce, d’autantplus que la température de traitementthermique est élevée. Le module d’Young est déterminé parle degré d’orientation des plans graphène, parallèlement àl’axe de la fibre, donc à la température de traitement ther-mique. La contrainte à rupture est liée à la microstructureaxiale et radiale des fibres, ainsi qu’à la présence de défauts.Les fibres de carbone possèdent une résistance à rupture encompression très inférieure à celle en traction. Les fibres ex-PAN ont des contraintes à la rupture en traction qui peuventatteindre 7 GPa, alors que les fibres ex-brai ne dépassent pas 4 GPa. Les fibres de carbone possèdent un coefficient dedilatation nul, voire négatif, jusqu’à 700 °C dans la directionlongitudinale ; il est compris entre 10 et 30 10-6 .K-1 dans ladirection transverse. Leur conductivité thermique, qui resteinférieure à celle des métaux, augmente avec le degré de graphitisation de la fibre ; elle est plus grande pour les fibresex-brai (100 à 1 000 W.m-1.K-1) que pour les fibres ex-PAN(< 100 W.m-1.K-1).Il existe différents types d’architecture fibreuse (1D, 2D, 3D,nD) réalisés à partir de torons de fibres sèches ou pré-impré-gnés par une résine thermodurcissable ou thermoplastique.Les procédés d’élaboration proviennent de l’industrie textile(tissage, tressage, tricotage, bobinage, pultrusion, aiguille-tage) ; seules les techniques de tressage et d’aiguilletage per-mettent d’obtenir des structures 3D.Il existe trois procédés de densification des composites car-bone / carbone : l’imprégnation d’une résine thermodurcis-sable, l’imprégnation de brai et l’infiltration par voie gazeuse(CVI). Le choix de la méthode dépend de la géométrie de lapièce à densifier ; la CVI est utilisée pour les composants fins,l’imprégnation de brai ou de résine pour les composants épais.Les composites carbone/carbone ont un excellent rapport pro-priétés mécaniques/densité, une bonne résistance aux chocsthermiques et un faible coefficient de dilatation thermique,Propriétés mécaniques de deux composites carbone / carbone fibrés*Composite C / C Composite C / Cà fibres brai à fibres PANDensité (g/cm3) 1,68 1,7720 °C 13,5 26,3Module d’Young 800 °C 18,5 27,5E (GPa) 1 600 °C 25 35,62 400 °C 23 33,8Contrainte en20 °C 35 55,4traction 800 °C 38 65,4στ (MPa) 1 600 °C 44 75,62 400 °C 62,7 8320 °C 2,16 3,41Ténacité 800 °C 2,82 3,58KIC (MPa.m1/2) 1 600 °C 4,64 6,752 400 °C 5,30 12,9*Celles-ci s’améliorent avec la température.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8081Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazselon la direction longitudinale des fibres. Ils supportent destempératures de 3 000 °C en atmosphère non oxydante etmontrent une amélioration de leurs propriétés mécaniquesavec la température, comme le souligne l’exemple suivant dedeux composites C/C (fibres ex-brai et fibres ex-PAN) de type « feutre », imprégnés au brai et gra-phités à 3 000 °C (voir ci-avant le tableau intitulé :« Propriétés mécaniques de deux composites car-bone / carbone fibrés »).Il resterait cependant à voir comment se compor-tent ces composites en situation accidentelle, avecentrée d’air ou de vapeur d’eau.Les effets d’irradiation L’irradiation neutronique provoque un déplacementdes atomes de carbone, en position interstitielleentre deux plans graphène, laissant ainsi des lacunes dansles plans graphène 17.Pour la fibre élémentaire, cela se traduit par des changementsstructuraux tels qu’un accroissement de la distance inter-réti-culaire (d002), accompagné d’une diminution de la taille descristallites selon l’axe cristallographique c (Lc) et d’une déso-rientation accentuée des plans graphène par rapport à ladirection longitudinale de la fibre. Ces changements structu-raux dépendent de la température d’irradiation et de la fluencereçue. Par conséquent, sous irradiation, la fibre élémentairese contracte selon sa longueur ; selon son diamètre, elle com-mence par se contracter, puis elle se dilate en fonction de lafluence*. Les variations dimensionnelles des composites C/Csont dominées par le comportement des fibres. Ainsi, l’irradia-tion neutronique conduit à une contraction des compositesselon la direction parallèle aux fibres et à un gonflement selonleur direction perpendiculaire. Les variations dimensionnellesdes composites 3D sont plus isotropes et moins importantesque celles des composites 2D et 1D.Le module d’élasticité dans la direction des fibres augmentesous irradiation jusqu’à 2 dpa*.graphite. Dans les mêmesconditions d’irradiation, il augmente davantage pour les com-posites à fibres ex-brai que pour ceux à fibres ex-PAN. Àfluence reçue équivalente, il augmente d’autant plus que latempérature d’irradiation est basse entre 1 000 °C et 600 °C.La contrainte à la rupture et la ténacité augmentent sous irra-diation jusqu’à 4 dpa.graphite entre 600 °C et 1 000 °C ;cependant, pour certains composites, la contrainte à rupturepasse par un maximum vers 1 dpa.graphite, ce qui s’expliquepar un affaiblissement de l’interface fibre / matrice.La dégradation de la conductivité thermique sous irradiationcommence à des endommagements aussi faibles que 10 -3 dpa.graphite ; elle est due aux lacunes et boucles delacunes. La conductivité thermique normalisée (λi/λ0)Tirr estd’autant plus grande que la température d’irradiation est éle-vée.La conductivité thermique décroît avec l’accroissement de lafluence. Dans la fenêtre de température d’irradiation 400 °C-1 200 °C, le rapport λi/λ0 est une fonction logarithmique del’endommagement neutronique. Une saturation de la dégra-dation de la conductivité thermique intervient à 0,2 dpa.g pourune température d’irradiation de 200 °C, alors qu’à 600 °C,elle est observée à 2 dpa.g.Des céramiques bonnesconductrices de la chaleur, ductileset résistantes aux dommagesd’irradiation Les céramiques monolithiques sont des candidates naturellespour résister à haute température. Malheureusement, leurténacité* est, en général, extrêmement faible, ~1 MPa m1/2,soit un ordre de grandeur inférieur à la ténacité d’un acier fer-ritique à basse température, dans le domaine du clivage. Dansla mesure où les énergies de rupture varient comme le carréde la ténacité, on comprendra la quête indispensable de céra-mique tenace. Deux voies complémentaires sont alors envi-sageables pour améliorer la ténacité et la ductilité des céra-miques : la voie des composites, en permettant unendommagement contrôlé avant rupture, conduit, en général,à des gains très significatifs de ténacité. De même, une nano-structuration de la céramique, en particulier des tailles degrains sub-microniques, doit conduire à une amélioration de laductilité* dans le domaine du fluage thermique, grâce à l’ac-tivation de mécanismes de fluage contrôlés par la diffusion delacunes.Les composites à matrice SiC renforcée par fibre de SiC sontlargement utilisés dans le domaine spatial pour des applica-tions hautes températures. Les propriétés mécaniques dépen-dent des fibres utilisées, de la matrice et de l’interface fibrematrice. Cette dernière est essentielle pour améliorer la téna-cité en allongeant le chemin de propagation des fissures. Un17. Pour plus de détails concernant le graphite, voir supra, p. 27.Variation de la conductivité thermique d’un composite C /C en fonction de la température à laquelle il est irradié(λi/λ0)Tirr Composites C / C irradiés à 1 dpa.graphiteTempérature λ0 élevé λ0 faible d’irradiation (°C) (> 150 W.m-1.K-1 à 25 °C) (< 150 W.m-1.K-1 à 25 °C)400 0,30 / 0,35 0,30 / 0,35600 0,55 / 0,60 0,60 / 0,65800 0,75 / 0,80 0,85 / 0,901 000 0,80 / 0,85 0,95 / 11 500 1 1Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8182 Matériaux pour le réacteur à très haute température (RTHT)Autre voie de progrès poursuivie pour améliorer les caractéris-tiques mécaniques des céramiques, la nanostructuration dumatériau. La pyrolyse laser est une méthode souple de syn-thèse de nanoparticules permettant de produire des poudresnanométriques de grande pureté en flux continu. Cette tech-nique repose sur la décomposition d’un précurseur liquide ougazeux par un faisceau laser de forte puissance émettant àune longueur d’onde résonnante avec une bande d’absorp-tion des molécules du précurseur. Le temps d’interaction trèscourt entre le flux de précurseurs et le faisceau laser qui l’in-tercepte permet d’obtenir un phénomène de trempe trèsrapide qui bloque la croissance des grains initiée dans le fais-ceau. Ainsi, la taille des grains récoltés peut aller de cinq à unecentaine de nanomètres selon les matériaux considérés et lesconditions de synthèse.Parmi les nombreux composés pouvant être synthétisés parcette méthode, les carbures métalliques réfractaires commeTiC et ZrC présentent des propriétés intéressantes pour leurutilisation sous forme de céramiques au sein des réacteursnucléaires du futur. Ils peuvent être produits par pyrolyse laserà partir d’alkoxydes métalliques, précurseurs peu onéreux etfaciles d’emploi. La poudre récoltée en sortie de réacteur estconstituée d’un mélange de TiO2 (ou ZrO2) et de carbone libredont les proportions peuvent être contrôlées afin d’obtenir uncarbure stoechiométrique après un simple traitement ther-mique sous gaz neutre.compromis doit cependant, en général, être trouvé avec laconductibilité thermique : en effet, une interface qui améliorela ténacité conduit très souvent à la dégradation de la conduc-tibilité thermique. Quant aux fibres, elles assurent une grandepartie de la résistance mécanique. Des fibres céramiques pos-sédant une ductilité de l’ordre du pourcent à haute tempéra-ture existent déjà commercialement. Le mécanisme de fluagede ces fibres a été étudié en détail au LCTS (Laboratoire descomposites structuraux ; laboratoire mixte CEA-CNRS-SNECMA-université de Bordeaux). Pour des températuressupérieures à 1 150 °C, les fibres SiC β du commerce TyranoSA3 et Hi Nicalon S montrent une dépendance en contraintede la vitesse de fluage en σ 2,5, mais des chaleurs d’activationsignificativement différentes, comme le montre la figure 66.Ces résultats mettent en évidence l’importance des impure-tés ou des dopants dans le fluage thermique de ces fibres.Une ténacité de l’ordre de la dizaine de MPa.m1/2 a été obte-nue sur ce type de matériau, ce qui représente déjà un pro-grès très significatif par rapport aux céramiques monolithiques.Un compromis acceptable entre une haute ténacité et unerésistance au fluage raisonnable est donc en vue et pourraitconduire à l’utilisation de composites céramiques dans lesréacteurs à haute température du futur.1.00E-091.00E-081.00E-071.00E-061.00E-055.0E-04 5.2E-04 5.4E-04 5.6E-04 5.8E-04 6.0E-04 6.2E-04 6.4E-04 6.6E-04 6.8E-04 7.0E-04 7.2E-04Hi-Nicalon S (850 MPa)SA3 (850 MPa)Fig. 66. Énergie d’activation de la vitesse secondaire de fluage ther-mique de deux fibres SiC ß du commerce : Tyrano SA3 et Hi NicalonS. Pour la première, l’énergie d’activation est voisine de celle de l’au-todiffusion du carbone libre présent au voisinage des joints degrains. Pour la fibre Hi Nicalon S, l’énergie d’activation est voisine decelle de la diffusion de l’aluminium introduit comme additif de frittagedans le procédé de fabrication.Présence de fluagetertiaire après fluagestationnaire770 kJ.mol-1370 kJ.mol-1ε(s-1 ).1 / T (k-1)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8283Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazAfin de tirer profit des caractéristiques originales des nanopar-ticules liées à leur taille réduite (moindre endommagementsous irradiation, notamment), le contrôle de la croissance desgrains lors de la synthèse ou du traitement des poudres et aucours du processus de frittage* revêt une grande importance.Ainsi, les procédés de frittage comportant des temps de palierà haute température très courts et des vitesses de montée entempérature rapides semblent les plus adaptés. L’autre pointcrucial concernant le frittage des nanopoudres est la densifi-cation de la pastille finale.La figure 67 ci-après présente une image sous microscopieélectronique à balayage d’une céramique TiC nanostructuréefrittée sous 8 GPa à 1 800 °C durant deux minutes, au HPRCde Varsovie. En insert est présentée une image de la nano-poudre produite avant frittage au Service de physique desatomes et des molécules de la Direction des sciences de lamatière du CEA . Lors de ce dernier processus, le taux de den-sification atteint 93% sans additif de frittage. On peut consta-ter l’absence de croissance de grain pendant le frittage. Cesrésultats sont encourageants, mais le comportement méca-nique et la stabilité de la nanostructure restent à étudier.Références[1] F. MASUYAMA,« New Developments in Steels for Power GenerationBoilers », in Advanced Heat Resistant Steel for Power Generation,Edited by R. Viwanathan and J. Nutting, Pages 33-48, ConferenceProceedings, April 27-29, 1998, San Sebastian, Spain, TheUniversity Press Cambridge.[2] A. ALAMO, X. AVERTY, Y. DE CARLAN, G. GEOFFROY, M. H. MATHON andC. H. DE NOVION, « A SANS investigation of the irradiation-enhancedα–α’ phases separation in 7–12 Cr martensitic steels », Journal ofNuclear Materials, Volume 312, Issues 2-3, February 2003, Pages236-248.[3] « Properties of Superalloys, in Heat Resistant Materials », ASMSpecialty Handbook, Edited by J.R. Davis, 1999, Pages 219-335.Jean-Louis BOUTARD,Direction de la simulation et des outils expérimentauxHélène BURLET,Direction de la recherche technologiqueCécile REYNAUD,Direction des sciences et de la matièreAnne TERLAIN,Département de physicochimieBernard MARINI, Jean-Claude BRACHETet Jean-Pierre BONAL,Département des matériaux pour le nucléaireFig. 67. Poudre nanométrique et céramique nanostructurée de TiC.Pour conclure… Le choix des matériaux du cœur des réacteurs à très hautetempérature (RTHT) est un processus qui n’en est qu’au débutet qui devra aboutir probablement à différents compromisdépendant des fonctions visées. Les matériaux retenusdevront présenter une bonne résistance mécanique associéeà une ténacité et à une conductivité thermique suffisante toutau long de la vie du composant. De nombreuses pistes d’amé-lioration des matériaux sont activement poursuivies. Une desplus prometteuses réside dans l’utilisation de matériaux com-posites. Une autre consiste à contrôler la structure des alliagesou des céramiques à l’échelle nanométrique.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 83Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8485Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazCombustibles avancés et nouvelles céramiques pour les très hautes températuresL’accès à des températures supérieures à 850 °C est unobjectif minimal des RHT. À titre d’exemple, la température desortie de cœur du réacteur expérimental japonais HTTR vientd’être portée, après modification, à 950 °C. Des niveaux detempérature de 950 °C ont d’ailleurs été déjà atteints par leréacteur allemand AVR, pendant les années 1983-1985, dansde très bonnes conditions, en particulier de rétention des pro-duits de fission par le combustible. Il s’agissait, en l’occurrence,de combustible particulaire TRISO* UO2 ou (Th,U)O2, condi-tionné en boulets de 6 cm de diamètre environ, avec, cepen-dant, une puissance spécifique limitée, de l’ordre de 2,5 à3 MWth/m3 de cœur [1].Nous avons vu que les réacteurs du futur affichent des ambi-tions allant au-delà en termes de température de sortie. Àmoyen terme, les 1 000 °C pourraient être atteints et dépas-sés, moyennant des sauts technologiques sur les matériaux.Il en va de même de la densité de puissance. La raison en estl’intérêt de construire des unités de la plus grande puissancepossible, dans un volume donné (en l’occurrence, une cuvemétallique).Même si la conception du combustible à particules resteidentique pour le RHT et pour le RTHT, la combinaison d’unetempérature et d’une densité de puissance augmentées, larecherche de taux de combustion de plus en plus élevésaffecte le combustible de deux façons. Sa température maxi-male se trouve accrue et les gradients thermiques auquel ilpeut être soumis sont plus élevés.Les conséquences sont de plusieurs ordres :1. Les risques de relâchement des gaz de fission par le noyaus’en trouvent augmentés ;2. La production d’oxydes de carbone CO et CO2 par réactiondes couches carbonées entourant le noyau fissile d’oxydeavec les atomes d’oxygène rendus libres par les fissionsaugmente avec le taux de combustion ;3. L’équilibre mécanique des couches et son évolution dans letemps se trouvent modifiés par la pressurisation interne dueaux gaz confinés dans la particule, mais aussi par la ciné-tique de fluage et de densification des pyrocarbones*(PyC), qui dépend de la température ;4. La diffusion des espèces est exacerbée par le niveau detempérature, en particulier pour le carbone et les produitsde fission ;5. Les marges à l’endommagement de la vraie barrière auxproduits de fission que constitue la couche dense de car-bure de silicium, en situation accidentelle, en particulier,se trouvent diminuées, tandis que l’inventaire à confineraugmente avec les taux de combustion.Le combustible TRISO serait déjà presque satisfaisant pourle RTHT. Cependant, même s’il a déjà montré dans le passéun bon comportement à haute température, l’« effet amibe »(fig. 68) et / ou la migration diffusive de certains produits defission limitent les performances du combustible. C’est pour-quoi on recherche pour le RTHT un combustible encore amé-lioré.Deux modifications du combustible à particules sont pro-posées pour trouver des solutions à l’« effet amibe », d’unepart, et au recouvrement de marges en température en situa-tion accidentelle, d’autre part.Le composé oxycarbure d’uranium dit « UCO » (en fait,un diphasé UO2-UC2) est proposé en remplacement del’oxyde simple pour réaliser les noyaux des particules com-bustibles. On compte sur le fait que le carbone présent dansFig. 68. Mise en évidence de l’« effet amibe ». Observé dans le com-bustible à particules enrobées porté à haute température, l’« effetamibe » est le déplacement du noyau UO2 dans le tampon poreux,jusqu’au contact du PyC interne, pouvant induire la rupture de laparticule.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8586 Combustibles avancés et nouvelles céramiques pour les très hautes températuresFig. 69. Isothermes U-O-C calculées.Fig. 70. Le diagramme de phases Zr-C.00 10 20 30 40 50 60 70 80 91 00 0 2 0 4 0 6 0 8 1 0% at. OU2C3+UO2+CU-BCC+UO2+UC1-xOxUO2+gas+C00 10 20 30 40 50 60 70 80 91 00 0 2 0 4 0 6 0 8 1 0% at. Oliq+UO2+UC1-xOxUO2+UC1-xOx+ gazUC1-xOx+C + gazT = 1273 KC OUC OUT = 2273 K % at. U% at. U(C)001010 20 30 40 50 70 10020 30 40 50 60 70 80 90 100500863 °C1 855 °C3 540 °C3 827 °C2 027 °C46.549.61 805 °C1 0001 5002 0002 5003 0003 5004 000Zr(Sublimation)Masse % carboneat. % carboneLiquideT (°C)Cle noyau limite la production d’oxyde de carbone dans le milieutrès poreux qui entoure le noyau, via l’équilibre UC2 + 2CO ↔UO2 + 4C , avec des conséquences favorables sur la pressu-risation de ce milieu (et les sollicitations mécaniques de la bar-rière de confinement dense). La coexistence des deux phasesdoit également permettre de réduire les phénomènes detransport du carbone en phase gazeuse, et donc d’inhiberl’« effet amibe ». De tels effets favorables ont été démontrésdans le passé, même si les mécanismes ne sont pas totale-ment compris. Le mélange UO2+UC2 est la solution la moinsrévolutionnaire imaginée, en particulier, pour les aspects fabri-cation, mais d’autres matériaux ont été proposés et testés.Un préalable indispensable à l’élaboration contrôlée et à l’uti-lisation d’oxycarbures est la détermination du diagramme dephases ternaires U-O-C. Une première base de données ther-modynamiques a été constituée au CEA, qui repose sur lamodélisation des binaires (U-O) et (U-C), ainsi que sur l’opti-misation de paramètres d’interaction ternaires pour représen-ter les données expérimentales disponibles sur les domainesde composition des oxycarbures. Un bilan des données expé-rimentales manquantes a été fait (limite de solubilité de l’oxy-gène dans le dicarbure d’uranium, température d’apparitiondu dicarbure stabilisé par l’oxygène, données d’activité et/oud’enthalpie des oxycarbures…) et un programme expérimen-tal (à base de spectrométrie de masse à haute température)entrepris.La figure 69 représente le résultat de ce travail, sous forme decoupes isothermes.Le carbure de zirconium pourrait remplacer le carbure de sili-cium comme barrière aux produits de fission. Il possède unefaible section efficace d’absorption de neutrons, quoique supé-rieure à celle du SiC, et une densité importante. Le ZrC, com-posé défini à fusion non congruente, fond à 3 540 °C, mais sedécompose par fusion péritectique à 2 545 °C en donnantnaissance à du graphite et à un liquide contenant 27 % de car-bone (fig. 70). Il commence à se sublimer vers 1 800 °C, lasublimation devenant significative dès 2 000 °C (sous atmo-sphère neutre ou réductrice).,,,,,,,,,,, , , , ,,,,,,,,,,,, , , , ,Le ZrC apporte donc une marge évidente, par rapport aux1 600 °C maintenus quelques dizaines d’heures, qui représen-tent la situation accidentelle de référence pendant laquelle lerelâchement des éléments radiotoxiques doit rester très faible.Il est susceptible d’apporter, en plus, à température égale :• Une résistance chimique au palladium (produit de fission)nettement meilleure que celle du SiC, qui réagit sensiblementet est affecté d’une sorte de « corrosion ». Ainsi, on a pumontrer que le ZrC, en présence de palladium en phasevapeur restait intact jusqu’à des températures de1 900 °C [2] ;• une rétention accrue du césium, du strontium, du baryum,de l’iode, du xénon et du krypton ;• une présomption de meilleure rétention de l’argent (un deséléments les plus mobiles dans le SiC [3] ;• certaines recherches ont également montré que le carburede zirconium, en plus d’être une barrière à fort potentiel, estsusceptible d’agir comme piège pour l’oxygène(2CO+ZrC→ZrO2+3C) et, du même coup, d’avoir un impactfavorable sur l’« effet amibe » des noyaux oxyde [4] .Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8687Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazL’intérêt de la rétention du palladium et de l’argent est de pre-mier plan. Ce bilan très positif doit cependant être pondéré pardeux éléments. D’une part, certains produits de fission sontmoins bien retenus (le ruthénium et le cérium [5] ), et, d’autrepart, le ZrC a un comportement à l’oxydation moins favorableque le SiC qui se couvre d’une couche protectrice de silice.Cet aspect est à prendre en compte dans certaines situationsdégradées en réacteur, ou encore à l’aval du cycle.Le dépôt de ZrC est réalisé par une technique classique dedépôt en phase vapeur à partir d’un mélange de tétrachlorurede zirconium et de précurseurs de carbone (du propylène etdu méthane dilués dans l’hydrogène). Le dépôt est réalisé surun lit fluidisé de particules portées à une température del’ordre de 1 300 °C (fig. 71). Les résultats expérimentauxactuels sont encourageants, mais encore perfectibles entermes de porosité et de stœchiométrie (fig. 72).Ces évolutions des matériaux de la particule « TRISO » doi-vent, à l’évidence, faire l’objet de recherches complémentairespour optimiser la conception de la particule et améliorer lestechniques de fabrication et de contrôle. Il faudra aussi affinerla spécification de l’« UCO » qui est un composé polyphasé,ainsi que la définition et la maîtrise de la stoechiométrie duZrC, qui n’est pas un composé défini. Il faudra, enfin, acqué-rir des données supplémentaires de comportement des pro-duits de fission dans l’« UCO » et dans le ZrC pour consoli-der la compréhension des mécanismes de leur migration [6] etconfirmer leur bon comportement sous irradiation.Références[1] A.W. MEHNER, H. NABIELEK, H. NICKEL, G. POTT, « Long time expe-rience with the development of HTR fuel elements in Germany »,Nuclear Engineering and Design, 217 (2002), Pages 141-151.[2] K. MINATO, T. OGAWA, « Research and Development of ZrC-coatedParticle Fuel, » Proceedings of Global 2003 (ANS, New Orleans,November 16-20), p. 1068.[3] A. S. CHERNIKOV et al., « Fission products diffusion in fuel elementsmaterials for HTGR », Proc. IAEA Specialists meeting on fission pro-ducts release and transport in gas cooled reactors, Berkeley,October 22-25, 1985, IAEA IWGGCR/13, Vienna, Pages 170-181(1986).[4] R.E. BULLOCK, J.L. KAAE, « Performances of coated UO2 particlesgettered with ZrC », J. of Nucl. Mat. 115 (1983), Pages 69-83.[5] J. HOMAN, D. A. PETTI, HTR/Eurocourse 2002, Cadarache,November 4-8, 2002, organisé par la Communauté européenne et leCEA.[6] H. J. MAC LEAN, R.G. BALLINGER, Global, 2003, p. 525.Philippe MARTIN,Département d’études des combustiblesFig. 71. Chlorinateur pour la synthèse de tétrachlorure de zirconium,précurseur du Zr dans la technique de dépôt de ZrC par dépôt enphase vapeur. Le tétrachlorure de zirconium est préparé par attaquede poudre de Zr par HCl.Fig. 72. Coupe d’un dépôt de ZrC réalisé au CEA sur des noyauxsimulants, à base de zircone enrobée dans du pyrocarbone.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 87Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 8889Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa conversion d’énergie dans les systèmes de 4e génération à caloporteur gaz La conversion d’énergie dans les réacteurs actuelsDans les centrales nucléaires, l’énergie dégagée par les réac-tions nucléaires chauffe les éléments combustibles. Commedans les centrales thermiques utilisant des combustibles fos-siles, la chaleur provenant du réacteur est transformée enénergie électrique en faisant subir à un fluide un cycle ther-modynamique. Le choix de ce fluide qui transforme la chaleuren travail est un élément structurant pour la conception d’unréacteur. Tous les réacteurs nucléaires électrogènes en fonc-tionnement utilisent de l’eau, mise en œuvre dans un cyclethermodynamique dit « de Rankine ». Ce cycle consiste en :• Une vaporisation de l’eau à pression constante au niveaude la source chaude ;• une détente de cette vapeur dans une ou plusieurs turbines.Ce composant transforme l’énergie du fluide en puissancemécanique et l’alternateur transforme ensuite celle-ci enpuissance électrique ;• une condensation de la vapeur sortant à basse pressionde la turbine, au niveau de la source froide ;• une compression de l’eau condensée pour ramener cetteeau à sa pression initiale.Avec une température maximale de vapeur autour de 280 °Cet une pression de 70 bars, le rendement énergétique net(ratio de la puissance électrique produite sur la puissance ther-mique dégagée par le cœur du réacteur) des REP (réacteursà eau sous pression) est d’environ un tiers. Ce rendementpourrait, en principe, être amélioré avec des températures devapeur plus élevées. Dans l’EPR (European PressurizedReactor), le REP de 3e génération de Framatome-ANP, un ren-dement net de 36 % sera atteint, cette augmentation étant, enpartie, liée à une élévation de la température de la vapeur.Cependant, le gainage du combustible nucléaire des REP esten contact permanent avec l’eau liquide du circuit primaireassurant le transfert d’énergie, ce qui rend difficilement envi-sageable des températures de vapeur beaucoup plus élevéesau circuit secondaire.Pour les systèmes de 4e génération à caloporteur gaz, on afait le choix de transférer l’énergie du cœur du réacteur avecde l’hélium. Les bonnes propriétés thermodynamiques del’hélium sont une des raisons de ce choix 18.Avec l’hélium comme caloporteur*pour refroidir le cœur du réacteur,deux grandes options sont alorspossibles :l’hélium transportant la chaleur du cœur du réacteur peut êtreutilisé pour chauffer le fluide d’un circuit secondaire, parexemple pour vaporiser de l’eau dans un générateur devapeur, comme pour les REP. Le fluide de conversion d’éner-gie est différent du fluide circulant dans le cœur du réacteur :on parle alors de cycle indirect. Le cycle utilisé peut êtreencore un « cycle de Rankine » (ou « Hirn-Rankine ») maisavec des niveaux de température de la vapeur plus élevés quedans les REP, de 550 à 600 °C, permettant des rendementsnets dépassant les 40 % 19.Toutefois, compte tenu des difficul-tés à mettre en œuvre de la vapeur d’eau à très haute tempé-rature (au-delà de 600 °C), cette option ne permet pas debénéficier pleinement du potentiel de température de l’hélium,par lequel on vise au moins 850 °C pour la température desortie de cœur. C’est pourquoi il a été décidé d’étudier, en prio-rité, des cycles directs utilisant l’hélium comme fluide deconversion d’énergie, et, en particulier, le « cycle de Joule-Brayton ». L’hélium circulant dans le cœur du réacteur est alorsenvoyé directement dans la turbine.Le « cycle de Joule-Brayton »Ce cycle bien connu est celui universellement utilisé dans lesmachines utilisant des turbines à gaz, qu’il s’agisse des sys-tèmes de propulsion (avions, bateaux) ou des grandes cen-trales électrogènes à combustible fossile et à cycle combiné.Dans la plupart de ces applications, on utilise un cycle simple(fig. 73) consistant à :• Aspirer et comprimer de l’air pour le faire pénétrer dans unechambre de combustion (1→2) ;• brûler le mélange air-combustible dans la chambre de com-bustion (2→3) ;• détendre les gaz brûlés dans une turbine (3→4).À la sortie de la turbine, les gaz brûlés sont relâchés dans l’at-mosphère ; ce cycle est donc qualifié d’« ouvert ». Il est com-mode de représenter le « cycle de Joule Brayton » en dia-gramme température-entropie (T, S) [fig. 74]. L’aire du cyclereprésente, pour des conditions idéales, le travail mécanique18. Les autres avantages et inconvénients du caloporteur hélium sontdétaillés supra, p. 24 et 25, dans l’encadré.19. Notons que tous les réacteurs à caloporteur gaz (à hélium, mais surtoutà CO2) réalisés dans le passé reposaient sur cette option de conception.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 89Pour des réacteurs nucléaires, la « combustion » est évidem-ment externe et le cycle thermodynamique peut devenir tota-lement fermé. La nature du gaz n’est plus imposée par la com-bustion ; il peut donc être choisi sur d’autres critères. Leschéma de base est toujours celui de la figure 75, à ceci prèsque la chambre de combustion est remplacée par le cœur duréacteur nucléaire et qu’il n’y a plus de gaz brûlés à rempla-cer par de l’air frais. Il existe de nombreuses variantes à cetteconfiguration. On cherche, en effet, à optimiser le rendementnet et le travail spécifique du cycle (en J/kg), sans trop com-pliquer la conception. Par exemple, on évite d’avoir une tem-pérature trop élevée en entrée du cœur du réacteur (une aug-mentation de cette température améliore pourtant lerendement), car celle-ci fixe la température de nombreusesstructures et, en particulier, celle de la cuve principale du réac-teur.Le cycle de référence considéré pour les études du RCG com-prend non pas un seul mais deux niveaux de compression,avec un refroidissement de l’hélium entre les deux compres-seurs. Cette configuration rapproche l’isentrope de compres-sion d’une isotherme, ce qui permet de gagner quatre pointsde rendement pour une température en entrée du réacteurlimitée à 480 °C. Le rendement net atteint alors 47 à 48 % pour90 La conversion d’énergie dans les systèmes de 4e génération à caloporteur gaz 1 2 3 4Fig. 73. « Cycle de Joule-Brayton » simple, utilisé pour une turbine àgaz à cycle ouvert.CompresseurChambre de combustionCombustible Gaz brûlésEntrée d’airPuissancemécaniqueTurbinespécifique (en J/kg) fourni par le cycle. Ce travail, multiplié parle débit de fluide circulant, donne la puissance de l’installation.Pour des conditions idéales, ce cycle est constitué d’une pre-mière isentrope (compression 1→2), une isobare (combustion2→3) et une seconde isentrope (détente turbine 3→4).L’isobare (4→1) représente le refroidissement des gaz brûlés.Le rendement énergétique de ce cycle idéal s’écrit,γ étant le rapport des chaleurs spécifiquesdu gaz à pression constante et à volumeconstant, soit 1,4 pour de l’air et 1,66 pour de l’hélium.Touteschoses égales, par ailleurs, ce sont donc les grands rapportsde détente (P3/P4) qui donnent les meilleurs rendements (cerapport de détente étant limité par la température à la sourcechaude).Lorsque la température en sortie de turbine est supérieure àla température de sortie du compresseur, on peut améliorerl’efficacité du « cycle de Joule-Brayton » en se servant desgaz en sortie de la turbine pour réchauffer le gaz sortant ducompresseur, au moyen d’un échangeur dit « récupérateur ».314’5’6’3’2’23004005006007008009001 0001 1001 2004Fig. 74. Diagrammes (T, S) du « cycle de Joule-Brayton » (avec etsans échangeur-récupérateur). Les points du cycle marqués d’unchiffre renvoient aux points correspondants dans les figures 73 et 75.Brayton simpleEntropie (J / kg / K)Isobare,chambre decombustionP=1 barBrayton avec récupérateurRécupérateurTempérature (Kelvin)123’4’5 ’6’’’CompresseurChambre de combustionCombustibleÉchangeur-récupérateurSource froideTraitement gaz (CO 2)Gaz brûlésEntrée d’airTurbineFig. 75. « Cycle de Joule-Brayton » semi-ouvert avec récupérateur.Les points du cycle marqués d’un chiffre renvoient aux points corres-pondants dans les figures 73 et 74.Cet échangeur chauffe l’air sortant du compresseur avant sonentrée dans la chambre de combustion. Par rapport au casprécédent, l’intérêt de cette variante est d’avoir un rendementmaximum pour des plus faibles rapports de détente, ce quilimite la taille des turbomachines (fig. 74 et 75 pour le dia-gramme T, S). Il faut alors ajouter un échangeur devenant lasource froide du cycle. Le cycle est alors presque fermé. Dansces deux exemples, les cycles sont « à combustion interne »,c’est-à-dire que le combustible est mélangé et brûlé avec lefluide de travail du cycle : l’air.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 90obtient, de la sorte, un cycle combiné similaire au cycle com-biné conçu pour les turbines à gaz à combustion, mais avecla différence essentielle que le cycle à gaz est fermé (voirsupra, figure 26, p. 41). Le rendement obtenu est excellent,car le système exploite les avantages du cycle à gaz pour leshautes températures, tout en bénéficiant de ceux du cycle àvapeur pour les basses températures, dus en particulier à sacapacité de condenser la vapeur à la source froide. En raisondes difficultés technologiques liées à la conception et la fabri-cation d’un groupe turbocompresseurà hélium, AREVA a adopté ceconcept pour son projet ANTARES.Ce dernier met en œuvre un cycleindirect utilisant un échangeur inter-médiaire et un circuit secondaire àl’azote, gaz aux propriétés prochesde celles de l’air. Ce concept permetde tirer parti de la technologie prou-vée des turbines et compresseurs àair. Afin d’améliorer les propriétésd’échange de l’azote, AREVA ajouteune proportion de l’ordre de 20%d’hélium à l’azote, ce qui permet d’op-timiser la conception de l’échangeurintermédiaire, sans trop affecter latechnologie classique du groupe tur-bocompresseur.Ce concept permet d’obtenir un excellent rendement, supé-rieur à 50% brut, et supérieur à 46% net, au prix d’une cer-taine complexité apparente comparée à un « cycle deBrayton » récupéré. Comme il fait appel à une technologieprouvée de cycle combiné, cette complexité apparente n’estpas nécessairement plus chère que celle du « cycle deBrayton » récupéré qui reste à développer et dont le coût n’estpas connu.De plus, ce schéma particulièrement flexible est bien adaptéà des configurations de cogénération* qui pourraient repré-senter la majorité du marché de ces réacteurs.Quelques remarques s’imposent quant au choix du cycle deconversion « Joule-Brayton » à l’hélium :• L’hélium n’a pratiquement jamais été utilisé dans des « cyclesde Joule-Brayton » de grande puissance. Les seules expé-riences significatives sont celles acquises avec la centraleallemande d’Oberhausen II (fig. 77) et les essais de l’instal-lation HHV. Rappelons qu’Oberhausen II était une installa-tion industrielle qui a fonctionné 24 000 heures entre 1974 et1988 (dont la moitié à 750 °C), alors que HHV était une ins-tallation d’étude de puissance plus faible et qui n’a fonctionnéque 1 100 heures (dont 350 heures à 850 °C). Concernantles performances, on constate que le turbocompresseurd’Oberhausen II n’a atteint que 30 MWe au lieu des 50 MWeprévus. HHV a été plus performante. Parmi les autres ensei-91Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazune température de sortie de cœur de 850 °C. Des niveauxde compression supplémentaires pourraient encore être envi-sagés, au prix d’une complication accrue de l’installation.Les principaux paramètres du cycle à deux niveaux, optimi-sés grâce au logiciel Cyclop développé au CEA, sont donnésfigure 76. CompresseurBasse pressionCompresseurHaute pressionCœur duréacteurÉchangeur-récupérateurPrécooler41,1 bars123 °C71 bars128 °C40,9 bars40 °C24,4 bars40 °C24,8 bars147 °C70,6 bars480 °C70 bars850 °C25,1 bars498,5 °CIntercoolerTurbineFig. 76. Cycle de conversion d’énergie de référence du RCG-R (ren-dement net 47 %). L’optimisation des paramètres a été faite à l’aidedu logiciel CYCLOP développé au CEA.Même si le cycle direct à l’hélium paraît aujourd’hui le conceptle plus prometteur pour les réacteurs à caloporteur gaz,d’autres cycles de conversion d’énergie, toujours basés sur le« cycle de Joule-Brayton », sont envisagés comme alterna-tives à cette référence. Un des plus intéressants consiste enl’utilisation du gaz carbonique supercritique en cycle indirect(le caloporteur primaire étant toujours de l’hélium). Les pres-sions et températures maximales seraient ici de l’ordre de250 bars et de 650 °C (la pression critique est de 73,8 barspour le CO2). Selon les calculs menés au CEA, cette alterna-tive présente l’intérêt d’atteindre des rendements presqueéquivalents aux 47-48 % évoqués plus haut, avec des tempé-ratures en sortie de cœur nettement plus basses (de l’ordrede 700 °C). Néanmoins, ce cycle a l’inconvénient d’être com-plexe et présente des risques de corrosion du circuit secon-daire. En outre, il n’y a aucun retour d’expérience de turboma-chine utilisant le CO2 supercritique.Le cycle combinéUne variante du « cycle de Brayton » avec récupérateurconsiste à utiliser un turbocompresseur, comme dans le« cycle de Brayton », mais à substituer un générateur devapeur au récupérateur à l’échappement de la turbine. Lavapeur ainsi produite alimente une turbine à vapeur. OnMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 91d’autres organismes (Alstom,EDF, l’Institut Von Karman, l’É-cole centrale de Lyon, Snecma-Motors, Fluorem …).Un travail de thèse s’est soldépar une « modélisation des turbocompresseurs à gaz »(N. TAUVERON, 2006). Dans cettemodélisation bidimensionnelle,chaque rotor et chaque stator dechacun des éléments de la tur-bomachine sont décrits pour desrégimes stationnaires et insta-tionnaires. Le modèle permet,d’une part, d’établir des cartesde performances de la machineà partir de ses caractéristiquesgéométriques et, d’autre part, dedécrire le fonctionnement descompresseurs et des turbines, y compris à débits faibles etnégatifs, afin de traiter des situations de pompage, parexemple (inversion du débit dans le compresseur) [fig. 78].Le dimensionnemant aérodynamique des turbomachines àl’hélium est certes plus simple que pour d’autres fluides, carl’écoulement est toujours subsonique, mais il est assez inha-bituel : fortes contraintes centrifuges, machine à grand nombred’étages (d’où la grande importance des jeux et des écoule-ments secondaires). Il sera donc nécessaire de valider les per-formances d’une telle machine avec des essais de grandetaille.La tenue en température des matériaux des disques et desaubes de la turbine est également un point essentiel pour unfonctionnement de longue durée 20. Ces études sur les maté-gnements à noter, on citera la com-plexité des systèmes d’étanchéité etde roulement à huile qui a conduit àla construction de labyrinthes deséparation huile/hélium dont lespertes et les vibrations avaient étémal évaluées. En outre, l’entrée acci-dentelle d’huile dans HHV (à froid) aconduit à une immobilisation assezlongue de la machine. C’est pourquoides mécanismes alternatifs commeles paliers magnétiques sont mainte-nant envisagés.• L’essentiel de l’expérience industrielleest donc celle des turbines à gaz encycle ouvert. Par rapport au cyclefermé, celles-ci se caractérisent pardes grands rapports de détente (20 à50) et un niveau de pression basseimposé par les conditions ambiantes, c’est-à-dire une pres-sion de 1 bar (donc une pression haute de 20 à 50 bars).Pour le cycle fermé à hélium, les rapports de détente sontbeaucoup plus faibles (2 à 4) et leniveau de pression moyenne de l’ins-tallation est « libre » ; il est donc àoptimiser en fonction de diversesconsidérations (propriété de transportde la chaleur, minimisation des pertesde pression, taille des composants et,en particulier, des turbomachines).La valorisation de ces différentes expé-riences n’est pas immédiate. Pour lesturbomachines à cycle fermé, les pro-jets s’étant terminés il y a longtemps, lesavoir-faire a souvent disparu (expé-rience allemande, par exemple). Pour les installations à com-bustible fossile, les plus grosses turbines à cycle ouvert com-mercialisées ont des puissances thermiques autour de 500MWth. Ces machines, encore rares, ne sont pas sans poserdivers problèmes et nécessitent, sans doute, encore des déve-loppements.Un point crucial des réacteurs à caloporteur gaz : la turbomachineAvec l’hélium, retenu pour ses bonnes propriétés thermiquesdans le cœur, les performances et la technologie de la turbo-machine sont particulières. En effet, l’hélium est monoato-mique et léger ; de ce fait, l’arbre est de grand diamètre, tan-dis que les pales sont courtes.Les questions soulevées par ces machines se rapprochent decelles se posant en aéronautique, et de nombreuses collabo-rations ont été engagées pour bénéficier de l’expertise92 La conversion d’énergie dans les systèmes de 4e génération à caloporteur gaz Fig. 77. L’étage haute pression de la turbomachinede 50 MWe de la centrale à gaz expérimentaled’Oberhausen II, en Allemagne (hélium à 750 °C).On remarque, en particulier, la petitesse des palesdu second étage due à la faible densité de l’hélium.2.02.42.421.81.61.41.210 0.2 0.4 0.6 0.8 1.21 0 0.20.20.40.60.8100.4 0.6 0.8 1.21Fig. 78. Modélisation CEA d’une turbomachine : comparaison adimensionnelle calcul/expérience de la pression (à gauche) du rendement isostatique (à droite) en fonction du débit.Débit réduit Débit réduitPression réduiteRendement isostatiquePi 5825 expérimentalPi 5825 simulationPi 7500 expérimentalPi 7500 simulationEff 5825 expérimentalEff 5825 simulationEff 7500 expérimentalEff 7500 simulation20. Voir supra, p. 77-83, ce qui concerne les matériaux à haute tempéra-ture.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 9293Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazriaux devront s’appuyer sur des calculs fins de dynamique desfluides associés à des calculs mécaniques. Des questions res-tent ouvertes : doit-on refroidir les structures ? Dans l’affirma-tive, quel est l’impact sur le rendement ? Quelles sont lesconséquences sur le choix des matériaux ? Et le coût asso-cié ? Diverses autres questions ouvertes de technologie seposent :• Niveau de performances (prises en compte des jeux, esti-mation des pertes) ;• étanchéité des parties tournantes ;• paliers magnétiques : faisabilité pour des grosses machines ;• position de la turbomachine : la position verticale est excel-lente pour la compacité, mais elle est sans doute moins favo-rable en exploitation ; faut-il préférer les machines horizon-tales ?• cas des vibrations : gestion des oscillations, équilibrage desmasses ; alignement des différents éléments.Fig. 79. La boucle sud-africaine PBMN qui simule le cycle direct duPBMR (à gauche) et sa représentation dans le logiciel CATHARE duCEA (à droite).HPTELCPTLPTHSICPCLPCHPCSBSELHXV34V33PTCVGBPSIVSBSIVSBSOVRX12345 678910111213141615Par ailleurs, la turbomachine sera placée dans un contextenucléaire. En cycle direct, la turbomachine et le cœur ne for-ment qu’un seul système : tout changement de régime de l’unse répercute sur le fonctionnement de l’autre. L’ensemble doitêtre conçu et modélisé de façon intégrée, en prenant encompte les questions de sûreté.Ce modèle de turbomachine a été intégré dans le code de cal-cul Cathare qui permet de représenter l’ensemble des circuitshydrauliques du réacteur. Un exemple d’application est illustréci-dessous avec le re-calcul d’essais sur la boucle PBMN, enAfrique du Sud, qui simule le fonctionnement du circuit pri-maire du PBMR (fig. 79). Cette boucle comporte un « cycle deBrayton » en air avec trois turbocompresseurs en ligne. Lapression en sortie du compresseur haute pression (HPC),c’est-à-dire la pression maximale du circuit, est surestiméedans les calculs opérés avec Cathare. Cela provient d’une sur-estimation des performances de la turbomachine haute pres-sion due à la transcription des données expérimentales et à lamanière dont les caractéristiques des machines tournantessont prises en compte dans les codes (fig. 80).Fig. 80. Comparaison des pressions des composants du circuit entreles calculs avec le logiciel CATHARE du CEA (en gris), le logicielsud-africain Flownex (en vert) et les résultats expérimentaux dePBMN (en orange). La pression est exprimée en kPa (de 0 à 350).050100150200250300350LPC inletLPC outletHPC inletHPC outletRX inlet (HP)RX outlet (HP)HS inletHS outletHPT inletHPT outletLPT inletLPT outletPT inletPT outletRX inlet (LP)RX outlet (LP)PC inletPC outletELC inletELC outletELHX gas inletELHX gas outletPression (kPa)EXPCATHFNXMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 93Réacteur et turbomachine : deux entités couplées par la thermohydraulique*L’analyse du fonctionnement et de la sûreté d’un RCG à cycledirect demande une modélisation couplée de la thermohy-draulique du cœur et de la turbomachine, car les deux sys-tèmes sont intimement liés et influent l’un sur l’autre. Pourrépondre à cette problématique qui est essentiellement thermohydraulique, une approche multi-échelle (du modèleponctuel à la dynamique 3D des fluides) a été mise en place.Un modèle 2D axisymétrique, mis au point au CEA pour cal-culer les régimes stationnaires et instationnaires de la turbo-machine, permet aussi une description interne de cette der-nière (échange thermique aux parois, refroidissement…), enprenant en compte les caractéristiques géométriques descompresseurs et des turbines. À l’avenir, la dynamique desfluides 3D devrait permettre d’aller plus loin et, en tenantcompte de la vraie géométrie, d’estimer les points chauds surles aubes et les disques, d’avoir une meilleure estimation del’efficacité du refroidissement et de déterminer les corrélationsà utiliser dans les modèles globaux.Sans attendre les raffinements promis par la dynamique desfluides 3D, un premier modèle ponctuel de turbomachine a étéimplanté dans le code CATHARE, qui modélise le fonctionne-ment thermohydraulique du réacteur. Ce modèle permet unesimulation raisonnable du comportement stationnaire et tran-sitoire du réacteur (les courbes caractéristiques de chaqueélément de la turbomachine sont des données d’entrée) 21.Dimensionner et optimiser lessystèmes de conversion d’énergieen cogénération Les hautes températures atteintes donnent aux RCG la capa-cité de faire de la cogénération, c’est-à-dire d’utiliser une par-tie de la chaleur fournie par le réacteur pour faire autre choseque de l’électricité. Du point de vue de la cogénération, leRCG, avec son « cycle de Joule-Brayton », présente quelquescaractéristiques intéressantes :• Des températures de la source froide (échangeurs dits « pré-cooler » et « intercooler » de la figure 76) au-delà de 100 °C,fournissant des calories encore utilisables pour certainesapplications comme le chauffage de bâtiments ou le dessa-lement d’eau de mer ;• une température maximum du fluide (850 °C) permettantd’ouvrir le champ des applications vers des procédés néces-sitant des hautes températures. La production massive d’hy-drogène est l’une des principales applications étudiées auCEA 22.94 La conversion d’énergie dans les systèmes de 4e génération à caloporteur gaz 21. Un exemple d’utilisation de CATHARE pour simuler un accident dedépressurisation dans un réacteur rapide à gaz est donné infra, p. 122-123.22. Voir supra, p. 103-108.Pour de telles installations de cogénération, les systèmes deconversion d’énergie sont délicats à optimiser, en raison destrès nombreux critères et paramètres en jeu. Le logicielCOPERNIC / CYCLOP développé au CEA comprend desmodules simulant des procédés de cogénération et permetd’optimiser la conception, le fonctionnement et la sûreté d’uneinstallation de production d’énergie à multiples finalités, surdes critères de nature technico-économique.Par exemple, une modélisation COPERNIC /CYCLOP du cou-plage d’un réacteur à caloporteur gaz avec un électrolyseurde vapeur d’eau à haute température a été entreprise au CEA(fig. 81). Dans ce cas, il est nécessaire d’apporter de la cha-leur pour maintenir l’électrolyseur à haute température et pouramener les fluides (O2, H2O) à la bonne température. Le cou-plage proposé ici se fait par un échangeur de chaleur situé ensérie sur le « cycle de Brayton ». La modélisation effectuée apermis d’évaluer le rendement de la production d’hydrogène :celui-ci croît avec la température de l’hélium à la sortie ducœur et vaut environ 55 % pour un caloporteur sortant à950 °C et un électrolyseur performant fonctionnant à 900 °C.La diversité des systèmes de cogénération susceptibles d’êtreassociés à un RCG ouvre un large chantier d’optimisation deces systèmes. Ce travail, qui ne fait que débuter, permettra deconfirmer et de préciser les potentialités des réacteurs à calo-porteur gaz comme systèmes producteurs d’énergie.Bibliographie POETTE (C.) et al., « Advanced GFR preliminary design – 300 MWeproject status and trends for a higher unit power selection »,Conférence ICAPP’04, Pittsburg, 13-17 juin 2004.TENCHINE (D.) et al., « Preliminary thermal hydraulic evaluations for agas cooled fast reactor », Conférence NUTHOS-6, Nara, 4-8 octobre2004.Patrick DUMAZ et Nicolas TAUVERON,Département d’études des réacteursMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 9495Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazFig. 81. Schéma de principe du couplage d’un réacteur à caloporteurgaz avec un électrolyseur haute température (modélisé avec le logi-ciel COPERNIC / CYCLOP).O2 + airH2O alimentaireStockage H2ÉlectricitéAir20 °C30 bars (50 °C)30 barsH2O + H2(30 °C)H2 + H2OH2ÉlectrolyseurÉchangeurde couplageÉlectricitéBoucle HeCycle de BraytonCœur600 MWthMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 95Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 9697Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLes installations d’essais pour la technologie des réacteurs à caloporteur gazAu-delà de la compréhension des phénomènes physiquesde base, un réacteur nucléaire, comme toute installation indus-trielle, ne fonctionne que si la technologie mise en œuvre aété éprouvée. La Direction de l’énergie nucléaire du CEA metau point, en partenariat avec les industriels français, desbancs d’essais technologiques pour tester et valider les élé-ments et les composants des circuits en hélium à haute tem-pérature et sous pression. Plusieurs thématiques sont prisesen compte :• Il s’agit d’abord d’assurer une bonne maîtrise et compréhen-sion des phénomènes et processus physiques élémen-taires : la tribologie*, car en circulant, le caloporteur faitvibrer des pièces en contact « à sec », risquant ainsi de pro-voquer leur usure ; l’isolation et les échanges thermiques,parce que le caloporteur d’un RCG est à haute températureet qu’il faut protéger les matériaux de structure, soit par unrefroidissement actif, soit en utilisant des barrières ther-miques ; l’étanchéité, car un RCG fonctionne à haute pres-sion, et le réacteur comporte fatalement des joints, statiquesou tournants, qui présentent des risques de fuite avec deuxconséquences : opérationnelle (gérer la pression) et desûreté (éviter les brèches accidentelles dans le circuithélium) ; enfin, la purification de l’hélium, parce que les impu-retés du gaz conditionnent son pouvoir corrosif sur les maté-riaux de structure ;• les bancs d’essais technologiques doivent également per-mettre le test de maquettes de composants (échangeurs dechaleur, joints, barrières thermiques, soufflantes …), pour envérifier le bon comportement et les performances, et acqué-rir l’expérience de leur mise en œuvre.Bancs d’études analytiques et de pré-qualificationTribomètre héliumDans les réacteurs à caloporteur gaz, la tribologie est un sujetd’étude clé. En effet, les problèmes de frottement et d’usurede différents mécanismes représentent un enjeu pour des rai-sons techniques, économiques (durée de vie), de rendement,de sécurité (i.e. opérabilité d’un mécanisme de grappe), depollution (i.e. contamination de circuit par des particulesd’usure)…Les composants du réacteur qui demandent le plus d’atten-tion, du point de vue de la tribologie, sont les éléments de tur-bine en cycle direct, les robinetteries et vannes, les clapets desécurité, le conduit chaud et son calorifugeage, les grappesde commande et leurs mécanismes.La tribologie, bien qu’ayant considérablement évolué ces der-nières années, en passant de la tribologie de matériau mas-sif à la tribologie de surface et même d’interface, reste unescience très empirique où la modélisation, donc la prédiction,est incertaine, en raison de la méconnaissance de tous lesmécanismes qui entrent en jeu dans le frottement. En effet,ces derniers font appel à des disciplines telles que la méca-nique, la physico-chimie, la science des matériaux et la ther-mique qui se positionnent sur des facteurs d’échelle différents.Les études tribologiques portant sur les RCG devront donc sefaire dans les conditions les plus représentatives possibles, etc’est dans cette optique que le tribomètre He du CEA a étédéveloppé (fig. 82).Les paramètres particuliers des conditions en réacteur sont,d’une part, l’atmosphère qui, suivant le niveau d’impuretés,pourra être très réductrice, donc peu propice au renouvelle-ment des couches d’oxyde pouvant jouer le rôle de lubrifiantsolide, et favoriser ainsi les risques de grippage, et, d’autrepart, les niveaux de température dans le domaine 850 °C -1 100 °C.Le tribomètre simule le frottement de glissement pur en mou-vement alternatif. Il s’agit d’un tribomètre « Pions / barreaux »(fig. 83). Ce dispositif est divisé en deux parties. La partieFig. 82. Vue générale du tribomètre He du CEA.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 9798 Les installations d’essais pour la technologie des réacteurs à caloporteur gaz(four, tribomètre et vérin), quicomportent leurs propres sécuri-tés de fonctionnement, et degérer la sécurité de l’ensemble.Ce tribomètre permet la détermi-nation du coefficient de frotte-ment, µ, à ± 2,5 %.Trois catégories de matériauxsont susceptibles d’être utiliséespour des applications en tribolo-gie dans des conditions deRCG :• Jusqu’à 500 °C, l’emploi de matériaux métalliques est envi-sageable, sachant que le principal mécanisme d’accommo-dation des surfaces en contact sera l’« adhésion ». Les prin-cipaux candidats sont les bases cobalt, ou stellites, qui sontperformantes mais génèrent des problèmes d’activation etde contamination par les produits de corrosion du circuit pri-maire ; les bases nickel, comme l’Haynes 230, l’Hastelloy oul’Inconel 617 ; les bases Fer, comme le Norem ;• jusqu’à 850 °C, l’emploi de composés céramique-métal,CERMET, est possible. Le CERMET 80% Cr3C2+20% Ni-Cr, déposé par canon à détonation ou par des techniques àplasma ou à spray thermique, apparaît comme prometteur ;• au-delà de 850 °C, seul l’emploi de céramique est envisa-geable. De nombreuses références mentionnent les bonnesperformances des revêtements de zircone de type ZrO2-Y2O3 / NiCrAlY avec quelques autres nuances stabiliséesavec des lubrifiants solides hautes températures, commeCaF2 ou MgF2. D’autres revêtements fins obtenus par voievapeur sont également envisageables, comme TiN ou SiN,ainsi que des revêtements de carbone amorphe, comme leLUBODRY ®.Les premiers résultats avec le tribomètre He portent sur descontacts homogènes en Haynes 230, ZrO2-Y2O3 / NiCrAlY, etLUBODRY ® (tableau ci après et fig. 84).PinsRailLever armHe 1000°C, 5 barFtFnmécanique qui gère la cinématique de l’ensemble, en permet-tant l’application de la charge sur les « pions » et le mouve-ment du « barreau » ; le four qui assure la régulation de tem-pérature et de pression de l’atmosphère de travail.Avec un effort normal (FN) appliqué sur les « pions », un efforttangentiel (FT) est nécessaire pour assurer le déplacement du« barreau ». Le coefficient de frottement, µ, est calculé avecFN et FT comme suit :L’effort tangentiel (FT) est appliqué par un vérin par l’intermé-diaire d’un arbre refroidi. L’effort normal quasi statique (FN) estappliqué par un système de bras de levier et de balancelle.Le tribomètre qui est entré en activité en 2003 peut fonction-ner jusqu’à 1 000 °C sous hélium, avec ou non de la vapeurd’eau et des impuretés, et peut imposer une pression decontact de 20 MPa.Le contrôle-commande du tribomètre, développé en interne,permet la visualisation des différents paramètres, l’acquisitiondes mesures, la gestion du fonctionnement normal du tribo-mètre, la gestion des fonctionnements incidentels. Il permetd’harmoniser le fonctionnement des trois sous-ensemblesFig. 83. Schéma du tribomètre He du CEA.VérinArbreJauge de contrainteEnceinteFourHe 1 000 °C, 5 barPionsRailierPoidsSynthèse des principaux paramètres significatifs des premiers essais de tribologie sous héliumMatériaux Température (°C) Qualité de l’He Pression de Coefficient Nb de cycles Usurecontact (MPa) de frottementHR 230 450 pur 5 0,4 2 600 -800 pur 5 0,6 1 500 -ZrO2-Y2O3 800 pur 2 0,55 5 000 +1 000 pur 2 0,6 1 000 - -800 pur 2 0,7 1 000 - - -LUBODRY 500 pur 5 0,5 1 000 - - -800 pur 0,5 0,5 1 000 - - -- - - : disparition du revêtement, - - : usure importante, - : usure significative, 0 : usure moyenne, + : bonne résistance.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 9899Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazÉtudes des barrières thermiques (banc HETHIMO)Étant donné la température élevée envisagée pour le calopor-teur gaz des RCG, des précautions spéciales doivent êtreprises pour assurer la tenue en température des structures ducœur. Deux principes génériques sont considérés de façonséparée ou combinée pour protéger les structures : l’isolationthermique et le refroidissement actif.Le banc HETHIMO (Helium THermal Insulation MOck up) aété développé au laboratoire de technologie des caloporteursgaz, à Cadarache, pour mettre au point une barrière ther-mique destinée à isoler en interne les structures d’un RCG. Ilse compose d’un réchauffeur de 30 kW et d’une partie sec-tion d’essais, simulant une tuyauterie droite (voir fig. 85).HETHIMO permet la qualification des barrières thermiques dupoint de vue de leur performance thermique en hélium, auxconditions maximales de 1 000 °C et 100 bars, mais aussi deleur tenue mécanique. Pour cela, le programme expérimentalse décompose en trois parties. D’abord des essais statiquessont réalisés pour quantifier les performances d’isolation deFig. 84. Exemple d’expertise faite sur les surfaces des éprouvettesaprès essai sur le tribomètre.En haut à gauche : vue macroscopique d’un échantillon d’alliageHaynes 230, revêtu de zircone yttriée ZrO2-Y2O3 avec une sous-couche de Nicralloy (NiCrAl), matériau d’accommodation entre lerevêtement céramique et le matériau support métallique.L’échantillon a été soumis à 5 000 cycles sous un chargement de2 MPa à 800 °C sur le tribomètre hélium.20 4 6 8050100150cpsCCaOCrMnFeNiNiWSiWWMoSCaCaCrMnCrFeMnFeWNiNiWSp3 Surfaces en parties hautesFissures de fatigues Analyse XÉnergie (keV)Surfaces en parties bassesEn bas à gauche : image MEB de la zone usée, permettant de dis-tinguer des fissures de fatigue et l’arrachement local du matériau derevêtement.À droite (en haut et en bas) : l’analyse élémentaire X de la zoneusée révèle une mise à nu de la sous-couche de Nicralloy.Fig. 85. Le banc HETHIMO pour l’essai des barrières thermiques.Section d’essaisBarrièresthermiquesRéchauffeur]]Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 99100 Les installations d’essais pour la technologie des réacteurs à caloporteur gazla barrière thermique, mais aussi pour vérifier sa bonne stabi-lité dimensionnelle et sa tenue à haute température. Desessais dynamiques permettent d’évaluer la tenue mécaniquede la barrière thermique, d’une part sous sollicitation ther-mique transitoire ou cyclique, et, d’autre part, sous sollicita-tion mécanique due à une dépressurisation totale ou partielledu circuit de refroidissement, avec des cinétiques de dépres-surisation allant jusqu’à 20 bars/s.Les premières barrières thermiques à tester sont une struc-ture composite mettant en œuvre une (ou plusieurs) peau(x)ou « liner(s) » métalliques à base nickel, ainsi qu’un feutrecéramique de type silicate de calcium (fig. 86).Les premières qualifications seront réalisées sur des tronçonsdroits. À terme, l’isolation de coude ou de zones de raccorde-ment sera également étudiée. Seule la partie haute du bancHETHIMO dénommée « Section d’essais » sera adaptée aucas à étudier.Études des étanchéités (banc HETIQ)Les enjeux relatifs à la problématique de l’étanchéité sur lesRCG sont doubles, d’une part économiques, car l’hélium, res-source fossile, a un coût non négligeable, et, d’autre part, desûreté, même si le degré de contamination de l’hélium estconsidéré comme faible.Par conception, les zones d’étanchéité statiques, comme lesbrides, ou dynamiques, comme les arbres tournants, devrontêtre, autant que possible, limitées, bien qu’elles soient inévi-tables (du moins pour les étanchéités statiques).C’est pour mener à bien ces études que le banc HETIQ(HElium TIghtness Qualification) vient d’être mis au point (fig. 87). Il se compose d’un réchauffeur d’environ 30 kW etd’une section d’essais évolutive.HETIQ permet d’étudier tous les dispositifs d’étanchéité sta-tique ou dynamique susceptibles d’être rencontrés sur unRCG, dans des conditions représentatives : joints d’étanchéitéentre deux brides, passages étanches, composants… Dansun premier temps, le banc est mis au point pour la qualifica-tion de joints statiques. Deux types d’essais sont envisagéssur ce banc. Les essais de fluage, où il s’agit de laisser lerégime permanent de fonctionnement durant un temps prédé-fini et significatif, afin de quantifier le niveau de fuite au coursdu temps ; les essais de fatigue sur la base de cyclages ther-miques des éléments constitutifs de la liaison, soit en phasepour simuler des variations de température de fluide, desarrêts ou de mise en marche de l’installation, soit en dépha-sage pour simuler des liaisons constituées d’éléments d’iner-tie thermique différente comme le raccordement par bridesd’une vanne et d’une tuyauterie.Les joints envisagés sont métalliques et dimensionnés pourtravailler jusqu’à 500 °C sous une différence de pression de100 bars d’hélium. Le critère de fuite envisagé dans ces condi-tions est de 10-5 mbar.l.s-1.Les paramètres mesurés en cours d’essais seront le débit defuite, ainsi que la tension de chacun des goujons réalisant l’ef-fort de serrage du joint.Fig. 86. Calcul du comportement thermique d’une barrière.Structure FeutreLinerFig. 87. Le banc HETIQ pour le test et la qualification des jointsd’étanchéité hélium.Section d’essaisd’étanchéitéRéchauffeurMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 100101Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa boucle technologique HELITEPour maîtriser les technologies liées aux réacteurs à calopor-teur gaz, il est nécessaire de posséder une installation expé-rimentale mettant en œuvre l’hélium (ou le gaz du circuitsecondaire) aux conditions de température, de pression et devitesse représentatives des RCG. Dans ce but, la constructiond’une boule technologique gaz nommée HELITE (HEliumLoop for Innovative TEchnology) est prévue sur le site deCadarache (fig. 88).décroître à 50 °C et avoir ainsi une température compatibleavec le fonctionnement du circulateur.La mise en pression et la qualité chimique de l’hélium sontcontrôlées respectivement par les modules HPC-CP et HPC-CC.Les traces d’impuretés dans l’hélium sont mesurées par chro-matographie, en phase gazeuse, et par spectrométrie demasse. Une des difficultés de cette mesure réside dans le faitqu’elle est menée à froid et qu’elle peut, de ce fait, ne pas êtrereprésentative des teneurs en impuretés présentes à chaud.Description du circuit secondaire :(circuit azote-hélium, en vert, dans le sens du fluide)Le gaz sort du circulateur à environ 100 °C, entre dans unrécupérateur, puis dans un refroidisseur d’appoint, afin deréguler la température en entrée d’IHX. Après ce dernier, leDescription du circuit primaire :(circuit hélium, en bleu, dans le sens du fluide)Le circulateur assure le débit dans la boucle (0,4 kg/s à 50bars). En sortie de celui-ci, l’hélium se trouve à une tempéra-ture d’environ 100 °C. Il entre dans le récupérateur (échan-geur-économiseur) pour être préchauffé à 400 °C, puis, par lebiais du réchauffeur, est porté à sa température maximale(1 000 °C max). C’est la fin de la phase de chauffe de l’hélium.Le gaz passe alors dans une section d’essai à haute tempé-rature HT (Longueur = 5 m, Diamètre hydraulique = 100 mm)et entre ensuite dans l’IHX (Intermediate Heat eXchanger,composant séparant le circuit primaire du secondaire). En sor-tie de ce dernier, le gaz traverse une section d’essai àmoyenne température MT, pour ensuite circuler, à nouveau,dans le récupérateur, puis dans le refroidisseur BT, pourFig. 88. Schéma de principe de la boucle d’essais technologiquesHELITE.Les principaux objectifs de cette installation sont de tester etde valider dans des sections d’essais haute et moyenne tem-pératures divers composants ou dispositifs technologiques àintégrer dans les RCG, de qualifier les technologies et ledimensionnement thermique d’échangeurs, de valider le prin-cipe de purification et de contrôle de la qualité de l’hélium(module HPC-CC, contrôle Chimie), et, enfin, de maîtriser lecomportement des circuits. HELITE adoptera différentes confi-gurations, selon le type de composant ou dispositif technolo-gique à qualifier.Circuit d’eau pressurisée à ≈ 10 barsPressuriseurTour de refroidissementPompeRéchauffeurRefroidisseur BTRefroidisseur BTCircuit primaire en héliumHéliumP = 40 à 70 barsQ = 0,4 kg/s (50 bars)Azote + héliumP = 35 à 65 barsQ = 1,1 kg/s (45 bars)Circuit secondaire en mélange azote + héliumRefroidisseur HTCirculateurFiltreCirculateurFiltreRécupérateurRécupérateurPurificateurSection d’essai HTSection d’essai HTSection d’essai MTMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 101gaz entre dans une section d’essai HT, pour être ensuiterefroidi par le refroidisseur HT, le récupérateur, puis le refroi-disseur BT.La pression et la qualité chimique du gaz sont gérées par deuxmodules spécifiques.Cette configuration de boucle permettra de qualifier un modulede l’échangeur de chaleur à haute température (1/100), jus-qu’à 1 000 °C, avec une puissance d’échange de 1,1 MW, enfonctionnement nominal, mais également en transitoire (tran-sitoire incidentel d’arrêt d’urgence et de déclenchement de lasoufflante), de qualifier les concepts de tuyauterie chaude jus-qu’à 1 000 °C en hélium et 950 °C en mélange azote-hélium,de qualifier des refroidisseurs hélium-eau (pour le circuit desauvegarde des RCG), et d’étudier d’autres technologiesgénériques liées au développement des RCG.Des évolutions futures de la boucle sont prévues, afin de qua-lifier les composants d’échanges pour le RCG à cycle direct,en fonctionnement normal ou accidentel, de caractériser l’hy-draulique assemblage pour le développement du réacteurd’études et de développements technologiques (REDT), àl’aide de maquettes à l’échelle 1, de valider divers principesd’évacuation de puissance résiduelle et le couplage deHELITE à une unité de production d’hydrogène.La construction de l’installation HELITE est prévue àCadarache pour une mise en service courant 2006.Philippe BILLOT,Direction du développement et de l’innocation nucléairesMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 102103Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazFaire de l’hydrogène nucléaire ?Pour répondre aux besoins croissants de la demande éner-gétique, réduire la production de gaz à effet de serre et ralen-tir l’appauvrissement des ressources fossiles dont l’épuise-ment est inéluctable, l’hydrogène apparaît, avec un largeconsensus international, comme un vecteur énergétique pro-metteur qu’il faudra, à terme, produire massivement. À côtéde son utilisation traditionnelle dans l’industrie chimique etpétrochimique, l’hydrogène est déjà employé comme vecteurénergétique dans la propulsion spatiale. Il est égalementemployé à titre expérimental dans les transports, en complé-ment ou en remplacement des hydrocarbures, ainsi que dansles piles à combustible, pour produire de l’électricité et de lachaleur. Une caractéristique importante de ce gaz est que sonstockage, son transport et ses modes d’utilisation se font sansémission de gaz à effet de serre. Les procédés permettant deconserver cet avantage lors de sa production sont les procé-dés basés sur la dissociation de la molécule d’eau [1] :H2O → H2 + 1/2 O2Ils sont de deux sortes : l’électrolyse à haute température(EHT) et les cycles thermochimiques* (CTC). Pour produiremassivement de l’hydrogène, ces procédés nécessitent unegrande quantité d’énergie primaire, chaleur et électricité, quel’énergie nucléaire est en mesure d’apporter sans émissionde dioxyde de carbone. C’est dans la perspective d’un cou-plage avec des RTHT susceptibles de fournir de la chaleur àtrès haute température que ces procédés de production mas-sive d’hydrogène sont envisageables à moyen terme et étu-diés au CEA.L’électrolyse à haute température Pour dissocier une mole d’eau, en système ouvert à pressionconstante, il faut fournir, quelle que soit la méthode, une éner-gie égale à l’enthalpie ∆H(T) à la température T de la réac-tion [1]. Avec un électrolyseur idéal fonctionnant de manièreréversible, c’est-à-dire avec un courant infiniment petit, il fau-drait donc fournir, pour dissocier une mole d’eau, une énergieGrandeurs thermodynamiques associées à la dissociation de l’eau pour différentes températuresT(K) ∆H(T) (kJ/mole) ∆G(T) (kJ/mole) T∆S(T) (kJ/mole) (Vanode-Vcathode) (V)298 285,8 237,1 48,7 1,23400 242,8 223,9 18,9 1,16600 244,8 214,0 30,8 1,111 000 247,9 192,6 55,3 1,00électrique égale à l’enthalpie libre ∆G(T) et une quantité dechaleur égale à T∆S(T), conformément à la relation thermo-dynamique ∆H(T)= ∆G(T)+ T∆S(T) où ∆S(T) représente l’en-tropie de dissociation de l’eau.Dans ce mode de fonctionnement, la différence de potentielrequise aux électrodes pour produire une mole d’hydrogèneest donnée par (Vanode-Vcathode) = ∆G(T) /2F où F est lacharge d’une mole d’électrons, soit 96 500 coulombs. Lesvaleurs numériques de ces grandeurs à la pression d’uneatmosphère et pour quelques températures caractéristiquessont rassemblées dans le tableau ci-dessous [2] :Ce tableau montre que pour dissocier une mole d’eau defaçon réversible, il faut moins d’énergie lorsque l’eau est àl’état de vapeur (T = 400, 600, 1 000 K) qu’à l’état liquide (T =298 K). Si on fait cette dissociation à des températures de plusen plus élevées, on peut diminuer la part d’énergie électrique,à condition d’augmenter l’apport de chaleur. L’électrolyse àhaute température de la vapeur d’eau pourra donc utiliseravantageusement la chaleur fournie par un RTHT.Le tableau montre également que l’électrolyse de l’eau peut,en principe, se faire sous des tensions modestes, comprisesentre 1 et 1,2 volts. En réalité, des tensions légèremment plusélevées sont nécessaires, car des processus irréversiblesinévitables sont à l’œuvre : c’est le cas de la dissipation dechaleur par effet Joule, qui se fait par conduction ionique dansl’électrolyte et par conduction électronique dans les élec-trodes. Il est également nécessaire d’augmenter la tension,afin de déplacer les réactions se faisant aux électrodes et favo-riser ainsi la formation des gaz.Ces surtensions sont d’autant plus importantes qu’il faut sur-monter une barrière de potentiel pour faire passer les élec-trons de l’électrode à l’électrolyte et vice versa. Il s’agit là d’unmécanisme d’activation : pour un couple électrode-électrolyte,cette barrière de potentiel diminue lorsque la températureMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 103104 Faire de l’hydrogène nucléaire ?s’élève, d’où l’intérêt de fonctionner à température élevée. Si,à tension constante, cette énergie électrique supplémentairerépond par effet Joule à la demande de chaleur à basse tem-pérature, ce n’est plus le cas pour un fonctionnement à hautetempérature où, en plus de l’effet Joule, un appoint de chaleurest encore nécessaire. Un électrolyseur peut donc fonction-ner de plusieurs manières [3] et, en particulier, en mode auto-thermique où l’énergie est apportée exclusivement sous formeélectrique et en mode allothermique où l’énergie électrique estréduite au strict minimum, la chaleur haute température néces-saire pouvant être fournie par un couplage avec un RTHT. Lavapeur d’eau n’étant pas conductrice, l’électrolyse de l’eauvapeur nécessite des électrolytes solides, poreux et conduc-teurs ioniques. La zircone dopée à l’yttrium est bien adaptéeà l’EHT, car elle est capable de tenir les hautes températureset possède, à partir de 1 000 K, une bonne conductivitéionique. La dissociation de la vapeur d’eau se produit à lacathode H2O + 2e- => H2 + O 2-. L’ion O 2- migre jusqu’à l’anodepour former l’oxygène suivant la réaction O2- => 1/2 O2 + 2e-.Cette technique SOEC (« Solid Oxyde Electrolysis Cell »)fonctionne donc sur le principe inverse des piles à combus-tible SOFC (« Solid Oxyde Fuel Cell »), comme le montrentles figures 89 et 90, et bénéficie, en conséquence, de toute laR&D dans ce domaine.Deux conceptions d’électrolyseur ont été mises au point : tubu-laire et plane. Des prototypes de laboratoire ont été testés auxÉtats-Unis, en Allemagne et au Japon, entre 1975 et 1990.Le CEA, pour sa part, a engagé depuis 2002 un programmede recherche touchant à tous les secteurs de l’EHT et, en par-ticulier, à la modélisation, au couplage avec un réacteurnucléaire, aux évaluations technico-économiques ; enfin, encollaboration avec des partenaires européens, le CEA a pro-grammé l’étude et le développement d’une installation produi-sant 200 l/heure d’hydrogène avec de l’eau pré-chauffée à200 °C par une source de chaleur géothermale et un électro-lyseur autothermique fonctionnant à une température objectifde 700 °C (fig. 91).Quel rendement peut-on attendre d’une usine de productionmassive d’hydrogène par EHT ? Le rendement thermiquedépend principalement de la température de fonctionnementde l’électrolyseur, mais aussi du rendement h avec lequell’énergie électrique a été obtenue. Pour un REP, η = 0,33 etpour un RTHT η = 0,48. Ce qu’on peut dire aujourd’hui, c’estque les rendements du procédé industriel de l’électrolyse del’eau liquide seront certainement améliorés avec l’électrolyseà haute température couplée à un RTHT.Les cycles thermochimiques La thermolyse de l’eau effectuée à plus de 2 600 °C est uneautre façon d’obtenir de l’hydrogène.Pour des raisons économiques autant que techniques, l’indus-trialisation de ce procédé n’est pas envisageable. Pour disso-cier de l’eau à plus basse température, on peut procéder avecdes cycles thermochimiques. Un cycle thermochimique estune série de plusieurs réactions chimiques assistées thermi-quement dont le bilan est équivalent à la réaction de dissocia-tion de l’eau. Les réactifs initiaux autres que l’eau sont recons-titués au cours des réactions et sont alors recyclés.Fig. 91. Implantée à Nesjavellir en Islande, l’installation GEYSERproduit de l’hydrogène par électrolyse, en utilisant l’énergie géo-thermique, à la fois pour l’électricité et la chaleur nécessaires auprocédé.Transformationcourant continuÉlectrolyseurStockage etremplissage H2Contrôle desfluides et de lapuissanceStockage etremplissageO2Échangeurde chaleurÉchangeur de chaleurSéparateurH2/H2OEau pure Fig. 89. Mode Électrolyseur SOEC.Fig. 90. Mode SOFC (pile à combustible).Anode poreuseCathode poreuse(ex. Cermet Ni-ZrO2)Anode poreuse(Ni-YSZ)Cathode poreuse(La1-xSrxMnO3-LSM)Électrolyte (Zircone Yttriée)Électrolyte (Zircone Yttriée)H2+-AirAirVO2O2O2H2H2OH2OH2OH2O (+H2)H2(+H2O)O2-(O2)O2-2e-2e-YSZYSZMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 104105Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLorsque ces cycles nécessitent une étape d’électrolyse, ilssont qualifiés d’« hybrides ». Le concept de production d’hy-drogène, à partir de la dissociation thermochimique de l’eau,a été étudié pour la première fois, du point de vue thermody-namique, par FUNK et REINSTROM, en 1964 [4]. Les premièresrecherches connues sur les cycles thermochimiques ont étéeffectuées au Centre commun européen de recherche d’Ispra(Italie), de 1960 à 1983. Durant cette période, vingt quatrecycles pouvant être couplés à des RHT ont été étudiés. Lecycle hybride brome-soufre a donné lieu à une démonstrationen laboratoire et constitue encore, aujourd’hui, compte tenude sa durée d’un an et demi, la plus longue expérience jamaistentée sur les cycles thermochimiques. Parallèlement, le« Gas Research Institute » américain a conduit un importantprogramme de recherche au cours duquel plus de deux centscycles thermochimiques ont été examinés. Parmi les huitcycles les plus prometteurs, le cycle iode-soufre a été intensi-vement étudié par « General Atomics ». Les Soviétiques ontaussi effectué des recherches sur les cycles thermochimiques.Ils ont construit une petite boucle de démonstration du cyclehybride-soufre.Sur ce même cycle, le CEA a effectué pour Euratom, dans lesannées soixante-dix, des études de génie chimique et de tech-nico-économie. Enfin, les Japonais ont fait porter leurs effortsprincipalement sur le cycle UT-3 (voir ci-dessous) et sur lecycle iode-soufre. Des boucles de démonstration à l’échelledu laboratoire ont été mises en œuvre avec succès pour cesdeux procédés. Les recherches sur les cycles thermochi-miques, qui avaient pris un essor important après le premierchoc pétrolier, furent abandonnées lors de la baisse du prixdu pétrole dans les années quatre-vingt. Seul le Japon a main-tenu une activité dans ce domaine, jusqu’à aujourd’hui.La reprise de ces recherches, dans les années 2000, aconduit à de nouvelles évaluations des cycles thermochi-miques. L’une des plus récentes [5], effectuée sur la base decritères techniques et économiques, a mis quatre cycles entête : le cycle hybride soufre ou « cycle Westinghouse », lecycle hybride brome-soufre d’Ispra, le cycle UT-3 et le cycleiode-soufre.Le cycle UT-3 Ce cycle a été développé par l’université de Tokyo dans lesannées 1980-1990. Un pilote de laboratoire a pu fonctionnerpendant plusieurs jours. Il comprend quatre réactions entre ungaz et un solide :(1) Fe3O4 + 8 HBr => 3 FeBr2 + 4 H2O + Br2 (300 °C)(2) CaO + Br2 => CaBr2 + 0.5 O2 (600 °C)(3) CaBr2 + H2O => CaO + 2 HBr (750 °C)(4) 3 FeBr2 + 4 H2O => Fe3O4 + 6 HBr + H2 (600 °C)Les réactions (1) et (3) produisent les réactifs des réactions(2) et (4). Le procédé consiste donc en une boucle de quatreréacteurs à lits fixes disposés dans une boucle unique où sontvéhiculés tous les gaz des réactions. Ce cycle présente l’in-convénient majeur de fonctionner de façon discontinue.Lorsque les réactions sont achevées dans les quatre réac-teurs, il faut inverser le sens de l’écoulement dans la boucle.Cette inversion est difficilement compatible avec un couplageà un RTHT, en raison des demandes de chaleur et de tempé-rature qui sont différentes selon les réacteurs. En outre, lescoûts de fabrication des réactifs et la toxicité du brome fontperdre à ce procédé, assez simple, beaucoup de son intérêt.Les cycles du soufreLes cycles à base de soufre concernent le cycle hybridesoufre, le cycle hybride brome-soufre et le cycle, essentielle-ment chimique, iode-soufre. Ces cycles ont en commun ladécomposition de l’acide sulfurique pour reformer le dioxydede soufre et le recycler :H2SO4 => SO3 + H2O (650 °C)SO3 => SO2 + 0.5 O2 (850 °C) 1 00090080070060050040030020010000 100Chaleur nécessaire (kJ/mol H2SO4)SO3⇒SO2+1/2O2H2SO4⇒ SO3 + H2OÉvaporationde H2SO4Température (°C)ChauffageChauffage200 300 400Fig. 92. La chaleur et la température nécessairespour les différentes étapes de la décomposition deH2SO4 sont représentées par l’histogramme entrait plein.La chaleur délivrée par un RTHT est représentéeen trait pointillé, pour un débit de caloporteur etune température bien choisis. Pour que la décom-position fonctionne, il faut que la température de lasource chaude (du caloporteur) soit en tout pointsupérieure à celle du procédé de décompositionde H2SO4. La proximité des deux histogrammesillustre la bonne adéquation entre la chaleur four-nie par le caloporteur d’un RTHT et la chaleurnécessaire aux différentes étapes du procédé.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 105106 Faire de l’hydrogène nucléaire ?La vaporisation de l’acide sulfurique et sa décomposition sontdes réactions endothermiques. Elles ont lieu à haute tempé-rature et en ambiance corrosive. Le couplage thermique avecun RHT pour effectuer cette décomposition a été modélisé.Comme le montre le diagramme du besoin en chaleur–tempé-rature (fig. 92), la chaleur du RTHT peut être bien utilisée, cequi peut assurer pour cette décomposition un rendement ther-mique jusqu’à 70 %.Cycle hybride soufre (ou « cycle Westinghouse »,aux États-Unis)(1) SO2(gaz) + 2 H2O(liquide) => H2(gaz) + H2SO4 (aqueux) par électrolyse (77 °C)(2) H2SO4(gaz) => H2O(gaz) + SO2(gaz) + 0.5 O2 (gaz) (850 °C)Ce cycle hybride comporte une phase d’électrolyse à bassetempérature pour produire l’hydrogène. Le dioxyde de soufreconsommé est alors reconstitué par la décomposition hautetempérature de l’acide sulfurique. Ce cycle est très simpledans son principe. Son facteur principal de progrès consiste àréduire le voltage qui est couramment de 0,6 V, alors que,théoriquement, 0,17 V suffisent. Bien qu’utilisant de l’énergieélectrique, ce qui est économiquement pénalisant, ce cyclereste prometteur. Des calculs situent le rendement de ce pro-cédé entre 37 et 41 % [6].Cycle hybride soufre-brome d’Ispra (1) SO2(gaz) + 2 H2O(liquide) + Br2(liquide) => 2 HBr(gaz) + H2SO4(aqueux) (77 °C)(2) H2SO4(gaz) => H2O(gaz) + SO2(gaz) + 0.5 O2 (gaz) (850 °C)(3) 2 HBr(aqueux) => H2(g) + Br2 (aqueux) par électrolyse (77 °C)Dans ce cycle hybride, l’électrolyse ne concerne pas la réac-tion de formation de l’acide sulfurique, comme pour le cyclehybride du soufre, mais permet d’effectuer la dissociation dubromure d’hydrogène en phase aqueuse pour produire l’hy-drogène. Le voltage théorique pour cette dissociation est de1,066 V à la température ambiante. Comme le rendementthermodynamique d’une installation est le rapport du travailrécupérable par la recombinaison de H2 et O2, aux énergiesapportées (chaleur et travail sous forme électrique), ce hautvoltage est pénalisant pour obtenir de bons rendements.Cependant, celui-ci peut être abaissé à condition d’effectuerl’électrolyse à plus haute température (voir l’électrolyse àhaute température). L’autre inconvénient de ce cycle est la toxi-cité du brome.Cycle iode-soufre Le cycle iode-soufre [7] est aujourd’hui considéré par l’en-semble des équipes l’ayant étudié comme le cycle thermochi-mique potentiellement le plus intéressant pour produire de l’hy-drogène. C’est un cycle essentiellement chimique. Le CEAétudie ce cycle depuis 2003, afin d’évaluer son efficacité et sarentabilité. Ces études sont effectuées en collaboration avecdes équipes américaines comprenant « General Atomics »,« Sandia National Laboratory » et l’université du Kentucky.Des accords de collaboration ont aussi été établis avec deséquipes japonaises du JAEA et, en Europe, grâce au projetde recherche HYTHEC. Ce cycle consiste à effectuer les troisréactions suivantes :(1) SO2 (gaz) + I2 (solide) + 2 H2O (liquide) => H2SO4 + 2 HI (120 °C)(2) 2HI (gaz) => H2 (gaz) + I2 (gaz) (450 °C)(3) H2SO4(gaz) => H2O(gaz) + SO2(gaz) + 0.5 O2 (gaz) (850 °C)La réaction (1), ou « réaction de Bunsen stoechiométrique »,n’est pas spontanée, même à la température de 120 °C pourlaquelle les réactifs et les produits sont tous fluides (tempéra-ture de fusion de l’iode : 114 °C). Pour rendre favorable ther-modynamiquement cette réaction et déplacer l’équilibre versla droite, il faut ajouter de l’eau pour diminuer l’enthalpie librede la réaction par dilution des acides H2SO4 et HI. Par ailleurs,« General Atomics » a démontré, dans les années quatre-vingt, que l’ajout d’iode entraînait leur démixtion en une solu-tion aqueuse d’acide sulfurique au-dessus d’une solutionaqueuse d’acide poly-iodhydrique (fig. 93).Fig. 93. Produits de la réaction de Bunsen : l’acide sulfurique (phasela plus légère) est au-dessus de l’acide poly-iodhydrique (phase laplus lourde). Le schéma de principe du procédé est représentéfigure 94.HIH2SO4 (aq)H2 SO4DécompositionH2 SO4DistillationChaleurT ~ 120 °CT ~ 850 °C T ~ 450 °CRéaction de Bunsen16H2O+9I2+SO2 → (H2SO4+4H2O)+(2HI+10H2O+8I2)HIDécompositionHIDistillationH2OH2O2Fig. 94. Schéma de principe du cycle iode-soufre.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 106107Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa réaction de Bunsen optimisée par « General Atomics »(fig. 94) est très exothermique. Pour limiter cette perte d’éner-gie, pénalisante pour le rendement, une solution consiste àdiminuer les quantités d’eau et d’iode engagées dans la réac-tion. L’inconvénient de cette solution est qu’elle favorise la for-mation des produits parasites tels que le soufre et H2S selonles réactions suivantes :H2SO4 + 6 HI => S + 3 I2 + 4 H2OH2SO4 + 8 HI => H2S + 4 I2 + 4 H2O Après séparation des deux acides non miscibles, il est néces-saire d’extraire HI de la solution aqueuse d’acide poly-iodhy-drique (2HI+8I2+10H2O) pour effectuer la réaction de décom-position (2). Ces deux étapes sont encore aujourd’hui malmaîtrisées, du fait de la présence d’un mélange azéotro-pique* dans le ternaire HI-I2-H2O qui complique la séparationde l’acide iodhydrique et de l’eau, auquel s’ajoute la difficultéà décomposer HI en I2 et H2 en phase vapeur, ce processusétant très lent et partiel. Pour remédier à ces difficultés plu-sieurs solutions ont été proposées :• La solution préconisée par « General Atomics » consistait àutiliser de l’acide phosphorique pour permettre la démixtionde l’iode et déshydrater en partie la solution aqueuse d’acideiodhydrique. Cette déshydratation partielle permet ainsi decasser l’azéotrope, rendant possible la séparation de l’acideiodhydrique et de l’eau. Cet acide est ensuite liquéfié souspression pour subir une décomposition catalytique permet-tant d’obtenir l’hydrogène et l’iode en phase liquide qui sontensuite recyclés ;• la solution proposée par JAEA comporte, avant l’étape dedistillation classique, une étape d’électrodialyse, dont lerésultat est de concentrer l’acide iodhydrique dans la phaseaqueuse d’acide poly-iodhydrique, en espérant dépasserl’azéotrope. L’hydrogène est ensuite produit en utilisant unemembrane réactive permettant d’effectuer la dissociation deHI et la séparation de I2 et H2 ;• la solution du RWTH (Aix-la-Chapelle,Allemagne) consiste à produire del’hydrogène en une seule étape, eneffectuant une distillation réactive dela solution aqueuse d’acide poly-iod-hydrique. Cette distillation consiste àréaliser des équilibres liquide-vapeuren solubilisant, au fur et à mesure,l’iode formé par la décomposition deHI. Cette solution est considéréeactuellement comme étant promet-teuse par le CEA et GA.Le rendement thermodynamique estimé de ce cycle, à partirde la réaction de Bunsen optimisée par GA, de la distillationréactive et de la décomposition de H2SO4 présentées plushaut, est de 35 %.Pour améliorer ces rendements, le CEA conduit desrecherches sur la stoechiométrie des réactifs initiaux de laréaction de Bunsen, afin de trouver le meilleur compromisentre la thermodynamique, la séparation des phases, la perted’énergie, et de réduire l’énergie nécessaire à la concentra-tion de HI par évaporation de l’eau et séparation de l’iode(fig. 95).Des efforts importants sont faits pour acquérir des donnéesexpérimentales qui, compte tenu du caractère corrosif de cesmilieux, nécessite des techniques de mesure non intrusivesFig. 95. Le réacteur B0 mis en œuvre au département de physico-chimie permet de visualiser la séparation des phases produites parla réaction de Bunsen, ainsi que la quantification de la compositiondes phases en équilibre (voir, à titre d’exemple, la figure 96).010203040500 5 10 15 20 25 30n(H 2O ) (mole s)[I][S ][H+ ][H2O ]010203040500 5 10 15 20 25 30n(H 2 O ) (mole s)[I][S ][H+ ][H2O ]Fig. 96. Quantités totales d’iode, soufre, protons et eau mesuréesdans la phase HIx (à gauche) et dans la phase sulfurique (à droite)obtenues en mélangeant HI/H2SO4/I2/H2O = 2/1/2/n (proportionsmolaires) à 303°K.Concentrations (mol/L)Concentrations (mol/L)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 107108(UV visible, spectrophotométrie, ICP-AES, spectroscopieIRTF, diffusion Raman spontanée…) pour déterminer la com-position des liquides et des gaz.Les résultats obtenus jusqu’ici semblent indiquer qu’il existeprobablement des marges pour réduire la quantité d’iode ; cesmarges sont plus incertaines pour la réduction de la quantitéd’eau, du fait de l’apparition de réactions parasites conduisantà des espèces réduites et indésirables du soufre.Par ailleurs, des études portant sur l’utilisation de membranesréactives, afin d’améliorer la dissociation de HI, sont actuelle-ment en cours. Elles constituent un facteur de progrès impor-tant pour le cycle iode-soufre. Grâce à ce programme derecherche, le CEA vise des rendements pouvant aller jusqu’à50 %.Références[1] Pourquoi l’hydrogène ?, Association française de l’hydrogène,www.afh2.org.[2] J.-M. BORGARD et S. GOLDSTEIN, support formation Hydrogène etpile à combustible, INSTN, 2004.[3] G. RODRIGUEZ et T. PINTEAUX, « Studies and design of several sce-narios for large production of hydrogen by coupling a high tempera-ture reactor with steam electrolysers », proceedings de la 1re EHEC,2003, Grenoble.[4] J.E. FUNK and R. REINSTROM, « Energy requirements in the pro-duction of hydrogène from water », Industrial and EngineeringChemistry Process Design and Development, 5, 1966, p. 336-342.[5] J.E. FUNK, « Thermochemical hydrogen production : past and pre-sent », International Journal of Hydrogen Energy, 26, 2001, p. 185-190.[6]. G. BEGHI, « A decade of research on thermochemical hydrogenat the Joint Research Centre, Ispra », International Journal of hydro-gen Energy, 11, 1986, p. 761-771.[7] M. SAKURAI et al., « Preliminary process analysis for the closedcycle operation of the iodine-sulfur thermochemical hydrogen pro-duction process », International Journal of hydrogen Energy, 24,1999, p. 603.BibliographieGOLDSTEIN (S.), VITART (X.) et BORGARD (J.-M.), « General commentsabout the efficiency of iodine-sulfur cycle coupled to a high tempera-ture gas-cooled reactor », Nuclear Production of hydrogen, OECD,Argonne, USA, 2-3 October 2003, p. 85-98.VITART (X)., BORGARD (J.-M.), GOLDSTEIN (S.) et COLETTE (S.),« Investigation of the I-S cycle for massive hydrogen production »,Nuclear Production of hydrogen, OECD, Argonne, USA, 2-3 October2003, p. 99-109.Jean-Louis FLÈCHEDépartement de physico-chimieFaire de l’hydrogène nucléaire ?Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 108109Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe RNR-G : pour fermer le cycle du combustibleDe l’économie de l’U 235 à l’économie de l’U 238 et du thorium*, par le recyclage Les isotopes lourds majoritairement présents dans la nature,U 238 et Th 232, sont inaptes à entretenir une réaction enchaîne de fission. On peut cependant valoriser le potentielénergétique de ces noyaux lourds, car la capture d’un neutronsur ces deux noyaux fertiles conduit respectivement au Pu 239et à l’U 233, fissiles à toute énergie du neutron incident. Ceprocessus entretient (isogénération*), voire accroît (surgé-nération*) l’inventaire de noyaux fissiles, au cours de la com-bustion, jusqu’à l’épuisement des noyaux lourds.Toute absorp-tion par fission ou capture sur un noyau fissile faisantdisparaître ce dernier, il est nécessaire qu’elle produise, enmoyenne, plus de deux neutrons, dont un pour l’entretien dela réaction en chaîne et l’autre pour l’isogénération. Pourchaque noyau fissile, l’indicateur associé à ces performancesest le paramètre η qui mesure le nombre de neutrons produitspar neutron absorbé, à une énergie donnée.La figure 97 montre que le Pu 239 est l’isotope le plus perfor-mant selon cet indicateur, à condition d’assurer un spectrerapide « dur ». L’U 233 est moins performant en spectre rapidemais plus constant en énergie. Cela réduit les exigences dedurcissement du spectre et élargit la gamme des filières can-didates.Dans les deux cas, uranium et thorium, la condition impéra-tive est le recyclage* des matières fissiles. Pour l’uranium, laressource ultime est l’U 238, dont plus de la moitié de lamasse peut conduire à une fission. Un gramme d’uraniumnaturel équivaut alors à une tep*. L’utilisation du spectre rapideen recyclage U-Pu évite également la dégradation de la com-position isotopique du plutonium, au fil des recyclages.Le plutonium apparaît comme un catalyseur totalementengagé dans la boucle de recyclage, ce qui évite de consti-tuer un inventaire de matières sans emploi. L’inventaire totalprésent en pile et dans le cycle est très faible vis-à-vis des res-sources pratiquement illimitées qu’il permet d’exploiter.La solution asymptotique, pour un nucléaire durable, est doncle recyclage avec iso/surgénération et, pour le couple uranium-plutonium, le recyclage en spectre rapide. Il convient doncd’organiser le recyclage industriellement optimisé du pluto-nium et d’utiliser l’amorce que constitue l’U 235 pour assurerune fin de vie compétitive aux réacteurs à eau ordinaire, plu-tonigènes, de la Génération III et à d’éventuels RHT, et pourlancer un parc iso- ou sur-générateur, afin d’assurer la transi-tion vers une économie optimisée et responsable de l’U 238,intégrant la gestion des déchets.Les diverses contraintes de mise enœuvre d’un recyclage industriellementoptimisé du plutonium Certaines contraintes sont d’origineneutronique. D’une part, la petitessedes sections efficaces en spectrerapide (100 fois plus faibles qu’enspectre thermique) doit être compen-sée par une densité élevée de matièrefissile et par un flux neutronique impor-tant. D’autre part, le maintien d’unspectre rapide impose de minimiser lepouvoir de ralentissement des neu-trons, ainsi que les captures stériles, cequi conduit à des géométries de cœursassez resserrées. Il faut égalementréduire les fuites neutroniques et, pourcela, favoriser les cœurs de puissanceunitaire élevée.0,001,002,003,004,005,006,00 Pu239Pu241U233U235U2381,00E-041,00E-031,00E-021,00E-011,00E+001,00E+011,00E+021,00E+031,00E+041,00E+051,00E+061,00E+071,00E+08Fig. 97. Nombre de neutrons produits par neutron absorbé, en fonc-tion de l’énergie du neutron.Évolution du facteur Eta pour différents isotopesÉnergie en (eV)Facteur EtaMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 109110 Le RNR-G : pour fermer le cycle du combustible Par ailleurs, les contraintes sont également de nature techno-logique et technico-économique. Les taux de combustion éle-vés sont nécessaires à la valorisation des coûts de fabricationet de traitement du combustible. L’inventaire en plutonium(et / ou en U 235) nécessaire pour installer un gigawatt élec-trique de puissance nucléaire doit être minimisé, au moinsdurant la montée en puissance du parc de réacteurs à neu-trons rapides. Une telle minimisation suppose, à la fois, unepuissance spécifique élevée en réacteur et un temps de cyclehors réacteur court. Ces paramètres sont également favo-rables à des temps de doublement* de la matière fissilecourts, ainsi qu’à une dégradation minimale du plutonium pardécroissance du Pu 241 en Am 241 (demi-vie de 14,3 ans).En revanche, la puissance spécifique élevée, jointe à la forteconcentration de noyaux lourds dans le cœur nécessaire à unspectre dur, implique une puissance volumique élevée quijoue, par exemple, sur le dimensionnement des systèmes desauvegarde. En outre, un cycle du combustible hors réacteurcourt impose des contraintes fortes sur la conception desusines du cycle.Enfin, le flux rapide supérieur à 1 MeV entraîne des dom-mages d’irradiation sur les matériaux de cœur et les structuressous flux. Le niveau très élevé de fluence rapide, pour unequantité d’énergie produite donnée, constitue une contrainteimportante dans la conception du RNR-G.Finalement, concernant la stratégie de recyclage, plusieurscritères doivent être pris en compte et équilibrés. Il est préfé-rable, sur le plan de la neutronique, de la fabrication du com-bustible et de son cycle de vie en et hors réacteur, de recyclerle Pu avec une charge minimale d’Am et de Cm. Par ailleurs,il paraît intéressant d’éviter de remettre sous flux neutroniquedes matières qui contribuent à faire apparaître, même enquantités limitées, des actinides mineurs supérieurs.Cependant, la réduction de la radiotoxicité potentielle* desdéchets plaide en faveur de la transmutation* en réacteur del’Am. Celle-ci permet également d’envisager la production deverres allégés et la réduction de l’emprise du stockage desdéchets radioactifs à vie longue. La réflexion sur la résistanceà la prolifération peut suggérer de privilégier certaines optionsde regroupement des transuraniens.Par conséquent, deux options demeurent : un combustible« allégé » associant uranium et plutonium (et, éventuellement,neptunium), et un recyclage « intégral » des actinides. Laseconde est actuellement privilégiée, car elle conduit à réduirela quantité de déchets ultimes.Atouts et interrogations pour le RNR-G, considéré comme la « chaudière » moderne de lafermeture du cycle du combustibleLa solution asymptotique précédemment décrite trouve unepremière mise en œuvre possible dans une filière qui disposedéjà d’un retour d’expérience : celle des réacteurs à neutronsrapides refroidis au sodium, avec un combustible MOX (poten-tiellement carbure) sous forme d’aiguilles.Le RNR-G défini dans « Generation IV » a une double ambi-tion : combiner un haut rendement thermodynamique à tra-vers les hautes températures et un haut rendement neutro-nique garant d’une gestion économe des ressources (dansle cas du cycle uranium-plutonium), grâce au spectre rapide.À ce titre, il a pu être également qualifié de « réacteur à hautsrendements », constituant la seconde vague de RCGmodernes, au-delà du RHT. Il diffère en cela d’un concept telque l’EGCR, projet anglais de rapide à gaz de 1 400 MWe quiadopte des solutions plus conventionnelles pour le calopor-teur, le combustible, l’enceinte et les systèmes de sauvegarde,et qui sacrifie la recherche des hautes températures à celledu spectre rapide.Les atouts spécifiques du RNR-G proviennent de l’héritage etdu retour d’expérience des RCG du passé, de la dualité quipermet de nucléariser des technologies modernes perfor-mantes développées hors nucléaire, ainsi que de la transitionprogressive à partir d’un parc de RCG thermiques de typeRHT qui les précèderaient.Le double défi du spectre rapide et des hautes températures Afin de relever le double défi du spectre rapide et des hautestempératures, le RNR-G dispose d’atouts hérités desconcepts de RHT modernes. Il s’agit essentiellement de lacombinaison d’un caloporteur, l’hélium, transparent aux neu-trons (pas de capture, peu de diffusion, pas d’activation, mêmeà une pression de plusieurs dizaines de bars) et chimique-ment inerte, et d’un cœur réfractaire et mécaniquementrobuste, à combustible « froid » et confinant localement les PFà haute température. Cette combinaison permet de profiterd’un découplage entre la neutronique et la thermohydrauliqueet d’un découplage entre la thermomécanique et la chimie. Or,le dimensionnement des réacteurs nucléaires est déterminépar l’analyse des modes de défaillance intervenant dans lechamp des couplages entre neutronique, thermohydraulique,matériaux-mécanique et chimie.Le bénéfice des découplages, associés à un combustible per-formant, s’exprime aussi bien en fonctionnement normal qu’enfonctionnement accidentel.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 110111Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa section de passage de l’hélium dans le cœur peut êtreadaptée sans perturber fortement le spectre, les captures, lesfuites, cela au-delà d’un volume de cœur minimal. Jointe à lapossibilité d’accommoder des élévations de températureimportantes dans le cœur, cette propriété permet de réduire lapuissance de pompage en fonctionnement normal et de favo-riser la convection du gaz dans les situations d’évacuation dela puissance résiduelle.Garantir l’exclusion pratique d’accidents de recriticité* engen-drés par insertion d’une réactivité supérieure à la fraction deneutrons retardés* constitue un avantage significatif pour laconception d’une filière rapide où la sensibilité du cœur estaccrue, en particulier en raison du chargement dominé par leplutonium et conduisant à une fraction de neutrons retardésβeff* réduite, ainsi que du fait des temps de vie courts desneutrons prompts* en spectre rapide, de l’ordre de la micro-seconde. Or, le gain de réactivité induit par une dépressurisa-tion peut être limité par conception à une valeur inférieure auβ effectif.Le fait de disposer d’un caloporteur chimiquement inerte per-met de valoriser les qualités réfractaires et la robustesse méca-nique du cœur. En situation d’accident grave, une marge com-plémentaire de quelques centaines de degrés est assurée,au-delà de la limite du confinement des gaz de fission, avantune dégradation étendue du cœur conduisant à une perte dela géométrie empêchant son refroidissement à long terme oumenant à un effondrement du cœur susceptible d’entraîner undégagement important d’énergie dû à une recriticité.L’hélium ne s’active pas sous flux neutronique, est chimique-ment inerte et, s’il est pur, ne contribue ni à la corrosion ni àl’activation des structures. Cet avantage vérifié dans les RHT,combiné à la qualité de confinement de leur combustible, aconduit à un retour d’expérience très satisfaisant en termede doses. Un tel atout est particulièrement intéressant dansl’hypothèse de réacteurs fonctionnant en cycle direct sur desturbines à gaz.Il apparaît ainsi envisageable de mettre à profit les progrèsaccomplis par les centrales à combustibles fossiles qui ontobtenu, au cours des dernières décennies, avec des calopor-teurs industriels conventionnels (gaz et eau-vapeur ou eausupercritique), des gains remarquables, à la fois en rendementet en compétitivité. Le cas est particulièrement net pour lesturbines à gaz.Le RNR-G combine les hauts rendements thermodynamiqueet neutronique. Il s’inscrit ainsi dans une ligne technologiquemoderne et compétitive, capable de suivre les progrès duthermique fossile et, en particulier, du charbon, identifiécomme concurrent à long terme. Il assure au nucléaire undéveloppement durable en maximisant l’utilisation des res-sources d’uranium à travers le recyclage industriellement opti-misé du plutonium.Les problèmes spécifiques au RNR-G.Ces problèmes tiennent à la recherche simultanée des hautestempératures et des spectres rapides, et sont concentrés dansles domaines suivants : combustible et matériaux des struc-tures sous flux ; retraitement et fabrication économiques ducombustible ; évacuation de la puissance résiduelle en situa-tion accidentelle de dépressurisation. Ils peuvent être surmon-tés par la combinaison de l’innovation technologique et d’uneconception optimisée du réacteur.Un combustible de type pastilles en aiguilles gainées d’acier,avec de grands volumes d’expansion des gaz de fission horscœur, tel qu’il a été développé pour les réacteurs rapidesrefroidis au sodium, est adaptable à un cœur de RNR-G.Toutefois, il n’apporte pas le second ensemble de propriétésrecherchées, celui qui caractérise les combustibles microcon-finants, réfractaires et froids, mécaniquement robustes, telsque les combustibles à particules en matrice de graphite,éprouvés jusqu’à des taux de combustion très élevés enspectre thermique dans les RHT. En raison des dommagesliés à l’irradiation en spectre rapide, et à cause de la densitéde puissance recherchée, ces combustibles ne sont pas utili-sables tels quels dans les RNR-G. De plus, imposer la réten-tion des gaz de fission dans le volume même du cœur conduità un cœur dilué et rend plus difficile l’obtention d’un spectredur. Adapter le concept, modifier les matériaux, assurer unepossibilité de retraitement et de fabrication compétitifs, consti-tue un des plus grands défis à relever pour le RNR-G. Il en estde même pour les structures du cœur et, plus généralement,pour les structures sous flux.La nécessité d’évacuer la puissance résiduelle, au cours d’unaccident de dépressurisation avec perte de la convection for-cée nominale du gaz, contribue au dimensionnement des sys-tèmes de sauvegarde. La puissance spécifique élevée visantà minimiser l’inventaire de plutonium mobilisé pour installerune puissance donnée, combinée à une concentration élevéede noyaux fissiles visant à durcir le spectre, impose une puissance volumique située entre 50 et 100 MWth/m3.Corrélativement, l’inertie thermique du cœur et des structurescouplées thermiquement est réduite par rapport au RHT. Parconséquent, le RNR-G ne peut pas copier la solution mise enœuvre dans le RHT fondée, en premier lieu, sur l’inertie ther-mique. Il est nécessaire d’utiliser la convection du gaz, enmaintenant une pression de repli capable d’assurer une effi-cacité thermique minimale au caloporteur.Pour un cœur de puissance unitaire élevée, de puissancevolumique modérée comparable à celle des réacteurs à eauordinaire, l’augmentation de la fraction de section du cœurréservée au caloporteur influence peu la dureté du spectre etle bilan de réactivité. On peut donc concevoir un cœur« poreux », peu résistant hydrauliquement, tout en restantmécaniquement robuste. Un niveau satisfaisant de convectiondu gaz pour l’évacuation de la puissance résiduelle, compteMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 111112 Le RNR-G : pour fermer le cycle du combustible tenu des hautes températures admissibles en sortie du cœur,peut être assuré pour un cœur de puissance unitaire de l’ordredu gigawatt électrique avec une centaine de kilowatts de pom-page par les systèmes de sauvegarde, assistés par uneconvection naturelle capable de prendre le relais au bout deplusieurs heures.Les atouts hérités et importés Les atouts du RNR-G ont deux origines majeures D’une part, la généalogie de la filière RCG et son retour d’ex-périence sont importants (fig. 98). Au-delà des AGR, on ytrouve, en particulier, l’AVR (RHT à boulets) qui a fonctionnéune vingtaine d’années et atteint durablement des tempéra-tures de sortie du cœur de 950 °C. On y trouve également lesréacteurs du programme de propulsion nucléaire spatialeNERVA qui ont atteint des performances exceptionnelles entempérature de sortie de l’hydrogène, 2 500 °C, et en densitéde puissance, 4 000 MW/m3, car ils étaient exemptés descontraintes industrielles de coût, de durée de vie et de sûreté.Le plus puissant réacteur de la série avait une puissance totalede 4,3 GWth, égale à celle du réacteur EPR.Fig. 98. La généalogie des réacteurs à caloporteur gaz.RTHT : 300 MWe1 000 °C, 7 kW/lRNR-G100 kW/l1 000 °C1 200 MWeTHTR,AVR (950 °C)2kW/lUNGG1 kW/l, 480 MWe400 °CNERVA 4.3 GWth2 500 °C, 4 000 kW/lD’autre part, des progrès en science et technologie ont étéréalisés sur les matériaux à haute température et fluence éle-vée, et sur la mécanique à haute température. Finalement, auniveau du système, les bénéfices de la dualité permettent deprofiter des technologies à haute température, en particulierpour les turbines à gaz.Jean-Baptiste THOMAS,Direction de la simulation et des outils expérimentauxMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 112113Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa transition à partir du parc de réacteurs à eau, les voies de pénétration des réacteurs rapides à gazLa transition d’un parc mondial de réacteurs à eau ordinairefournissant 90 % de l’énergie électronucléaire vers un parcconstitué de RNR-G assurant la fermeture optimisée du cycledu combustible pourrait s’opérer selon trois options distinctes,en fonction du calendrier des besoins en énergie et de l’évo-lution du marché des matières premières.La première option, technologiquement prudente, permettraitde développer des RNR–G à moyenne température sur labase des connaissances et du retour d’expérience acquis surles AGR, les réacteurs UNGG, sur les prototypes du passé(Allemagne, USA, Japon), ainsi que sur les RNR refroidis ausodium (cœur, fabrication et retraitement). Les progrès en gainde régénération seraient alors jugés prioritaires vis-à-vis deshautes températures.La deuxième option consisterait à transposer directement auspectre rapide les atouts des RHT en y associant le recyclagecompétitif du combustible. C’est la voie suivie dans« Generation IV ».Enfin, une approche plus progressive en terme d’évolutiontechnologie pourrait être suivie à partir du RTHT. Cette troi-sième option consiste en une évolution adaptative du RTHTvers les hauts taux de conversion, sans renoncer aux hautestempératures. Si le RTHT pénétrait largement le marché, à par-tir de 2030, par exemple, il devrait affronter, avant la fin de savie, un renchérissement du coût de l’uranium naturel induisantle besoin général d’augmentation du facteur de conversion*,donc la marche vers un spectre durci en cycle U-Pu. Le RTHTdisposerait alors de deux atouts :• Le tremplin d’une filière compétitive en spectre thermique,éprouvée et flexible, disposant d’un potentiel élevé d’adapta-tion aux critères d’un développement durable ;• le découplage entre la fonction caloporteur et le ralentisse-ment des neutrons, caractéristique des RCG, permettant d’at-teindre un facteur de conversion supérieur à 0,8.Tout en accumulant des retours d’expérience sur des systèmesnucléaires précurseurs (réacteurs à neutrons lents et usines),cette approche permettrait de pratiquer le « grand recyclage »caractérisé par le maintien, voire l’accroissement, de l’inven-taire et la préservation de la qualité du plutonium, ainsi que parla production d’une part majoritaire de l’énergie à partir desmatières nucléaires recyclées.Une condition préalable à l’émergence du RNR-G est la dispo-nibilité d’un système (réacteur et cycle) RHT compétitif. LesRHT et RTHT, sans doute adaptés et optimisés, doivent être enmesure de fournir cette base. L’évolution ultérieure, marquéepar le renchérissement progressif des ressources, doit orien-ter et nourrir les développements conduisant au recyclage età l’iso/surgénération, en spectre rapide pour le cycle uranium-plutonium.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 113Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 114115Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazConception et comportement du cœur du RNR-GConception du cœur RNR-G En visant un haut rendement au travers d’une température del’hélium en sortie du cœur de 850 °C, le cahier des charges duRNR-G est sélectif vis-à-vis des matériaux de combustible etde structure, et nécessite des choix de concept en rupture parrapport aux solutions connues.On anticipe, à l’image des combustibles au Pu, un combus-tible de RNR-G vraisemblablement coûteux à produire, d’oùl’objectif d’extraire un maximum d’énergie à partir d’un mini-mum de combustible, à l’aide d’une forte puissance volumique.Il existe un autre argument d’ordre économique à cette moti-vation. L’encombrement du cœur impacte le coût de la chau-dière par le diamètre et la hauteur de cuve, notamment. À l’in-verse, on conçoit aisément qu’une telle démarche a seslimites, les échanges de chaleur dans le cœur devant restercompatibles avec les contraintes d’utilisation des matériaux(gainage, combustible…). Compte tenu du défi que représenteun réacteur à haute température, on vise, pour le RNR-G, unedensité de puissance comparable à celle des cœurs de REP,de l’ordre de 100 MW/m3.L’objectif, en termes de conversion d’uranium en plutonium,est particulièrement ambitieux : l’isogénération* – objectif quipourrait apparaître comme modeste – mais qui est à resituerdans le contexte où l’on s’impose, par ailleurs, de ne pas uti-liser de couvertures fertiles (le cœur de Superphénix, conçupour la surgénération, affichait un taux de conversion interneau cœur de 0,84 et pouvait atteindre 1,24 avec les couverturesfertiles [1]. Le RNR-G s’inscrit, en effet, dans une perspectivede cycle innovant, non proliférant, évitant la séparation U/Pu,alimenté par le seul apport d’uranium naturel ou appauvri etrecyclant les actinides mineurs Np, Am, Cmavec le Pu, c’est-à-dire un cycle bien adaptéaux opérations de retraitement et de refabri-cation du combustible, mais qui ne serait pasapplicable à une importante charge de cou-vertures comme celle utilisée pourSuperphénix.L’isogénération oriente la conception du cœurparce qu’elle requiert un combustible peuenrichi pour un RNR, soit un ratio Pu / (U+Pu)compris entre 15 et 20 %, pour un plutoniumde qualité moyenne issu de combustible uséen provenance des REP. Cette spécificationécarte, en particulier, l’utilisation en quantitésignificative de matériaux trop absorbants comme les métauxréfractaires Nb, Mo ou W. Elle oriente vers un combustible trèsdense, comme les céramiques carbure ou nitrure, de préfé-rence à l’oxyde. Enfin, elle est facilitée par le choix d’un réac-teur de grande puissance unitaire.Au stade des études exploratoires, les recherches du CEA ontpermis de définir un ensemble cohérent d’options de concep-tion. On imagine ainsi un cœur de grande puissance, délivrant2 400 MW thermique (soit environ 1 200 MWe), se présentantsous la forme d’un cylindre aplati de hauteur H = 1,6 m et dediamètre F = 4,5 m. La zone combustible serait entourée d’unréflecteur de neutrons. La durée de vie d’un tel cœur serait decinq à dix ans, suivant le taux de combustion visé. Il seraitconstitué d’assemblages de section hexagonale, conçus pourrépondre aux exigences d’intégrité mécanique sur le cœur enfonctionnement. Le cœur est suffisamment poreux pour per-mettre le passage du caloporteur primaire avec une perte decharge qui reste modérée (débit ascendant, perte de chargeinférieure à 0,5 bar), donc une fraction volumique du gaz rap-portée au volume total du cœur de l’ordre de 40 à 50 %. Auplan neutronique, il est impératif que la fraction volumique ducombustible reste élevée, entre 20 et 25 % du volume ducœur, cela afin d’assurer la concentration en Pu nécessaire àla criticité, tout en maximisant la concentration en U. En effet,plus le ratio Pu / (U+Pu) sera faible, plus le facteur de conver-sion* sera grand.La figure 99 donne une description schématique de l’assem-blage, dans une configuration où l’élément combustible se pré-sente sous la forme d’une plaque plane. La variante avec unélément combustible de type crayon est également étudiée.La figure 100 présente le plan de chargement du cœur.La plaque combustible L’assemblage de plaques combustiblesFig. 99. Vue schématique de l’assemblage RNR-G avec un combus-tible en forme de plaque.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 115116 Conception et comportement du cœur du RNR-Gfet en réactivité correspondant. Dans le cas du RNR-G, l’ef-fet peut être très légèrement positif : les premiers calculs detransitoires montrent que l’effet global est faible, dans lamesure où la dépressurisation s’accompagne d’un échauffe-ment du combustible qui active, par ailleurs, l’« effetDoppler » ;• les dilatations thermiques des structures ou du combustibleconduisent à une variation du volume apparent du cœur.L’effet en réactivité associé est significatif pour un réacteur àneutrons rapides. Il s’agit d’effets stabilisants mais qui agis-sent avec une constante de temps longue : la dilatationradiale est fonction de la dilatation de la structure supportantle cœur ; la dilatation axiale est pilotée par la dilatation ducombustible ou de la gaine.Finalement, et quel que soit l’initiateur, un ensemble de contre-réactions thermiques assurent le couplage entre neutroniqueet thermique. Sous l’effet d’une perturbation, le cœur rejointun nouvel état d’équilibre et une réactivité nulle, pour autantque les moyens d’évacuation de la puissance s’accommodentde ce point de fonctionnement. Ces effets stabilisants condi-tionnent très directement le pilotage et la sûreté des réacteurs.Ils existent dans tous les types de réacteurs nucléaires, avecdes nuances ; l’« effet Doppler », par exemple, est de plusgrande ampleur dans les réacteurs à neutrons lents. Letableau ci-après fournit le niveau de ces effets pour le RNR-G,comparé au RNR-Na.Effets en réactivité d’un RNR-G et d’un RNR-NaRNR-G RNR-Naβeff 350 pcm 350 pcmDoppler -1 000 à -1 500 pcm -700 à -900 pcmVidange < 350 pcm <1 500 pcmDans le cas du RNR-G, l’utilisation de céramiques plutôt quede l’acier, pour les structures en cœur, permet d’accentuerl’« effet Doppler », en raison d’un spectre neutronique légère-ment moins rapide. Disposer de marges thermiques impor-tantes, les combiner à de forts effets de contre-réactions per-met de relâcher les exigences en termes de délai de réactiondes systèmes de protection et de conférer au système uncaractère de robustesse, face à des transitoires non immédia-tement protégés par l’arrêt d’urgence. Sur ces principes, leprototype de petite puissance Rapsodie (RNR-Na), doté decapacités de convection naturelle et de forts effets de contre-réaction, a subi en son temps et avec succès un test démons-tratif d’arrêt des pompes primaires, sans chute des barres decommande.Au plan de la neutronique, le pilotage d’un RNR-G sera faci-lité par l’absence d’« effet Xénon* » et par une faible sensibi-lité de la nappe de puissance* à d’éventuels effets locaux.Également, la faible variation de réactivité en cours de cycled’un cœur isogénérateur* peut être compensée par le sys-tème des barres de commande ; la faible insertion minimiseles risques associés à une remontée intempestive de barre.Fig. 100. Plan de chargement du cœur RNR-G 2 400 MWth.Combustible de cœur interne (207)Combustible de cœur externe (180)Barre de commande (6+18)Système d’arrêt complémentaire (9)Assemblage inerteRCG 2 400 MWth Combustible à plaques sur modèle EFRContre-réactions thermiques et sûreté du réacteurDans un réacteur nucléaire en régime stationnaire, la produc-tion de neutrons équilibre très exactement les disparitions. Laréactivité du cœur permet de traduire un éventuel écart àl’équilibre : une réactivité* positive conduira à une augmenta-tion de puissance et, inversement, une réactivité négativeconduira à une diminution de puissance. La conséquence, auplan des échanges thermiques, sera une hausse / baisse destempératures du cœur, plus ou moins marquée suivant laréactivité en jeu et l’inertie thermique du cœur. Détaillons lecouplage entre neutronique et thermique :• « Effet Doppler » : la température influe sur le mouvementvibrationnel des noyaux, ce qui a pour effet d’élargir leursrésonnances d’absorption neutronique ; ce phénomènenommé « effet Doppler » met en jeu les différents noyaux etréactions nucléaires (fissions, captures…). En pratique, il estdominé par la capture de U 238, de sorte qu’à une augmen-tation de température du combustible correspond une aug-mentation des captures par U 238 et, par conséquent, unebaisse de réactivité. L’« effet Doppler » est donc stabilisant,piloté par la température du combustible et à effet immédiat ;• Effet de vidange : les conditions de température et de pres-sion dans le cœur déterminent la densité du caloporteur, quielle-même conditionne la neutronique (effet de spectre etfuites). Pour un réacteur en pression, le risque d’une dépres-surisation brutale justifie de porter une attention accrue à l’ef-Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 116122 La sûreté du RNR-G Systèmes de sauvegardeLes systèmes de sauvegarde proposés doivent respecter lesobjectifs techniques de sûreté d’un réacteur nucléaire. Pourchacun d’eux, on indique le principe des solutions retenuesau stade actuel.Pour la maîtrise du confinement, on applique le principe destrois barrières : enrobage ou gainage au niveau du combus-tible, cuves et circuit primaire, enceinte de confinement.L’adoption d’une enceinte rapprochée pour assurer la pres-sion de repli constitue une quatrième barrière qui offre, sur ceposte, des garanties potentielles supplémentaires.Les dispositions adoptées pour maîtriser la réactivité concer-nent une conception des assemblages garantissant la stabi-lité géométrique du cœur en puissance, un combustible offrantun comportement naturel favorable avec des contre-réactionsneutroniques stabilisantes et, enfin, deux systèmes de barresde commande diversifiés et redondants agissant selon unprincipe de chute gravitaire.Pour maîtriser l’évacuation de la chaleur, on utilise deux sys-tèmes d’évacuation de la puissance résiduelle indépendantset individuellement redondants, dont l’un passif, opérant parconvection naturelle et utilisant une enceinte rapprochée, encas de grosse brèche du circuit primaire, et l’autre actif, utili-sant des soufflantes capables de maintenir un débit de gazminimal à travers le cœur (fig. 104).Enfin, pour maîtriser les réactions chimiques, on peut envisa-ger l’inertage de l’enceinte rapprochée en fonctionnement, cequi évite d’avoir à gérer l’oxydation des structures liée à uneentrée d’air, en cas de grosse brèche sur le circuit.L’accident de dépressurisationLa gamme technologique gaz présente une grande sensibi-lité de principe aux fuites possibles du caloporteur. Un gaz a,en effet, plus de facilité à fuir qu’un liquide, et sa forte pres-sion et sa haute température sont des éléments favorisant l’ap-parition de points de fuite (fissuration des structures de confi-nement, voire rupture de tuyauteries). En cas de fuiteimportante du gaz, la chaleur produite dans le cœur doit êtreévacuée avant que des températures inadmissibles soientatteintes. Pour évaluer la capacité d’un concept donné deréacteur capable de réaliser cette fonction de sûreté, on étu-die tout d’abord son comportement, suite à un initiateur consi-déré comme majorant la plupart des incidents et accidents liésà la perte du caloporteur. Il s’agit de la dépressurisation rapideprovenant d’une grosse brèche sur le circuit.Fig. 104. Schéma de RNR-G avec ses systèmes de sauvegarde.Enceinte de confinementÉvacuation de vapeurArrivée d’eauRéservoird’eauRéservoird’eauRéservoird’eauEnceinte de confinementrapproché Système derefroidissementd’urgenceSystème derefroidissementauxiliaireCœurSystème derefroidissementprincipal Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 122117Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazAperçu des recherches relatives au cœur du RNR-GLes études préliminaires de conception constituent un voletamont tout à fait essentiel du programme de recherche menéau CEA sur le RNR-G. Par nature multidisciplinaires (neu-tronique, thermohydraulique, mécanique, sûreté…), ellespermettent d’orienter la R&D et de confirmer les potentialitésdu système. Spécifiquement pour les études de cœur, on aprocédé en trois étapes successives.Les études exploratoiresL’objectif était alors de vérifier l’existence de solutions au tra-vers de premières études paramétriques – les paramètresexplorés étaient la géométrie et la composition du cœur, maisaussi la nature du combustible. On a pu confirmer que lesobjectifs assignés au cœur RNR-G pouvaient être atteints ; onen a tiré des enseignements pour la suite des études, en par-ticulier une pré-sélection de matériaux et de concepts decombustible.Également, l’étude a mis en exergue l’importance du para-mètre « puissance volumique du cœur ». Une faible puissancevolumique facilite le refroidissement du combustible, mais, acontrario, pénalise l’inventaire en plutonium et l’économie dusystème ; il a donc été décidé de privilégier une valeur élevée,pour autant que l’on puisse justifier de la faisabilité du com-bustible et de son refroidissement en toutes circonstances.La plage allant de 50 à 100 MW / m3 a été choisie pour êtreétudiée plus avant.L’étude de faisabilitéElle consiste en une analyse des paramètres de conceptionneutronique et thermohydraulique du cœur. Une difficulté estle grand nombre des paramètres (>10) mis en jeu. On a donccherché à rationaliser l’approche de conception. La méthodo-logie est présentée ci-après, avec un exemple d’application.Dans la conception neutronique, l’objectif dimensionnant estla recherche de l’isogénération. Le choix a priori de la puis-sance unitaire et de la puissance volumique détermine levolume de cœur ; à volume de cœur donné, le choix du rap-port hauteur sur diamètre du cœur (H/D) a un impact sur leniveau des fuites dans le bilan neutronique et constitue unparamètre d’ajustement pour l’obtention de l’isogénération(réduire les fuites a pour conséquence de faciliter la conver-sion de l’uranium, toutes choses égales, par ailleurs).Dans le même temps, le bilan neutronique est concerné aupremier chef par la composition du cœur, à savoir les fractionsvolumiques de combustible, matériaux de structure et gaz.Pour un volume de cœur donné, une fraction volumique decombustible donnée (et donc de gaz, la fraction volumique destructure sera considérée comme invariante), il existe un rap-port (H / D) au-dessous duquel l’isogénération ne peut plusêtre atteinte. En réalisant une série de calculs neutroniquesde cœur (à l’aide du logiciel Eranos), on peut construire lacourbe des valeurs (H / D) minimum admissibles en fonctionde la fraction de gaz (z).Parallèlement, on postule des critères de découplage pourprogresser dans le volet thermohydraulique de l’étude :• Température maximale du combustible au nominal et ensituation accidentelle (découplage par rapport aux étudesfines de conception/dimensionnement de l’élément combus-tible) ; on choisit 1 200 et 1 600 °C respectivement ;• perte de charge (découplage par rapport à la conception desmoyens de sauvegarde et d’évacuation de puissance) ; onchoisit 0,5 bar.Quel que soit le concept, pour un cœur donné, on cherche àminimiser la perte de charge du cœur, et on choisit pour celale plus grand diamètre hydraulique compatible avec le critèrede température maximale du combustible. Pour un diamètrehydraulique donné, l’augmentation du rapport (H / D) se tra-duit par une augmentation de la perte de charge du cœur(diminution de la section de passage, accroissement desvitesses et de la longueur frottante). On conçoit qu’il existe unevaleur de (H / D) maximale compatible avec le critère de pertede charge prédéterminé. L’outil logiciel Copernic a été déve-loppé pour automatiser la réalisation de ces recherches d’op-timum. On a pu ainsi construire la courbe des valeurs (H / D)maximales admissibles en fonction de la fraction de gaz.Première sélection de concepts et de matériauxConcept de combustible Bloc ou Faisceau de plaques Faisceau d’aiguilles Lit de particulesMatériau du combustible CerCer (U,Pu)C, et comme solution Idem bloc ou plaqueRéf. (U,Pu)C - alternative (U,Pu)N - de repli (U,Pu)O2et matrice SiC (+étude sur ZrC et TiC),Autre possibilité (U,Pu)N et matrice TiN (+ étude sur ZrN)Matériau de structure Identique à la matrice SiC SiC(gaine, boîtier d’assemblage)Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 117118 Conception et comportement du cœur du RNR-GLa juxtaposition des deux limites neutronique et thermohy-draulique dans un même graphe (H / D) vs (fraction de gaz)définit un domaine de faisabilité (domaine qui peut éventuel-lement être inexistant suivant les données initiales de puis-sance, puissance volumique et composition). La figure 101illustre l’exemple d’un cœur de 2 400 MWth utilisant un com-bustible CERCER à phase fissile UPuC dispersé dans unematrice SiC. À gauche, la puissance volumique est choisie à56 MW/m3 ; le domaine de faisabilité est très étendu ; à droite,la puissance volumique est choisie à 100 MW/m3 ; les courbes(H/D) minimum et (H/D) maximum sont affleurantes ; enadmettant de pouvoir relever la limitation de perte de charge(0.6 bar), les courbes se croisent, le domaine se réduit àquelques points, correspondants au(x) seul(s) cœur(s) pos-sible(s).Au terme de cette étude, on a progressé dans la conceptiondes cœurs RNR-G : outre une meilleure compréhension desenjeux, on dispose d’un panorama global des configurationsd’intérêt, ce qui permet d’orienter la R&D future.L’étude de remontage et la caractérisationLes choix de conception du cœur et du combustible ont étéresserrés autour de quelques configurations d’intérêt. Desétudes d’approfondissement sur le combustible (thermomé-canique) ou le réacteur (sûreté) peuvent être menées.L’étape de remontage vise à faire évoluer le concept, afin d’in-tégrer les enseignements venant de ces études connexes. Parexemple, l’utilisation de composites SiC / SiC fibré est limitéeà des épaisseurs de structure supérieures à 1 mm. Partantd’un premier design formulé au début de l’année 2004, ledesign du cœur a évolué pour prendre en compte cette limi-tation et d’autres (voir tableau ci-après).Cœur RNR-G à combustible plaque (été 2004)RNR-G 2400 MWthPuissance (MW) 2 400Puissance volumique (MW/m3) 100Temp. hélium entrée/sortie (°C) 480 / 850Type de combustible CERCER nid d’abeille(U,Pu)C56%vol. + (SiC+jeux)44%vol.Technologie de l’assemblage Plaque dans boîtier hexagonalstructures SiC/SiCfibré Épaisseur de la plaque (mm) 7,00T max. paroi/combustible T (°C) 1 075*/1 210*Perte de charge cœur (bar) 0,6*Teneur Pu/U+Pu (%) 15,2BUmoyen / max (at%) 10,1 / 14,7Dosemax (dpa SiC) 163« Effet Doppler » (pcm) - 1 175Effet de dépressurisation He (pcm) + 253*Calcul effectué avec le code Copernic.56 MW/m3 ∆P=0.5 bar 100 MW/m3 ∆P=0.5, 0.7, 0.8 bar00,100,200,300,400,500,600,700,800,901,001,101,201,301,401,5025 30 35 40 45 50 5500,100,200,300,400,500,600,700,800,901,001,101,201,301,401,5025 30 35 40 45 50 55 60 65Fig. 101. Domaine de faisabilité du cœur RNR-G de 2 400 MWth.Combustible CERCER 50/50 (U, Pu)C-SiC Bloc CerCer (U, Pu)C-SiC 50% vol.∆P tot = -0,5 bar % & Pvol moyenne cœur = 56 MW.m3Pth = 2 400 MW & Pvol. moyenne cœur = 56 MW.m3TCFmax = 10 at. %Bloc « Monolithique » (U, Pu)C-SiC 50% vol.Tmaxcomb « irradié » = 1 200 °CGRG 0Pth = 2 400 MW & Pvol. moyenne cœur = 100 MW.m3TCFmax = 10 at. %Hcœur/DcœurlimiteHfissile/DcœurlimiteHcœur/Dcœur MAX. pourla thermoaérauliqueHcœur/Dcœur MIN.pour la neutroniqueHfissile/Dcœur MIN.pour la neutroniqueHfissile/Dcœur MAX.pour la thermoaéraulique∆P tot = -0,8 barHfissile/Dcœur MAX. pour la thermoaéraulique∆P tot = -0,7 barHfissile/Dcœur MAX.pour la thermoaéraulique∆P tot = -0,5 bar% vol. cœur Gaz % vol. cœur GazZ ZMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 118119Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazPar ce qu’elle met en œuvre des processus complexes (pro-priétés de matériaux, sûreté, chaînage complexe de calcul),cette phase de remontage s’étalera dans le temps, en cohé-rence avec le planning de développement du concept.L’étude de caractérisation consiste à établir la fiche signalé-tique du cœur étudié. Il s’agit de réaliser des études supplé-mentaires sur des points jugés importants pour la faisabilitédu RNR-G. Vis-à-vis du cycle du combustible, on a, parexemple, réalisé pour le cœur précité la simulation du multire-cyclage du combustible (irradiation, refroidissement, retraite-ment-fabrication, nouvelle irradiation, etc.). La composition ducombustible évolue puis se stabilise. On vérifie qu’à l’équilibre,le cycle peut être entretenu avec le seul apport d’uraniumnaturel (isogénération). Les caractéristiques du cœur (réacti-vité de début de cycle, « effet Doppler », dépressurisationhélium) sont également différentes du calcul lors du 1er cycle ;on vérifie que ces nouvelles caractéristiques ne posent pasde problème particulier.Concernant les caractéristiques de sûreté, des calculs prélimi-naires ont fait apparaître un effet limité pour l’entrée d’eau sousforme de vapeur, l’effet étant même négatif pour la concentra-tion attendue. Les calculs de sûreté devront être complétés etaffinés par itérations, au fur et à mesure de l’avancement dela conception du cœur.En cohérence avec les études équivalentes de conception ducombustible et du réacteur, l’étude du cœur vise à produire, àl’échéance 2007, un dossier préliminaire concernant la faisa-bilité du RNR-G.La qualification des outils et donnéesDes besoins spécifiques de qualification des méthodologieset des données apparaîtront pour réaliser le réacteur de petitepuissance REDT*. Les outils expérimentaux nécessaires àces qualifications sont identifiés, et les programmes d’essaiscorrespondants ont été esquissés ; on peut citer le programmeENIGMA dans la maquette critique MASURCA (fig. 102)visant à maîtriser la neutronique des cœurs (incidences desstructures en céramique, du réflecteur lourd, effet de fuites,dépressurisation hélium…) et finalement à justifier les incerti-tudes associées aux différents paramètres du cœur ; parallè-lement, on prévoit de mettre en service de nouveaux outilsexpérimentaux en thermohydraulique (bancs d’essais analy-tiques en air, puis en hélium) dont l’objectif sera d’accompa-gner la conception par des vérifications expérimentales, puisde qualifier les corrélations d’échanges thermiques ou deperte de charge et, enfin, de tester en hélium et dans sa géo-métrie définitive une maquette de l’assemblage de REDT.Fig. 102. Maquette critique MASURCA à Cadarache.Références[1] J. BUSSAC, P. REUSS, Traité de neutronique, éditions Hermann.Jean-Claude GARNIER,Département d’études des réacteursMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 119Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 120121Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLa sûreté du RNR-G Approche de sûreté Les objectifs techniques que l’on vise pour le RNR-G, commepour les autres systèmes sélectionnés par « Generation IV »,sont globalement cohérents avec ceux indiqués par l’autoritéde sûreté française [1] :• Maîtrise des réactions nucléaires et chimiques ;• maîtrise de l’évacuation de l’énergie produite ;• maîtrise du confinement des produits dangereux ;• maîtrise de la protection du personnel ;• maîtrise des effluents et des déchets, assurant la protectiondes populations et de l’environnement.Ces objectifs fonctionnels sont complétés par des objectifs àcaractère probabiliste. À titre indicatif, on retient une probabi-lité globale (initiateurs internes et externes) de dégradation ducœur, assortie d’un relâchement significatif de produits de fis-sion, de l’ordre de 10-5 / réacteur / an et une probabilité de relâ-chement significatif à l’extérieur de la dernière barrière del’ordre de 10-6 / réacteur/an. Le seul but de ces chiffres est d’ai-der le concepteur à sélectionner de manière pertinente lenombre de redondances fonctionnelles qu’il y a lieu de mettreen œuvre pour la réalisation des fonctions ci-dessus.La liste des initiateurs d’accidents se rapportant à un projet denouveau réacteur dépend du degré de détail auquel on estarrivé dans la conception du réacteur et d’une compréhensionintuitive des scénarios qui vont en résulter. Les initiateurs seclassent eux-mêmes selon leur fréquence d’occurrence quiest, par ailleurs, peu facile à déterminer pour des projets deréacteurs sans retour d’expérience. On en propose ci-après(fig. 103) une première liste non exhaustive, mais en rapportavec l’évacuation de puissance résiduelle. Il s’agit des grandsinitiateurs qui conduisent à une élévation anormale de la tem-pérature du combustible.On retrouve, par exemple, en septième position la fuite de gazqui entraîne une dépressurisation. Le scénario de cet accidentsera développé par la suite, à titre d’exemple.Fig. 103. Arbre simplifié des événements qui conduisent à une élévation anormale de la température du combustible.Réduction de lachaleur évacuéedu cœurInsertion de réactivitéAugmentation de la températurecombustibleAugmentation depuissance cœurRéduction du débit derefroidissementdans le cœurAugmentation de la tempé-rature d’entrée du caloporteurEntrée d’eauRetrait de barrede contrôleDiminutionde la densitéde l’héliumRéductiondu débit decaloporteurContournementdu cœurRupture de tubeéchangeurAugmentationde latempératured’entrée ducaloporteurDiminution de lapression d’entréedu caloporteurArrêt du débitd’héliumDiminution de la vitesse de la turbineOuvertureintempestive de la vanne decontournementDiminution de l’évacuationde puissance par le circuitsecondaireDysfonctionne-ment du contrôlede puissance du cœurDiminution du débit du circuitsecondaireAugmentation de la températured’entrée du circuitsecondaireOuverture intempestive de la soupape de décharge du circuit primaireFuite ducaloporteurprimaireBlocage de la turbinePerte d’aubes de la turbineDysfonctionne-ment du contrôlede température du cœurErreur humaineMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 121Sur les RHT modulaires, dont le GT-MHR ou le PBMR sontdes exemples, les solutions de conception destinées à limiterles conséquences de l’accident consistent, d’une part, à utili-ser une faible puissance unitaire qui limite le volume du cœuret une faible puissance volumique qui dilue le combustible, et,d’autre part, à compenser la perte de capacité calorifique dugaz par l’inertie thermique d’un grand volume de graphite quisert, par ailleurs, de modérateur.Sur les RNR-G ou les RHT de grande puissance unitaire, lessolutions consistaient, dans le passé, à utiliser une cuve enbéton afin de limiter la taille des brèches, d’une part, et, d’autrepart, à utiliser un gaz lourd, généralement le gaz carbonique,mais à moyenne température.Pour les RNR-G du futur, le spectre rapide entraîne l’élimina-tion du graphite du cœur et une augmentation significative dela puissance volumique. Enfin, la recherche d’unhaut rendement nécessite la haute températured’un gaz inerte. Leur conception passe alors parde nouvelles solutions pour limiter les consé-quences d’une dépressurisation rapide.Scénario de dépressurisation rapideUne grosse brèche induit une dépressurisationrapide du circuit, typiquement en 5 à 40secondes, jusqu’à une pression de repli impo-sée dans une enceinte rapprochée externeétanche. Les barres chutent et le cœur passeen puissance résiduelle.La puissance fournie par le cœur, en fonctiondu temps, suit approximativement la courbeP/PN = 0,15*t-0,28, où PN est la puissance thermique nominaledu réacteur (voir tableau ci-après).Puissance résiduelle relative à la puissance nominale en fonction du temps, après l’arrêt du réacteurTemps 1mn 2mn 4mn 10mn 20mn 1h 4hP/PN 5% 4% 3% 2,5% 2% 1,5% 1%Dans le même temps, le gaz évacue sa chaleur en convec-tion naturelle ou forcée, via un échangeur gaz/gaz ou gaz/eausitué en partie haute de la cuve. La transition entre le régimenominal de circulation du caloporteur et le nouveau régime deconvection à la pression de repli se fait dans un temps trèscourt.On cherche à savoir si la convection naturelle du gaz suffit àévacuer la puissance fournie par le cœur, et à dimensionnerles systèmes de secours. Les critères à respecter sont mul-tiples. Avec un refroidissement sans intervention pendant lespremiers instants (typiquement 30 mn) et un refroidissementassuré à moyen terme (quelques jours), sans mise en œuvre123Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaz12963,5 2,52317,51263,7528,5231812,58,75864,52,5 1,5051015202530N2ArHeCO2 Fig. 105. Pression de repli nécessaire à l’évacuation de la puissancerésiduelle par convection naturelle du gaz, en fonction de la naturedu gaz injecté. La quantité P/Pn en abscisse est le rapport entre lapuissance résiduelle à évacuer et la puissance nominale du réacteur.Le point vert sur chaque courbe correspond à la pression atteintedans l’enceinte de repli, après injection de 50 m3 de gaz.Pression de repliH = 15 m 100 MW/m3 Tmax Comb = 1 600 °CApproche stationnaireFin capacitéd’injection50 m3 60 °C(bar)(P/Pn)5,0 %2 mn 4 mn 20 mn 4 h 2 j 12 j4,0 % 3,0 % 2,0 % 1,0 % 0,0 %Les valeurs obtenues en fonction du gaz et du niveau de puis-sance à évacuer sont données dans la fig. 105, pour une puis-sance volumique du cœur de 103 MW/m3.Pour l’hélium seul, une pression de repli de 1,5 à 2,5 MPa estnécessaire dans les premières minutes. L’argon ne fait pasgagner grand chose. En revanche, l’azote et le gaz carboniqueréduisent cette pression à des valeurs inférieures à 1,0 MPa.Capacité de la convection naturelleLes mêmes calculs permettent de fixer les ordres de grandeurde la capacité de la convection naturelle à évacuer la puis-sance résiduelle du cœur. Cette capacité dépend de nom-de moyens lourds externes, la température maximale de com-bustible en transitoire ne doit pas dépasser 1 600 °C à1 800 °C ; la température maximale sur les structures externesau cœur ne doit pas dépasser environ 1 200 °C, sur une duréelimitée.Pression de repliLes calculs de thermohydraulique du cœur effectués au CEA,à l’aide du code CATHARE, montrent que la pression de replidoit être située dans la gamme des 0,7 à 2,5 MPa, selon lescritères retenus et le gaz utilisé, si on veut que la convectionnaturelle suffise à évacuer la puissance résiduelle.L’établissement d’une telle pression nécessite donc uneenceinte étanche dite « rapprochée », permettant de confinerle gaz qui a fui.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 123124 La sûreté du RNR-G Des ébauches de circuits ont été utilisées pour évaluer lesgrandes caractéristiques de tels composants : dimensionsdu circuit, volume des échangeurs de chaleur, températuremoyenne en transitoire. On retiendra finalement les pointssuivants :• L’échangeur de chaleur gaz/gaz en convection naturelle estle composant à développer pour mettre au point un circuitd’évacuation par convection naturelle ;• des clapets seront nécessaires pour isoler ces circuits enfonctionnement normal ;• une source froide est nécessaire à l’extrémité du circuit,bâche à eau ou tour de réfrigération.En conclusion, les systèmes passifs suffiraient donc pour éva-cuer la puissance résiduelle, à condition de savoir maintenirune pression de repli suffisante. Cela ne sera possible quegrâce à une enceinte « renforcée » autour du réacteur. Le coûtimportant d’une telle enceinte conduit à envisager des sys-tèmes actifs d’évacuation de la puissance.Les systèmes actifsLa convection forcée suppose que des systèmes actifs sontopérationnels. Un système actif d’évacuation de la puissancerésiduelle est, en général, composé du fluide caloporteur, l’hé-lium par défaut, d’un circulateur et d’une source d’évacuationde la chaleur. Pour peu qu’on dispose d’une source froide surle circuit du gaz, un débit de 3 % du débit nominal, pour unepression atmosphérique (0,1 MPa), permet de refroidir lecœur.Un tel débit peut être obtenu avecune puissance de soufflage de 150 kWe/GWth environ. Pour unepression de repli de 0,2 MPa, la puis-sance de soufflage nécessaire estde 75 kWe/GWth d’installation avecun cœur à faibles pertes (quelquesdizaines de kilos-Pascal). Sous 0,5 MPa cette puissance tombe à 17 kWe/GWth. Ces puissances sontfaibles et permettent d’utiliser dessystèmes de soufflage diversifiés,avec des alimentations électriquesautonomes.Les systèmes de refroidissementrecensés sont :• La (ou les) turbomachine(s) du cir-cuit primaire. Tant que le couplageavec l’alternateur a lieu, la turboma-chine évacue de la puissance. Unerupture guillotine du circuit de liai-son la rend inopérante ;• des systèmes compacts de refroidissement à l’image du« Shutdown Cooling System » du GT-MHR : soufflante etFig. 106. Évolution de la température lors d’un transitoire pour lecœur « performant » sous hélium à 2,5 MPa en convection naturelle.Le maximum de température est atteint au bout de 240 s ; la fractionde puissance nominale est alors de 3,1%. La décroissance des tem-pératures est lente, bien que la pression soit maintenue à un niveauconstant.2 2002 0001 8001 6001 4001 2001 0008006004000,1 T moyT maxT sortie GazW th(t)/W thn0,09 0,08 0,07 0,06 0,05 0,04 0,03 0,02 0,0100 (s)(°C)HeBloc RCG103,0 MW/m355,00 % FluideT. max = 1 577,0 °CDpNom = 0,38 barDh = 16,50 mmPression = 25,00 barsHmotrice = 15,00 m1 000 2 000 3 000Évolution des températuresCanal chaud en convection naturellebreux paramètres, principalement de la puissance volumiquedu cœur, de la température maximale admissible en sortie ducœur, de la hauteur d’implantation de la source froide (voirtableau ci-après), de la pression de repli ; mais aussi despertes de charge dans la boucle de convection et, principale-ment, dans le cœur.Hauteur de convection naturelle nécessaire pour atteindre une température donnée, en sortie du cœur (hélium à 2,0 MPa), pour deux cœurs de RNR-Gde caractéristiques différentesCœur robuste Cœur performant (50 MW/m3), 3 % PN (100 MW/m3), 2 % PNHauteur T° sortie cœur Hauteur T° sortie cœur25 m 850 °C 15 m 1 000 °C10 m 1 500 °C 10 m 1 500 °CLa figure 106 donne une idée de l’évolution de la températureen fonction du temps, si la convection naturelle est seule àl’œuvre après l’accident de dépressurisation.Les systèmes passifsLes systèmes passifs retenus pour l’évacuation de la puis-sance résiduelle par convection naturelle sont constitués d’unpremier circuit, qui utilise le gaz du réacteur, et d’un échan-geur de chaleur avec un fluide secondaire, gaz ou liquide, quiconstitue la source froide ou qui circule lui-même dans un cir-cuit secondaire vers la source froide ultime.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 124125Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazéchangeur gaz/eau avec circulation d’eau au secondaire. Detels systèmes pourraient être diversifiés ;• le réservoir injecteur de gaz, dont le système d’ouverture està étudier. L’injection doit se faire à proximité de l’entrée ducœur pour être opérationnelle en toutes circonstances.Des systèmes d’alimentation électriques autonomes possiblessont le diesel, comme sur les REP actuels, mais avec un pro-blème de fiabilité au démarrage ; les batteries, en « floating »comme dans les sous-marins, peuvent atteindre 200 W/kgpendant 1 heure et permettent une activation automatiquesimple ; les volants d’inertie, dont la capacité est typiquementde 2 kW/kg pendant quelques minutes, pourraient égalementêtre utilisés.Les accidents de réactivitéLes variations anormales de réactivité du cœur constituentégalement un point important pour la conception du cœur duréacteur. Notamment, on doit craindre l’entrée d’eau dans uncœur de réacteur à neutrons rapides, puisque l’eau, en modé-rant l’énergie des neutrons, fait augmenter les sections effi-caces de fission du plutonium et augmente donc la réactivitédu cœur.Des calculs effectués sur un cœur de 600 MWth montrent uncomportement particulier des cœurs à neutrons rapides refroi-dis au gaz. Une arrivée d’eau limitée en volume fait baisser laréactivité du cœur. En effet, les sections efficaces de capturedans les résonances* d’absorption augmentent plus vite quecelles de fission aux faibles teneurs en eau. Ce n’est qu’avecde très fortes quantités, typiquement pour un pourcentage envolume supérieur à 70 %, que le cœur devient sur-réactif etque l’eau peut entraîner une excursion de puissance (fig. 107).Ces résultats doivent néanmoins être considérés avec beau-coup de précaution, car le calcul de la situation correspon-dante est un des plus difficiles qui soient pour les outils desimulation. La forte variation du spectre neutronique entre lasituation initiale du cœur sec et la situation noyée, l’absenceau stade actuel de données précises sur la géométrie exactedu cœur et sur l’arrangement des différents matériaux susci-tent de fortes incertitudes qui seront levées au fur et à mesuredes progrès de la conception du réacteur.La conception du réacteur doit prendre en compte ce phéno-mène en éliminant les risques d’entrée massive d’eau par unedisposition adaptée des circuits qui en contiennent et, éven-tuellement, en introduisant un poison neutronique dans cescircuits d’eau afin que celle-ci soit sans danger.Enfin, l’entrée d’air n’a pas de conséquence neutroniquedirecte, mais un effet chimique éventuel sur les matériaux ducœur. L’absence de graphite en quantité significative est unatout du RNR-G, comparé au RHT. Cependant, les matériauxretenus devront être capables de résister à ce type d’accident.Références[1] M. LAVERIE, Clefs CEA, n° 45 (automne 2001).Bibliographie GAILLARD (J.-P.), MIGNOT (G.), CONTI (A.), « Thermal-Hydraulic designof a Gas cooled Fast Reactor », conférence ICAPP’03, 4-7 mai 2003(2003).GARNIER (J.-C.), POETTE (C.), MATHIEU (B.), CONTI (A.), GAILLARD (J.-P.),« Preliminary design of an advanced gas cooled fast reactor-cores,fuel forms and primary system concepts », Conférence ICAPP’03, 4-7 mai 2003 (2003)GARNIER (J.- C.) et al., « FeasibilityStudy of an Advanced GFR designtrends and Safety options status ofFrance & US studies », ConférenceGlobal 2003.Pascal ANZIEU,Direction du développement et de l’innovation nucléaires-400-300-200-10001002003004005006007000% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100%Fig. 107.Réactivité du cœur en Pour cent mille (pcm), en fonction duvolume occupé par la vapeur d’eau à pression nominale (7,0 MPa).Calcul effectué avec le code Tripoli du CEA.Réactivité (pcm)Pourcentage de vapeur d’eau inséréeMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 125Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 126127Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazMatériaux pour le réacteur rapide à gaz : nouvelles céramiques et nouveaux alliages à la frontière des « hautes fluences »Les matériaux de cœur doiventremplir un ensemble de conditionsdraconiennesLes matériaux constitutifs des composants inertes du cœurdes réacteurs rapides à gaz, barrières de confinement desproduits de fission (enveloppes et gaines de combustibles) etstructures internes, devront satisfaire à une combinaison deconditions particulièrement sévères. En effet, ces composantsseront exposés simultanément à des températures très éle-vées et à une très forte irradiation, neutronique entre autres :ils doivent donc posséder, d’une part, une grande résistanceà l’endommagement par l’irradiation, qui détériore la plupartdes propriétés des matériaux, et, d’autre part, des caractéris-tiques mécaniques à chaud suffisantes pour résister auxcontraintes de fonctionnement, notamment en situation inci-dentelle ou accidentelle. Ils doivent, en outre, être transparentsaux neutrons, afin de ne pas dénaturer le spectre d’énergiedes neutrons rapides, présenter une radiotoxicité après irra-diation aussi basse que possible, c’est-à-dire une activationfaible, une conductivité thermique élevée et une faible perméa-bilité aux produits de fission. Ces exigences restreignentencore le choix des matériaux satisfaisant aux deux premièresconditions, température et fluence* d’irradiation, déjà beau-coup plus sévères que pour les autres réacteurs haute tempé-rature de « Generation IV » et, a fortiori, que pour les réac-teurs REP et, dans une moindre mesure, RNR actuels (voirtableau ci-après).Les matériaux candidatsprésélectionnésLes seuls matériaux envisageables sont donc des métauxréfractaires, des céramiques et des matériaux compositesConditions de fonctionnement (température et dose intégrée) des matériaux internes de cœur de RCG-R comparées à celles des matériaux des REP et RNR actuelsFilière Composant Conditions Dose intégrée (dpa*) Température (°C)RCG-R Nominales 480 – 1 000(GFR) Gainage et structures de cœur Incidentelles 100 - 200 1 000 – 1 200Accidentelles 1 600 REP Internes Normales 10 – 80 ≈ 300Gaine combustible 20RNR Internes Normales 150 ≈ 550Gaine combustible23. Les carbures des autres métaux réfractaires Ta, W, Hf sont bannispour les mêmes raisons de neutronique.céramique-céramiques (CerCer) et céramiques-métal(CerMet), pour lesquels il n’existe pas de retour d’expérienceindustrielle en milieu nucléaire. La présélection qualitative surla base de ces critères a conduit à retenir une gamme assezlarge de matériaux que les programmes en cours et à venirauront pour but de qualifier, sélectionner et améliorer :• Métaux : le niobium, le molybdène et leurs alliages durcispar précipitation, en particulier le TZM, alliage de Mo conte-nant une dispersion de carbures de zirconium et de titane ;les autres métaux réfractaires présentent un point de fusiontrop bas (V) ou une absorption neutronique trop forte (Ta,Re, W, Hf) ;• céramiques : essentiellement le carbure de silicium, com-posé covalent, les carbures de métaux réfractaires zirconiumet titane 23, composés interstitiels à caractère métallique, etles nitrures de Zr et de Ti ; tous ces matériaux sont étudiésà la fois dans la perspective d’une utilisation à l’état massif,sans doute nanostructuré, et comme constituants de maté-riaux composites ;• composites CerMet : des recherches exploratoires ontcommencé sur le système Nb-30% ZrC, constitué d’unematrice métallique de Nb contenant des particules de(Zr,Nb)C et sur des multicouches métal (Nb ou Mo) – céra-mique (carbure, siliciure) ;• composites CerCer* : les SiCf-SiC sont constitués d’unematrice de carbure de silicium renforcée par des fibres deSiC tissées en réseaux 2D ou 3D ; on a ainsi étudié récem-ment une solution innovante de gaine permettant d’assurerune résistance mécanique élevée couplée à une bonne étan-chéité aux produits de fission : elle est constituée d’un tubemétallique de Zr, qui assure l’étanchéité, enveloppé de tis-sus SiC imprégné de SiC par dépôt CVD ou PVD, autrementdit un composite SiCf-SiC qui garantit la résistance méca-nique à chaud.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 127128 Matériaux pour le réacteur rapide à gaz : nouvelles céramiques et nouveaux alliages à la frontière des « hautes fluences »Le carbure de silicium et les composites SiCf-SiC font, pourle moment, l’objet des études les plus systématiques, comptetenu de l’avance dont ils bénéficient grâce aux recherches quileur ont été consacrées dans l’industrie aéronautique et spa-tiale ; cependant, leurs limitations, en ce qui concerne la tem-pérature maximale d’utilisation et la résistance à l’endomma-gement sous irradiation, ont conduit à prendre aussi enconsidération des carbures plus réfractaires, notamment ZrC.Leurs caractéristiques mécaniques, en particulier de ténacité,sont encore inférieures à celles du SiC (fig. 108), mais ellessont extrêmement sensibles au mode d’élaboration par métal-lurgie des poudres : la porosité résiduelle encore très fortedétériore considérablement la ténacité. Mais une méthodeplus raffinée récemment développée de préparation despoudres par broyage à haute énergie a permis d’atteindre unecompacité de 99,7% par simple frittage sous faible charge,tout en conférant au matériau une structure nanocristallineintrinsèquement bénéfique pour son comportement méca-nique.Quels sont les risques encourus par les matériaux sous irradiation ?Les propriétés macroscopiques d’usage des matériauxsolides, métaux, alliages, céramiques et verres, sont, en géné-ral, très fortement affectées par l’irradiation, du fait de la créa-tion de défauts ponctuels*, lorsque les atomes du solide sontdéplacés par les collisions et des modifications de microstruc-ture auxquelles leur élimination conduit. Les céramiques,notamment les carbures, ont été beaucoup moins étudiéesque les métaux. Elles présentent la plupart des syndromesrencontrés dans les métaux, notamment la fragilisation, lefluage d’irradiation et le gonflement, mais dans des gammesde température plus élevées, compte tenu de leur point defusion généralement plus élevé.L’irradiation détériore le comportement mécanique. Lesmétaux durcissent et se fragilisent, c’est-à-dire que leurscaractéristiques de traction après irradiation, notamment lalimite d’élasticité, augmentent, alors que la ductilité* et laténacité* diminuent. En outre, l’irradiation peut y provoquer1: 500C, HFIR2: 400C, HFIR 3: 200-500C, HFIR4: 300-500C, JMTR5: 430-500C, EBR-IIHi-Nicalon Type-S/PyC/FCVI-SiCHi-Nicalon/PyC/FCVI-SiCNicalon/PyC/FCVI-SiCTyranno-SA/PyC/FCVI-SiC6: 300C, HFIR7: 800C, HFIR8: 800C, JMTR9: 740C, HFIR10: 630, 1020C, ETR3227677455552231118888 2273710 96Fig. 109. Comparaison de la résistance à la rupture de compositesSiCf-SiC de 1re, 2e et 3e générations avant et après irradiation [1].S uIrrad. /SuUnirrad.00.1 1 10 1001Dose neutron (dpa-SiC)Monolithique CVD-SiC3e génération1re et 2e générations0.000.100.200.300.400.500.600.700.800.901.00150 200 250 300 350 400 450 500 550 6000.000.100.200.300.400.500.600.700.800.901.00100 150 200 250 300 350 400 450Fig. 108. Comparaison des caractéristiques de rupture en flexionquatre points des carbures réfractaires TiC et ZrC actuels fabriquéspar métallurgie des poudres (courbes statistique de Weibull). Onaméliore considérablement la ténacité de TiC par des additions deW qui en accroissent la compacité, après pressage isostatique àchaud (HIP) : la probabilité de rupture sous une contrainte donnéeest très abaissée. Le ZrC étudié, dont la porosité est encore élevée,apparaît aussi fragile que le TiC sans additif : la marge de progrèssur le procédé de fabrication est encore large !Probabilité de ruptureContraintes à rupture (MPa)Probabilité de ruptureMesures TiCMesures TiC sans W : E09Weibull MV MWeibull MV UB 95 %Weibull MV LB 95 %Contraintes à rupture (MPa)Mesures ZrCWeibull MV MWeibull MV UB 95 %Weibull MV LB 95 %Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 128129Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazune localisation de la déformation plastique qui se manifestepar une inversion de la consolidation globale et conduit à larupture prématurée. Dans les deux types de matériaux,métaux et céramiques, l’irradiation fragilise parfois les inter-faces, joints de grains et interphases. Dans les composites,en particulier, la cohésion de l’interface fibre-matrice est évi-demment cruciale pour la tenue du matériau et fait l’objet d’uneattention soutenue. On a récemment réussi à renforcer consi-dérablement cette résistance à la perte de cohésion sous irra-diation, à l’aide d’un dépôt interfacial de carbone pyrolytique(fig. 109). La résistance au fluage* thermique après irradia-tion est aussi fortement modifiée : le durcissement (augmen-tation de la contrainte de fluage) s’accompagne d’une réduc-tion de la ductilité. Le comportement en fluage sous irradiationest plus complexe. Un phénomène spécifique, le « fluage d’ir-radiation », se superpose au fluage thermique classique etprovoque des effets inverses : sous irradiation, le matériau sedéforme beaucoup plus vite et son allongement à la ruptureaugmente considérablement.L’irradiation affecte également les caractéristiques dimen-sionnelles des solides.• Le volume des solides augmente sous irradiation. Ce « gon-flement » a pour origines possibles l’accumulation de défautsponctuels à basse température, l’amorphisation du matériau,ou encore l’agglomération des lacunes en cavités ou bulleslorsqu’elles sont mobiles. Dans les métaux d’usage courant,la première source est négligeable, la deuxième inopérante,et sous l’effet de la troisième, le gonflement présente en tem-pérature un maximum dont la position, de 0,5 à 0,6 fois lepoint de fusion, dépend du flux. Dans le SiC, le gonflementde basse température est dû à l’amorphisation et peutatteindre 10 % environ. À plus haute température, celle-ci nese produit pas ; le gonflement dû à l’accumulation desdéfauts ponctuels diminue jusqu’à ≈ 0,2 % quand la tempé-rature augmente jusqu’à 1 000 °C, du fait de la recombinai-son des défauts ponctuels, et se sature pour une dose faible(1 dpa SiC). Au-delà de 1 000 °C, il est dû à l’agglomérationde lacunes et croît avec la fluence et la température, sanssaturation apparente en fonction de la fluence (fig. 110) 24.La germination et la croissance de très petites cavités (2 nmà 625 °C, 5 nm à 1 000 °C), sans doute favorisées, commedans les métaux, par la présence de gaz, sont à l’origine dugonflement. Tous ces phénomènes sont très sensibles auspectre d’énergie des particules incidentes, ainsi qu’à la pré-sence de gaz ou d’impuretés.• Si le matériau est sous contrainte pendant l’irradiation, lefluage d’irradiation conduit à une déformation qui augmenteavec le flux, la fluence et la température. Dans le SiC, il estfaible et peu dépendant de la température en dessous de900 °C mais augmente au-delà.• Enfin, les solides cristallins anisotropes, par exemple le zir-conium ou le graphite, se déforment spontanément sous irra-diation, en l’absence de contrainte, s’allongeant dans unedirection et rétrécissant dans les deux autres : c’est la « crois-sance ». La question pourrait se poser également pour leSiC, dont certains modes de fabrications (CVD ou PVD)conduisent à une texture effective.La résistance à la corrosion peut être réduite par l’irradia-tion. Les aciers inoxydables austénitiques* sont sensibles àla « corrosion sous contrainte induite par l’irradiation »qui se manifeste par une fissuration intergranulaire en milieuprimaire des réacteurs à eau. Dans les réacteurs à gaz, desformes nouvelles de corrosion se manifesteront dans le gazcaloporteur, du fait du très faible potentiel chimique de l’oxy-gène, conduisant à la déstabilisation des oxydes, à la réactionavec les carbures des traces d’oxygène ainsi introduites, à lacarburation des métaux par le monoxyde de carbone.La conductibilité thermique est altérée par l’irradiation. Dans leSiC, elle diminue sous irradiation et semble se saturer en des-sous de 25 dpa SiC et 1 000 °C, sans doute par le mêmemécanisme d’accumulation de défauts ponctuels qui est à l’ori-gine du gonflement de moyenne température, mais le com-portement des carbures métalliques (ZrC, TiC) conducteursn’évolue pas de façon identique à celui des isolants commele SiC ; dans les céramiques conductrices, en effet, le méca-nisme de conduction électronique de la chaleur l’emporte surFig. 110. Évolution du gonflement du carbure de silicium sous irra-diation en fonction de la température [2].0,1 1,0 10 100 0 200 400 600 800 1 000 1 200 1 400 1 600 24. Voir également fig. 116, p. 136.Gonflement (%)Température (°C)Gonflements « saturants »(défauts ponctuels)AmorphisationGonflements non« saturants »(« Vides tétraédriques »)Blackstone - 1971Price - 1969, 1974Snead et al. - 1998Snead et al. - 1998Hollenberg et al. - 1995Senor et al. - 1996Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 129130 Matériaux pour le réacteur rapide à gaz : nouvelles céramiques et nouveaux alliages à la frontière des « hautes fluences »la conduction par les vibrations du réseau (phonons) qui pré-vaut dans les isolants. Comme toutes les propriétés, laconductibilité thermique est extrêmement sensible à la com-position chimique, stoechiométrie et impuretés, ainsi qu’à lamicrostructure (taille de grains).Mesurer les propriétés pertinentesdes matériaux candidats et leurévolution sous irradiationDans la phase actuelle des recherches sur les matériaux pourle RCG, les travaux ont pour but premier d’établir les donnéesgénériques concernant les propriétés thermophysiques etmécaniques initiales des matériaux candidats en cours dedéveloppement et leur stabilité sous irradiation à forte fluencede neutrons rapides, dans une large gamme de températures,et de commencer l’investigation de la sensibilité de ces pro-priétés aux paramètres jugés aujourd’hui pertinents : mode defabrication, pureté, stoechiométrie, taille de grains, porosité.Le programme d’irradiations expérimentales comporte plu-sieurs campagnes :• Dans le réacteur Phénix, les programmes d’irradiationFUTURIX et MATRIX, respectivement à haute et basse tem-pérature, sont en cours, avec pour objectif d’atteindre lafluence intégrée maximale avant l’arrêt du réacteur et demesurer l’évolution de densité (gonflement), microstructureet phases constitutives, activation, conductibilité, diffusivitéet dilatation thermiques, capacité calorifique, résistivité élec-trique, propriétés mécaniques à froid et à chaud (modulesd’Young et de Poisson, dureté, résistance et ténacité).FUTURIX : irradiations à 800°- 1 000 °C, jusqu’à une fluencede 40 dpa, de métaux réfractaires (TZM, Nb-1 %Zr, Nb-1 %Zr-0,06 %C), de céramiques binaires massives fabriquéespar métallurgie des poudres : carbures (SiC, ZrC micro etnanostructuré, TiC), nitrures (TiN, ZrN), et de composites :CerMet (Nb-ZrC) et CerCer (SiCf-SiC).MATRIX : irradiations entre 400° et 525 °C, jusqu’à unefluence de 70 dpa, de céramiques massives (SiC, ZrC, TiC)et composites (SiC-SiC). Cette campagne comprend ausside nombreux aciers et superalliages pour composants destructures extérieures au cœur du réacteur.• Dans OSIRIS : la campagne FURIOSO, lancée dans lecadre des programmes concernant les réacteurs de fusion,comporte des irradiations à 1 000 °C de composites SiC-SiC.Malgré la montée en puissance des investigations expérimen-tales consacrées à ces nouveaux matériaux, il n’est pas pos-sible d’en tester toutes les combinaisons possibles et encoremoins d’extrapoler avec certitude leurs propriétés jusqu’auxconditions réelles de service, notamment les flux et les durées(ou les doses cumulées), par la seule voie de l’empirisme : ilest donc nécessaire de se doter de modèles prédictifs de leurévolution dans les conditions visées. Pour cela, il est indispen-sable de connaître les mécanismes physiques précis des alté-rations de la microstructure aux échelles les plus fines desmatériaux et les mécanismes par lesquels cette évolutionmicrostructurale affecte les propriétés d’usage des matériaux.L’exemple de la figure 109 illustre bien la nécessité de lamodélisation numérique, calibrée sur les résultats à faiblesdoses. Ces résultats vont au plus à 80 dpa pour les matériauxles plus anciens (1re et 2e générations), et seulement à 22 dpapour la 3e. Obtenir les 200 dpa visés demande des années, àmultiplier par le nombre de matériaux visés, sans que pourautant l’expérience donne à elle seule la totalité des élémentspermettant de comprendre le phénomène et d’extrapoler lesmesures à d’autres conditions (flux, température…).Comprendre les mécanismesphysiques d’endommagement et d’évolution sous irradiation et les modéliserL’altération des propriétés d’usage des matériaux résulte direc-tement des modifications de leur intégrité chimique, cristallo-graphique et microstructurale. Dans les solides, l’irradiationprovoque trois catégories de phénomènes, correspondant àtrois échelles de temps, dont les mécanismes sont beaucoupplus complexes encore dans les céramiques, notamment lesisolants, que dans les métaux.• Les transmutations* modifient l’identité chimique desatomes. Elles produisent des espèces chimiques nouvellesqui altèrent la composition du matériau. Parmi les espècesformées, l’hélium a une importance particulière. Déjà produitdans les internes de REP par réaction (n, α), il l’est en bienplus grande quantité sous flux de neutrons rapides (gainesde combustibles RNR, parois de réacteurs de fusion,fenêtres de spallation).• Les collisions nucléaires induisent des déplacements ato-miques qui modifient la position et l’ordre des atomes, créentdes défauts ponctuels (DP), lacunes et interstitiels, ainsi quedes petits amas de DP ; sous irradiation par les neutrons,ces déplacements se produisent par cascades, qui durentquelques picosecondes ; en revanche, les électrons ne pro-duisent, dans les métaux, que des paires de Frenkel (unelacune et un interstitiel par collision). Dans certains isolants,les excitations électroniques induisent de très petits dépla-cements atomiques, qui peuvent aller jusqu’à la création deDP, et des modifications importantes de la structure électro-nique qui affectent profondément la mobilité des défauts,généralement dans le sens d’une très forte accélération.Enfin, certains matériaux, alliages métalliques ou céramiques,s’amorphisent, soit directement dans le cœur des cascades,soit par accumulation de défauts ponctuels. La dynamiquemoléculaire a récemment montré que les oxydes présentaientMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 130131Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaztoute la gamme de mécanismes d’endommagement primairesous irradiation, depuis l’amorphisation totale du cœur descascades, comme dans le Zircon (ZrSiO4) [fig. 111a], jusqu’àla création de défauts isolés sans aucune amorphisation,comme dans l’oxyde d’uranium (fig. 111b), en passant parl’amorphisation du cœur avec création de défauts ponctuelsisolés en périphérie. Le carbure de zirconium (figure 112),conducteur électrique et thermique, présente un endomma-gement typique des métaux mais aussi de… l’oxyde d’ura-nium qui est un isolant !… Les causes physiques de ces dif-férences de comportement restent à comprendre.• Enfin, la microstructure du matériau ainsi endommagé subit,sur toute la durée de l’irradiation, une lente évolution, régiepar la diffusion, qui adopte des formes multiples : agglomé-ration de défauts ponctuels (boucles interstitielles, amaslacunaires) et de solutés jusqu’à la précipitation de parti-cules, de cavités (gros amas de lacunes), de bulles de gaz,ségrégation intergranulaire, transformations de phases(« radiolyse », amorphisation / cristallisation), etc. Ces évo-lutions sont soit induites, soit simplement accélérées par l’ir-radiation. L’injection permanente d’énergie empêche le sys-tème d’atteindre l’équilibre thermodynamique : son état etson évolution sont régis par la compétition entre sauts ato-miques balistiques et sauts thermiquement activés. Il s’agitde comprendre et de prévoir les chemins cinétiques et leséventuels états stationnaires vers lesquels il peut tendre(« diagrammes de phases dynamiques »).Nécessité de la modélisation et de son couplage avecl’expérimentationCompte tenu de la complexité de ces phénomènes et de ladurée, ou de la dose cumulée, pour lesquelles la prévision doitêtre capable d’extrapoler, la modélisation prédictive ne peutpas se contenter de l’approche phénoménologique. Pourgarantir leur robustesse, les modèles doivent être fondés surla physique et, autant que faire se peut, aux échelles où cettedernière est la plus sûre, qui est souvent, mais pas exclusive-ment, celle de l’atome, d’autant plus que les mécanismes deproduction et d’évolution du dommage d’irradiation sont pré-cisément produits à cette échelle.• Il est d’abord indispensable de connaître et de prévoir lesmécanismes exacts de la diffusion et de sa modification parl’irradiation : le calcul ab initio des structures électroniquesdonne accès aux propriétés élémentaires, structure, forma-tion, migration, des défauts ponctuels. Il a rendu possible lamodélisation complète de l’autodiffusion [4] et des effets cru-ciaux des impuretés. Dans les céramiques, et notamment lesisolants, les effets considérables de la stoechiométrie 25, de laFig. 111. Diversité des modes d’endommagement primaire des céra-miques sous irradiation : simulation par dynamique moléculaire decascades de déplacements dans deux oxydes, le zircon et l’oxyded’uranium [3].Fig. 112. Simulation par dynamique moléculaire d’une cascade dedéplacements dans le carbure de zirconium (atomes de Zr en jaune,de C en bleu).25. On sait, par exemple, que dans le SiC, la présence de Si libre favo-rise la diffusion des produits de fission du combustible (Cs, Sr, Ba, Eu,Ag).abMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 131132 Matériaux pour le réacteur rapide à gaz : nouvelles céramiques et nouveaux alliages à la frontière des « hautes fluences »charge électrique, des excitations électroniques ne peuventêtre compris et rendus prévisibles que par ce type d’ap-proche.• La dynamique moléculaire est l’outil de base de l’étude del’endommagement balistique, mais son efficacité est tribu-taire de la qualité des potentiels interatomiques utilisés. Dansles isolants, en outre, l’approche ab initio, c’est-à-dire fondéesur la prise en compte rigoureuse du caractère quantique dela physique à l’échelle de l’atome, est indispensable pour trai-ter les effets électroniques, et en particulier l’endommage-ment par les particules autres que les neutrons, électrons etphotons de haute énergie.• La prévision des cinétiques d’évolution à long terme de lamicrostructure mentionnées ci-dessus repose sur desmodèles déjà très développés et performants pour lesmétaux, mais dont l’application aux céramiques ne fait quecommencer : méthodes Monte Carlo Cinétiques diverses(sur réseau rigide ou relaxé, sur événements, sur objets),Cinétique Chimique Homogène (ou Dynamique d’Amas),techniques de Champ Moyen, de Champs de Phases… [5]• La compréhension et la modélisation du comportementmécanique, notamment à la suite des altérations de micro-structure dues à l’irradiation, sont, elles aussi, beaucoup plusavancées pour les métaux que pour les céramiques, maisl’approche multi-échelle partant de l’échelle atomique n’enest encore qu’à ses débuts. L’étude de la fracture devraitbénéficier grandement du développement de cette approche,comme le montre la découverte du caractère localementductile de la rupture des verres de silicates [6]. LaDynamique des Dislocations Discrètes (DDD) [7], constitueaujourd’hui l’interface la plus robuste entre les approchesatomiques (Dynamique Moléculaire) et mésoscopiques (Élé-ments Finis) du comportement mécanique des solides cris-tallins, mais elle attend encore sa mise en œuvre dans lescéramiques.La modélisation doit être étroitement couplée à l’expérimenta-tion. Outre l’acquisition des données pertinentes du compor-tement après irradiation neutronique des matériaux sélection-nés, décrite plus haut, il est indispensable de mettre en œuvreune expérimentation ciblée visant à déterminer les propriétéset comportements physiques élémentaires, de paramétrer etde valider les modèles.L’irradiation par des particules chargées, ions et électrons,offre la possibilité de reproduire et d’analyser en détail lesmécanismes d’endommagement dans des échantillons depetite taille, non activés, qui se prêtent donc à toute unegamme de mesures et d’observations depuis l’échelle ato-mique, tant in situ que ex situ. L’irradiation par les électronscrée essentiellement des défauts ponctuels isolés, alors quele bombardement par des ions produit des cascades de dépla-cements, et leur comparaison est indispensable pour discri-miner les effets des divers types de défauts. Le microscopeélectronique à 1 MV du Département des matériaux pour lenucléaire permet de réaliser les irradiations aux électrons etd’observer in situ l’évolution microstructurale résultante. Avecle projet JANNUS, la Direction de l’énergie nucléaire a entre-pris de se doter, dans le cadre d’un Groupement d’IntérêtScientifique en collaboration avec le CNRS-IN2P3, d’unensemble d’accélérateurs d’ions à faisceaux multiple, avecobservation in situ par microscopie électronique en transmis-sion. Cette plate forme (fig. 113) permettra de soumettre simul-tanément le matériau à l’endommagement balistique et à l’im-plantation ionique simulant la production par transmutationd’une ou deux espèces, notamment l’hélium et l’hydrogène.On sait, en effet, que la synergie entre ces deux types de dom-mage conduit à une évolution microstructurale du matériaudifférente de celle obtenue par implantation et endommage-ment balistique successifs. Enfin, les faisceaux d’ions lourdsde haute énergie du GANIL produisent des excitations électro-niques.G5mFig. 113. Schéma de principe de la plate forme d’irradiationJANNUS : ensemble de trois accélérateurs linéaires sur le site deSaclay (a) et deux accélérateurs avec microscope électronique àtransmission in situ sur le site CNRS-IN2P3 d’Orsay (b).Tandétron 2,25 MVYvette 2,5 MVIrma 190 kVMET 200 kVAramis 2 MVIrradiation tripleIrradiation monoAnalyse par faisceauxIrradiation mono faisceauAnalyse par faisceaux d’ionMicroscopie en ligneÉpiméthée 3 MVsource ECRabMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 132133Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazNous sommes aujourd’hui en mesure d’associer l’irradiation,la modélisation et l’observation à la même échelle. Parmi lestechniques utilisées, outre la microscopie électronique analy-tique en transmission, la sonde atomique tomographique(SAT) occupe une place éminente, car elle permet l’analyseatome par atome, en 3D, de volumes de matière identiques àceux des boîtes de calcul, avec une résolution spatiale qui apratiquement atteint la résolution atomique vraie 26. La carac-térisation du comportement mécanique est elle aussi possibleà l’échelle de la modélisation, grâce à l’essai ex situ de nano-indentation sur des échantillons irradiés en accélérateurs, quiaffecte une largeur et une profondeur de l’ordre de la centainede nm, et à des expériences dédiées, telle MECASIC, qui viseà soumettre des fibres de carbures de silicium à des essaisde traction et de fluage in situ, sous faisceau d’ions.Seul ce couplage de l’expérimentation et de la modélisationpeut fonder la représentativité des irradiations expérimentaleset la validité des extrapolations aux conditions de service.C’est, en outre, un outil précieux pour concevoir et optimiserles expériences d’irradiation en réacteurs les plus pertinenteset les plus économiques, et interpréter leurs résultats.26. Cet instrument, développé par le Groupe de métallurgie physique del’université de Rouen, avec lequel la Direction de l’énergie nucléaire col-labore, n’est utilisable, pour le moment, qu’avec des matériaux conduc-teurs, mais une nouvelle génération d’instruments à excitation laser,capable de traiter les isolants, est en cours de développement dans cemême laboratoire.Références[1] R.H. JONES et al., « Promise and challenges of SiCf/SiC compo-sites for fusion energy, applications », JNM, vol. CCCVII-CCCXI, p. 1057-1072 (2002).[2] J.-M. ESCLEINE, Matériaux RCG-R et RCG-T. Un point sur le car-bure de silicium, NT DEC/SESC/LIAC-02-024 (2002).[3] D. GHALEB, L. VAN BRUTZEL, « Molecular dynamics modeling ofirradiation damage in pure and uranium-doped zircon », JNM, vol.CCVC, p. 167-178 (2001).[4] L. MARTIN-SAMOS, Y. LIMOGE et al., « Neutral self defects in a silicamodel : a first-principle study », PRB (2005).[5] P. BELLON, G. MARTIN, « Driven alloys ». Solid states physics, vol.L, p. 189-331 (1997).[6] L.VAN BRUTZEL, Thèse, Université Paris VI, 1999 (Rapport SRMPCEA-R-5896).[7] L. KUBIN et al., « Dislocation microstructures and plastic flow : a3D simulation », Solid State Phenom., vol. XXIII-XXIV, p. 455-472(1992).Michel GUTTMANN,et Yves LIMOGE,Département des matériaux pour le nucléaireMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 133Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 134135Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazCombustibles pour réacteurs rapides à gazLes RNR sont, à l’évidence, des réacteurs attractifs pour lefutur sur tous les aspects du cycle des matières. Cependant,leur réalisation nécessite la mise au point d’un combustibleadapté à leurs spécificités. La principale des difficultés tient aufait que le gaz, en l’occurrence l’hélium, est un caloporteur àfaible densité, qui limite dans le cœur le volume dévolu aucombustible et à ses barrières de confinement, et impose, defait, de réaliser une forte densité globale de matière fissile, ouune forte puissance volumique qui en soit une mesure. Cettedernière devrait rester de l’ordre de quelques dizaines à unecentaine de MW/m3, soit dix à trois fois moins qu’en calopor-teur métal liquide. À taux de combustion et temps caractéris-tiques du cycle (refroidissement avant traitement) donnés, ceparamètre est déterminant sur l’inventaire en matière fissiledans le cycle du combustible et sur les temps de séjour enréacteur, paramètres qu’il convient de contenir dans des four-chettes raisonnables.Les autres exigences relatives au combustible du RNR-G sontles suivantes :Tout d’abord, une capacité à incorporer le plutonium à hau-teur de 15 à 20 %, avec des écarts possibles selon la concep-tion du cœur (zonage, importance des couvertures), et lesactinides mineurs à hauteur de 2 à 5 % environ pour couvrirles besoins de transition entre les différents types de réacteursdu parc ; Ensuite, une capacité à être retraité et re-fabriqué entélé-opération, dans le cadre du cycle fermé de tous les acti-nides, avec une génération maîtrisée et minimisée dedéchets ; son comportement dans la gamme des tempéra-tures du cœur, de 400° à 850 °C en régime nominal, doitgarantir, au-delà du maintien de la géométrie, un haut niveaude confinement des éléments radiotoxiques ; au-delà et jus-qu’à des températures de l’ordre de 1 600 °C, ce comporte-ment peut être faiblement dégradé, mais doit assurer le confi-nement des radionucléides dans le cœur, lors d’un accidentde dépressurisation ; Il doit, enfin, avoir la capacité d’atteindredes taux de combustion* garants, à terme, d’une économieconvenable du cycle, 5 at. % FIMA*, dans un premier temps,vers 10 at. % et au-delà, ultérieurement.Les conséquences sur les matériaux du combustible ou deson entourage immédiat découlent des contraintes ci-dessus.Le matériau fissile doit être le plus dense possible en atomeslourds ; les matériaux inertes doivent être peu capturants etpeu modérateurs pour les neutrons ; tous les matériaux doi-vent avoir un caractère réfractaire et être les meilleurs conduc-Fig. 114. Gonflement libre du monocarbure mixte (U, Pu)C en fonc-tion de la température et du taux de combustion.40%30%20%10%0%400 600 800 1000 1200 1400 1600Température (°C)2,5 at%5 at%7,5 at%10 at%Gonflement total (%)teurs thermiques possibles ; tous les matériaux doivent avoirun comportement acceptable sous irradiation par les neutronsrapides, et, pour certains d’entre eux, sous l’effet de l’irradia-tion par les produits de fission et les particules alpha ; enfin, lesmatières fissiles et inertes doivent avoir un minimum d’interac-tion chimique entre elles, afin de minimiser la mobilité desradiotoxiques et la formation de phases indésirables, notam-ment à bas point de fusion.Plusieurs pistes ont été identifiéespour satisfaire au mieux l’ensemblede ces conditionsLe matériau fissile est, de préférence, un carbure ou un nitruremultiple d’actinides, de densité supérieure à l’oxyde (augmen-tation de densité de 23 et 29,5 % respectivement, à porositéde fabrication égale pour les carbures et nitrures mixtes U-Pu), conduisant mieux la chaleur (facteur 6,5 et 7,2 respecti-vement sur la conductibilité), autorisant un combustible« froid » plus apte à retenir ses produits de fission et sollici-tant donc moins les barrières. Ainsi, un maintien de la tempé-rature de point chaud du combustible dans la gamme 1 050°-1 200 °C est de nature à maintenir le gonflement de la phasefissile en dessous du régime thermiquement activé, régimedans lequel la croissance et la coalescence des bulles de gazde fission seraient exacerbées (figure 114), tout en mainte-nant l’essentiel de l’inventaire dans la matrice (figure 115).Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 135136 Combustibles pour réacteurs rapides à gaz Les thèmes des recherches sur ces composés d’actinidescandidats, qui sont moins connus que les oxydes, sont les sui-vants :• La vérification des caractéristiques physiques et thermochi-miques (stabilité sous différents types d’atmosphère, sys-tème fermé ou non) ;• l’étude du gonflement et de la densification, des effets derétention et de relâchement des différents produits de fis-sion / capture / décroissance et de l’amélioration des qualitésde rétention par action sur la porosité, la microstructure et ledopage.Tout cela sera fonction des conditions aux limites del’élément combustible (atmosphère, confinement méca-nique), tout en tenant compte de la présence d’actinidesmineurs en dilution.Ces types de composés imposent, en outre, de gérer descontraintes de pyrophoricité* dans les situations du cycle eten réacteur dans certaines situations de perte de confinementet d’entrée d’air dans le cœur. Des études précises dudomaine de non-inflammation sont donc également entre-prises.Le nitrure est a priori légèrement supérieur, du point de vue deses propriétés physiques et de sa capacité de rétention desproduits de fission. Cependant, à cause de l’effet capturant duN 14 naturellement présent en son sein, il imposerait pratique-ment un enrichissement au moins partiel de l’azote naturel enN 15 pour obtenir des cœurs avec de bonnes performancesneutroniques.Un enrichissement partiel (50 %) permettrait de travailler àazote perdu et améliorerait déjà sensiblement les perfor-mances du cœur, tout en restant acceptable économique-ment. En revanche, un enrichissement plus élevé imposeraitde recycler l’azote, option qui nécessite une évaluation pluspoussée en termes techniques et de rentabilité. L’emploi dunitrure naturel ou partiellement enrichi soulève, en outre, laquestion de la gestion des déchets de C 14. Probablement,pour aboutir à un coût supportable, faudra-t-il, là aussi, déve-lopper de la R&D.Les matériaux inertes associés à la matière fissile sont descéramiques. En alternative, ou plus probablement en complé-ment, des métaux réfractaires peuvent aussi être envisagés.Les principales céramiques identifiées sont des carbures etdes nitrures. Ces céramiques sont essentiellement covalentescomme le SiC, ou de type interstitiel fortement non stoechio-métrique à base de métaux de transition comme le TiN, le ZrC,le TiC ou le ZrN, associées, en l’état actuel, soit au carbure,soit au nitrure d’actinides. Un oxyde d’actinides serait proba-blement associé à un autre oxyde comme le MgO.Le carbure de silicium attire beaucoup l’attention. Connu dansle monde nucléaire (RHT, fusion), il montre un comportementacceptable et un gonflement faible aux températures envisa-gées et sous flux de neutrons jusqu’à 80 dpa SiC, soit prati-quement la moitié de la gamme souhaitée (figure 116). C’estun composé défini dont la stoechiométrie ne risque donc pasd’évoluer au cours de sa vie en cœur. À haute densité, réali-sée par dépôt en phase vapeur, il constitue une très bonnebarrière aux produits de fission, à quelques rares exceptionsprès (palladium et argent). Il peut, enfin, être mis en œuvre denombreuses manières par extrusion-frittage, par frittage réac-tif, par dépôt en phase vapeur ou par décomposition de pré-curseur polymère liquide.Fig. 115. Proportion des gaz de fission retenue dans le monocarburemixte, en fonction du taux de combustion et de la température, et parrapport à la quantité produite.Fig. 116. Gonflement du carbure de silicium, en fonction de lafluence neutronique et de la température d’irradiation.64200 2 4 6500 °C1250 °C1500 °C1750 °CProduction de gaz de fissionTaux de combustion (at % FIMA)(U, Pu) CGaz de fission retenus(10-3at)/(U+Pu) at.0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11Gonflement (%)1 250 °C1 000 °C800 °C700 °C625 °C1 500 °C1 175 °C1 100 °C10-25 fluence (n/m2)1,6 %1,4 %1,2 %1,0 %0,8 %0,6 %0,4 %0,2 %0,0 %1,6 %1,4 %1,2 %1,0 %0,8 %0,6 %0,4 %0,2 %0,0 %Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 136137Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaznides. De nombreuses données complémentaires restentcependant à acquérir sur les techniques de fabrication, la sta-bilité thermique, le comportement sous irradiation...Toutes ces céramiques sont soumises à des vérifications deleurs caractéristiques physiques et de leur comportementsous irradiation. Des expériences d’irradiation aux ions lourdssont en cours au Ganil pour simuler le dommage qui seraitinduit par les produits de fission (fig. 117) et en évaluer leseffets (fig. 118). Un programme d’irradiation aux neutronsrapides, avec un dispositif chauffant permettant de reconsti-tuer des températures représentatives, sera réalisé dansPhénix (fig. 119). Les effets des impuretés, de la stoechiomé-trie, de la microstructure et de la mise en forme (en mono-lithes, en fibres, en couches minces…), en liaison forte avecles méthodes de fabrication, les mécanismes et vitesses dediffusion des principaux produits de fission, ainsi que le com-portement chimique (produits de réaction et cinétique) en pré-sence des composés fissiles envisagés, viennent compléterce programme.Fig. 117. Irradiations au GANIL (Kr 86, 86 MeV, 5.1015 ions/cm2) etVivitron (I 127, 250 MeV, 1 1015 ions/cm2) : dissipation d’énergie dansdes céramiques d’intérêt pour le combustible RCG.051015202530350 2 4 6 8 10 12 14 16 18Profondeur (µm)TiCZrCTiNSiCÉnergie (keV/nm)Iode 250 MeVkrypton 86 MeVFig. 118. Examen au microscope thermique à balayage de céra-miques irradiées. La sonde thermorésistive permet de mesurer latopographie (figures du haut), ainsi que le contraste de conductivitéthermique en surface (figures du bas).Ici : TiC irradié avec des ions Kr de 86 MeV sous une fluence de5.1015 ions.cm-2, profondeur d’implantation des ions : 8 µm. Seule lamoitié gauche de l’échantillon a été irradiée. La topographie n’estpas modifiée par l’irradiation (pas de gonflement significatif) ; enrevanche, la conductivité thermique est altérée (ce qui n’est pas lecas pour les expériences sur le SiC).[Collaboration avec le CETHIL de l’INSA de LYON.]Les carbure et nitrure de titane semblent avoir un bon poten-tiel. Ils sont de très bons conducteurs de la chaleur et ont descoefficients de dilatation très voisins des composés d’acti-Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 137138 Combustibles pour réacteurs rapides à gaz Les métaux réfractaires, W, Mo et Nb, sont des absorbantsneutroniques et ne peuvent guère être envisagés qu’en faiblequantité ou appauvris en isotopes absorbants. Dans unemoindre mesure, c’est le cas de certains semi-réfractairescomme Zr ou Ti qui, par ailleurs, ne réservent pas de margesuffisante en température, en situation accidentelle. Comptetenu, cependant, de leurs caractéristiques propres et, notam-ment, de leur potentiel de ductilité, une partie des thématiquesde la R&D sur les céramiques sera aussi appliquée à cesmétaux, complétée par la technologie des interfacesmétal / céramique.Les objets combustibles étudiés sur ces bases ne permettentpas tous de réaliser les mêmes cœurs. Le combustible à par-ticules, adapté au spectre rapide, réalise un confinement desproduits de fission au plus près des noyaux fissiles où ils sontémis, grâce à un enrobage multicouches. Mais même si ondiminue le ratio volume des couches sur volume du noyau àla limite technologique basse, ce type de combustible ne peuts’envisager que dans les cœurs de grande taille, à faiblesfuites neutroniques et dans la gamme basse des densités depuissance, cela à cause de la faible performance des sphèrespour remplir l’espace. Par ailleurs, certains matériaux, les car-bones pyrolytiques*, en particulier, doivent être remplacéspar de nouveaux matériaux mieux adaptés aux contraintesimposées par les neutrons rapides. La R&D a donc pour objetla recherche de ces matériaux de substitution à comportementgraphitique, mais à cinétique de densification et de fluage d’ir-radiation adaptées à la fluence rapide, et l’optimisation desgéométries.L’aiguille (pastilles gainées) ouvre, au contraire, sur des cœursplus denses, plus petits également, le combustible étant unepure solution solide de composés d’actinides. La mise au pointde la gaine est alors le principal thème de R&D. Objet de grandélancement, devant être réfractaire sans employer de grandesquantités de métaux, elle doit aussi rester hermétique entoutes circonstances et, pour ce faire, présenter une bonnerésistance mécanique et une ductilité maximale. Des solutionsà base de composites fibres / céramiques et avec des revête-ments métalliques appropriés sont à l’étude.Enfin, le combustible dispersé à haute densité d’actinides(haute par rapport à celle de la particule) fait l’objet derecherches. Il pourrait, en conservant une rétention au plusprès des produits de fission, conduire à des cœurs plus per-formants que ceux utilisant des combustibles à particules. Lesétudes conduisent à des amas d’actinides de forme allongée,mieux à même de remplir l’espace. Ces amas seraient deforme régulière et également régulièrement répartis dans l’es-pace, de façon à ce que le recul des produits de fission dansla matrice qui les isole les uns des autres n’endommage pascette dernière de façon excessive. Il y va, en effet, du main-tien de l’intégrité mécanique de cette matrice, première condi-tion pour qu’elle assure un confinement correct des produitsradiotoxiques. Dans ce but, elle est elle-même complexe, defaçon à apporter une réponse sur l’ensemble des fonctionna-lités :• Herméticité,• accommodation des gaz de fission et de l’expansion du com-posé d’actinides,• résistance mécanique mais aussi capacité à se déformerlégèrement,• barrière chimique, accommodation des dommages d’irradia-tion.La figure 120 illustre les différents concepts et leur domained’application à la conception des cœurs. Pour tous cesconcepts, l’incorporation d’actinides mineurs dans les propor-tions indiquées plus haut semble accessible, sans tropcontraindre le dimensionnement. Au fur et à mesure que l’onse rapprocherait d’un taux d’irradiation de 5 % FIMA, leslimites précises resteraient à évaluer, l’aiguille se prêtant sansdoute mieux aux taux les plus élevés. Cette incorporation a,par contre, des conséquences sensibles sur les procédés duFig. 119. Irradiation aux neutrons rapides d’échantillons chauffés àhaute température dans Phénix.Porte-échantillonsÉchantillonsCorps chauffant par dépôtde puissance gammaDispositif de témoin de température0 25 50 75 100Fig. 120. Concepts candidats pour le combustible du RNR-G.% vol. de composé d’actinides dans le volume dédié au combustibleParticules avancéesDispersés à haute densité de noyaux lourdsPastilles gainéesRHT RNR-GMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 138139Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazcycle et exige que la fabrication descombustibles fasse appel à des procé-dés robustes, téléopérables, en fortesynergie, enfin, avec les procédés deretraitement (forme physique, voirenature des produits de la co-conver-sion).Actuellement, l’obtention des amas fis-siles (noyaux sphériques, amas allon-gés ou pastilles) est étudiée par desvoies solides comme la métallurgie despoudres ou l’agglomération par voiesèche, semi-solides avec un liant et parextrusion et frittage, ou liquides par sol-gel, capture sur support carbonééchangeur d’ions et calcination. Lesparties inertes peuvent également êtremises en œuvre par voie solide ou semi-solide, liquide à par-tir de précurseurs polymères liquides pyrolysés, ou gazeux pardépôt ou imprégnation à partir de précurseurs gazeux. Lafigure 121 montre un combustible dispersé à haute densité, àbase de nitrure mixte d’uranium et de plutonium, dans unematrice alvéolaire préfabriquée en carbure de silicium.Le retraitement du combustible du RNR-G fait également l’ob-jet d’études. La première étape ou tête du procédé consisteen une déstructuration des éléments combustibles permettantau solvant d’accéder à la matière combustible. Diverses tech-niques de déstructuration sont étudiées : technique méca-nique, par courants pulsés, par ondes acoustiques ou parpyrochimie*. Après déstructuration, la séparation des acti-nides et des inertes est envisagée par des procédés exploitantles particularités physiques ou chimiques des deux types dematériaux. La dissolution du composé d’actinides est aujour-d’hui considérée dans divers milieux, aqueux, sel ou métalfondu.Le procédé le plus étudié de sépara-tion* des actinides, en vue de leurrecyclage, est celui de la séparationgroupée en milieu aqueux par extrac-tion par solvant (GANEX*) qui, associéà la co-conversion par calcination d’uncomposé sous atmosphère contrôlée,a le potentiel de permettre l’obtentiondes actinides sous la forme chimiquevoulue sans séparation des espèces. Ildevrait donc apporter une contributiondéterminante au caractère non prolifé-rant du cycle. La recherche d’un tauxde récupération élevé des actinides(99,9 %) est un objectif important, demême que celui du traitement des rési-dus et effluents et du conditionnementdes déchets ultimes.La R&D devra mettre en avant les schémas de procédés defabrication les plus cohérents, en se concentrant sur les objetscombustibles qui se révéleront les plus prometteurs et qui sedégageront progressivement d’un programme d’irradiationsadapté. Parmi ces procédés, on peut penser, par exemple, àextraire directement l’ensemble des actinides du milieu de dis-solution en les fixant sur un support adapté à la productiondirecte des objets fissiles utilisables pour le combustible de lacharge suivante. À titre d’exemple, le CEA a développé récem-ment un procédé de fixation des actinides sur des billes derésines échangeuses d’ions (figure 122), qui pourrait per-mettre de les conditionner sous forme de noyaux sphériquesde carbure directement à partir du milieu de dissolution.Jusqu’ici, l’essai a été réalisé en milieu aqueux avec des billesde résine polycarboxylate. Le néodyme a été utilisé commesimulant des actinides.Philippe MARTIN,Département d’étude des combustiblesFig. 121. Combustible à haute densitéobtenu par incorporation de nitrure mixted’uranium et de plutonium dans une struc-ture creuse en carbure de silicium extrudéet fritté.Fig. 122. Noyaux d’oxycarbure de néodyme obtenus par fixation enmilieu aqueux sur une résine échangeuse d’ions.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 139Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 140141Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe projet de réacteur d’essai et de développementtechnologique (REDT)Les objectifs du REDT L’objectif général de ce réacteur expérimental est, d’une part,d’établir la faisabilité du RNR-G et de son cycle de combus-tible, dans une politique de déploiement sur le long terme, et,d’autre part, de faire les démonstrations nécessaires à la qua-lification des choix retenus pour le prototype.Ainsi, le REDT doit principalement répondre aux besoins dequalification sur le comportement des différents types d’as-semblages (combustible, absorbant, réflecteur…), dans desconditions de flux neutronique représentatives ; sur le fonc-tionnement d’ensemble du cœur, des systèmes de sur-veillance, régulation et protection ; sur les options de sûretépour la filière et sur la manutention du combustible.Sur cette base, il se différencie d’un réacteur expérimental detype MTR (Material Testing Reactor), comme le réacteurJules Horowitz* (RJH) dont l’objectif est l’irradiation d’échan-tillons de combustible et de matériaux de structure. Le déve-loppement de la filière des RNR-G nécessitera des irradiationsdans les réacteurs de type MTR comme Osiris, HFR puis leRJH, ou dans des réacteurs expérimentaux à neutronsrapides comme Phénix, Joyo puis Monju.Le REDT couvre les besoins compris entre cette phase d’irra-diation d’échantillons et la mise au point du prototype indus-triel, avec la souplesse nécessaire pour permettre d’étudierles différents concepts de cœurs et d’assemblages combus-tibles envisageables pour la filière et son prototype. Il pourraaussi, grâce à des dispositifs de modération locale du spectre,réaliser des expériences d’irradiation de combustibles des dif-férents concepts de la gamme des RCG, avec un fort flux neu-tronique et, par conséquent, une réduction notable de la duréepar rapport aux réacteurs à gaz existants.Les principales options de conceptionLe REDT aura une puissance d’environ 50 MW et ne produirapas d’électricité ; il sera refroidi par de l’hélium sous pression(de l’ordre de 7 MPa), avec un circuit isobare équipé de souf-flantes ; la température de sortie pourra atteindre 850 °C ; lerefroidissement du circuit primaire sera assuré par un échan-geur (fig. 124).Un précurseur des réacteursrapides refroidis au gaz Au-delà de sa contribution au développement d’une filière deRHT modulaires, disponible à partir de 2015, le CEA a pro-posé un système à caloporteur gaz, à neutrons rapides et àcycle du combustible intégré (le GFR de « Generation IV »). Ledéveloppement de ce système passe par des innovations enmatière de combustible, matériaux, systèmes de sûreté et pro-cédés du cycle, et s’appuiera sur des moyens expérimentaux,partagés au niveau international et structurés dans le plan deR&D élaboré dans le cadre de « Generation IV » (fig. 123).L’objectif de ce plan est de construire un prototype de RNR-Gd’environ 600 MWth, producteur d’électricité et permettantd’acquérir une expérience d’exploitation du réacteur et ducycle intégré associé pour le combustible, afin d’être ainsi enmesure de fournir les éléments indispensables au déploiementde la filière.Une étape essentielle pour le développement de ce prototypeest la réalisation d’un réacteur expérimental, afin d’évaluer etde développer les technologies de base : ce sera le réacteurd’essai et de développement technologique (REDT).2005 2010 2015 2020 2025Phase « Faisabilité »« Faisabilité »préliminaireDécision sur le REDTBoucles HeProto RNR-GExpériencecycleCœur démarrage Cœur démonstrationDécisionde constructiondémo RNR-GSélectionconceptPhase « Démonstration »R&DConception/sûretéCombustible, cycleMatériaux, composantsConversion d’énergieREDTFig. 123. le REDT dans le plan de développement du RNR-G.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 141Trois options de conception du premiercœur ont été examinées :La première est fondée sur un cœur detechnologie RHT, fonctionnant enspectre thermique, poussé jusqu’à unepuissance volumique de 20 MW/m3(soit plus du triple de la puissance volu-mique usuelle des RHT) qui nourrit enneutrons une zone centrale de la tech-nologie à tester, fonctionnant enspectre rapide à une puissance volu-mique supérieure à 100 MW/m3.Il s’est avéré que l’interfaçage entre lesdeux zones était délicat à réaliser etconduisait à une réduction du volumeexpérimental utile. De surcroît, c’est lecontenu de la zone à tester qui fixe son propre spectre neutro-nique, ce qui nécessite de forts enrichissements non repré-sentatifs. Enfin, la transition de ce concept de cœur à unconcept homogène en spectre rapide, nécessaire pour la qua-lification du fonctionnement du cœur, ne peut pas être réali-sée progressivement.La deuxième option repose sur une extrapolation de la tech-nologie des RHT, consistant à réduire très significativement lafraction volumique du graphite dans l’assemblage combus-tible. Il en résulte un spectre quasi rapide, permettant d’at-teindre, dans la zone centrale d’expérimentation dépourvuede graphite, les performances d’irradiations visées. Cettedeuxième option correspond donc à un cœur relativementhomogène en spectre mais hétérogène vis-à-vis de la tech-nologie des assemblages. L’inconvénient d’une telle solutionest un combustible à particules fortement enrichi, dont la tenuesous irradiation en flux rapide reste à qualifier. L’importanteR&D pour justifier le bien-fondé de cette option serait à lancersans délai. Par ailleurs, cette R&D ne serait « utile » que dansla mesure où le concept « particule » resterait durablementune option d’étude pour le RNR-G.Enfin, la troisième option est fondée sur un concept à aiguilles(pastilles de combustible gainées), utilisant des technologieséprouvées sur les réacteurs rapides à sodium. Cette optionpermet de réaliser un cœur parfaitement homogène du pointde vue du spectre rapide et susceptible d’intégrer des assem-blages de technologie évoluant progressivement vers les tech-nologies à qualifier. En contrepartie, il faut prévoir une limita-tion en température dont le niveau dépendra descaractéristiques de l’acier de gainage.C’est cette troisième option qui a été retenue, car elle présenteà la fois les meilleures garanties de faisabilité à court terme etune grande souplesse d’évolution vers un cœur homogènereprésentatif des technologies à tester (voir tableau ci-après).142 Le projet de réacteur d’essai et de développement technologique (REDT)Le dimensionnement du cœur doit prendre en compte la petitetaille qui accroît le taux de fuites neutroniques. Pour maintenirla réactivité, on est conduit à augmenter la teneur en élémentsfissiles (plutonium, en l’occurrence). Or, la puissance volu-mique varie, au premier ordre et toutes choses égales, parailleurs, comme le produit de la teneur en éléments fissiles parle flux. On cherchera donc, pour garder un flux représentatif duprototype, à augmenter la puissance volumique. Le résultatde cette optimisation est indiqué dans le tableau ci-après.Les principales caractéristiques du réacteur rapiderefroidi au gaz et du REDTRNR-G REDTréférence démonstrationP Vol. (MW/m3) 103 210Vol. cœur (L) 5 800 238% fissile /matrice 25 / 10 15 / 35% gaz / structure 55 / 10 40 / 10Delta P cœur (bar) 0,4 0,7Gestion (JEPN) 3 x 441 6 x 180Pu / (U + Pu) % 16 30φ Max (n.cm-2.s-1) 1,6 1015 1,8 1015% du φ > 0,1 MeV 49 60Doppler (pcm) -1 136 - 473Dépressurisation He (pcm) 356 0La qualification du combustible et l’évolution des cœurs Le REDT divergera donc avec un cœur constitué, pour l’es-sentiel, d’assemblages à aiguilles de technologie maîtrisée.Ce cœur est appelé « cœur de démarrage ». Il comporteraquelques assemblages expérimentaux précurseurs uranium-plutonium, éventuellement représentatifs de technologies dif-férentes. L’homogénéité du spectre donnera une grande sou-plesse, sous réserve de compatibilité géométrique, pourFig. 124. Vue du REDT.Vers l’échangeur de secoursÉchangeur de chaleurLe système primaire du REDTCuveréacteur et bras demanipulation du combustibleCirculateur~3,2 m~12 mCuveréacteur Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 142143Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazEn ce qui concerne la fabrication du combustible, la technolo-gie sera validée, dans un premier temps, avec des assem-blages uranium-plutonium dont la fabrication peut être réali-sée en boîte à gants*, puis avec des assemblages contenantdes actinides mineurs qui devront être fabriqués par télé-opé-ration en cellules blindées.La figure 126 présente l’échelonnement des besoins des dif-férents types de combustible pour le REDT et pour le proto-type de réacteur industriel. Les outils de fabrication devrontêtre développés rationnellement, en gérant au mieux le pas-sage des installations de R&D aux installations industrielles.Une expérience de cycle intégré portant sur environ 1 kg d’ac-tinides (une fraction d’assemblage du REDT) sera un point clédu programme de développement de la filière. Le retraitementsuivi de la re-fabrication pourrait permettre de réaliser dans leREDT une expérience de fermeture du cycle. Ainsi, au-delàde la démonstration de la maîtrise des procédés, un objectifsera l’étude du comportement en pile de l’assemblage ainsifabriqué avec, en particulier, la réintroduction dans le combus-tible de tous les actinides mineurs, mais aussi la présence d’untaux résiduel d’impuretés et de produits de fission issus durecyclage.Les options de sûretéCréer et valider le référentiel de sûreté de la filière sera l’undes objectifs majeur du prototype industriel. L’évacuation dela puissance résiduelle nécessitera des systèmes spécifiques.Ce référentiel intégrera les objectifs de sûreté accrue atten-dus de la filière, ainsi que les exigences et impositions parti-culières des autorités de sûreté.Les options de sûreté du REDT ne seront pas, pour certainsaspects, transposables à celles du réacteur standard de lafilière. Par exemple, la part des éléments actifs pourrait êtreplus importante que dans le prototype. Néanmoins, cesFig. 125. Évolution prévue pour le cœur du REDT. Cœur de démarrage Cœur de démonstrationTechnologie éprouvéeAiguilles, He à ~ 650 °CAssemblages U – Pu de technologie RNR-GTechnologie GFRHe à 850 °CAssemblages chargés en actinides mineursFig. 126. Les besoins de fabrication de combustible RNR-G.2005 20152010 2020 2025Conception construction ExploitationConception construction FaisalbilitéFaisalbilitéCœur de démarrageCœur de démonstrationREDTPrototypeFabricationcombustibleRNR-G50 kgUPu1 kgUPuMA10 kgUPuMA100 kgUPuMA1 tUPu20 tUPuaugmenter progressivement, en fonction de leur qualification,le nombre d’assemblages des technologies avancées à tester.Dans une seconde phase, le cœur sera constitué d’assem-blages de la technologie retenue pour le RNR-G. Ce sera le« cœur de démonstration ». La température de sortie pourraalors atteindre 850 °C et on pourra, sur ce cœur homogène,acquérir des données de qualification sur le comportementneutronique d’ensemble du cœur et sur le fonctionnement.Des assemblages contenant des actinides mineurs, visant lapleine représentativité vis-à-vis d’un RNR-G recyclant l’inté-gralité des actinides, seront alors progressivement introduits.Cette démarche est illustrée sur la figure 125.La contribution aux démonstrations concernant le cycle du combustible À terme, l’amont (la fourniture du combustible) et l’aval ducycle (le retraitement et la re-fabrication du combustible recy-clant les actinides) seront parties intégrantes de la démarchede qualification des procédés du cycle du combustible duRNR-G, à l’échelle d’un cœur.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 143144 Le projet de réacteur d’essai et de développement technologique (REDT)options constitueront une étape en termes de définition et devalidation d’options de sûreté d’un réacteur rapide à calopor-teur gaz, et les impositions éventuelles des autorités de sûretéconstitueront, à l’évidence, une référence pour les réacteursqui suivront.Le fonctionnement du cœur, la qualification des logiciels On cherchera à pouvoir déterminer expérimentalement sur leREDT :• Les effets de couplage entre la neutronique, la thermique etla thermo-aéraulique : contre-réactions neutroniques consé-cutives à des augmentations de température d’entrée, del’échauffement cœur ou encore de la puissance. Ces phéno-mènes font intervenir tous les aspects de la physique duréacteur : supportage et équilibre mécanique du cœur, sup-portage des mécanismes de barres, échanges thermiquesstructures / gaz, thermique du combustible, « effet Doppler »et dilatation de l’élément combustible... Ils gouvernent lecomportement naturel du cœur et, à ce titre, représententdes paramètres majeurs de l’analyse de sûreté.• La puissance résiduelle du cœur et les conditions de sonévacuation, en complément des essais qui seront faits enboucle inactive : la gestion du début des transitoires de pertede refroidissement sera, en effet, un point clé de la sûretédes cœurs, dont l’inertie thermique est faible.Les grandeurs précédentes seront calculées préalablementaux essais, avec des modélisations qualifiées, avec desplages d’incertitudes de calcul significatives, soit sur maquettecritique, réacteur expérimental à puissance quasi nulle commeMasurca, soit lors d’essais en boucle inactive. L’objectif desexpérimentations dans le REDT sera la réduction des incerti-tudes, la qualification globale des études et simulations cou-plées et, par là même, la consolidation de la qualification desoutils logiciels de conception.Systèmes de surveillance et de protection Les concepts de RNR-G nécessiteront, par rapport aux RHT,des dispositifs différents de surveillance, de régulation et deprotection du cœur : mesure à faible temps de réponse deséchauffements et de la puissance, surveillance et détectiond’éventuelles ruptures de la première barrière...Le REDT constituera un outil de qualification en conditionsréelles (champs de vitesse et de température, flux de neu-trons) des matériels correspondants, lesquels devront fairel’objet d’un développement technologique dans une optiquede déploiement de la filière.Une démarche évolutiveLa version rapide des réacteurs à caloporteur gaz constitueune évolution radicale par rapport aux réacteurs thermiquesutilisant le même caloporteur, en particulier sur le plan du com-bustible et des systèmes de sûreté. Un réacteur expérimentalprécurseur est donc indispensable afin de développer et dequalifier les technologies de base. Le REDT correspond à cetobjectif, sur la base d’une démarche évolutive permettant, ens’appuyant sur les technologies existantes, d’évaluer diffé-rentes technologies innovantes et d’accompagner leur déve-loppement et leur qualification jusqu’au niveau requis pour leurmise en œuvre dans le prototype industriel.Jean-Louis CARBONNIER,Direction du développement et de l’innovation nucléairesMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 144145Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazLe cycle du combustible du réacteur rapide à gaz :les procédés innovants de traitement* De nouveaux défis pour le combustibleLes objectifs fixés au RNR-G, en termes de gestion desdéchets radioactifs à vie longue et de résistance à la prolifé-ration, se traduisent par plusieurs exigences sur le cycle ducombustible associé.Le nombre d’atomes lourds par unité de volume dévolu aucombustible et à sa barrière de confinement devra être le plusélevé possible pour pouvoir disposer d’un cœur de réacteuréconomiquement compétitif ; les taux de combustion*devront atteindre de l’ordre de 10 à 15 at. % pour être garantsde l’économie du cycle ; le combustible devra être capabled’incorporer de 15 à 25 % de plutonium, de l’ordre de 70 à80 % d’uranium et de 2 à 5 % d’actinides mineurs pour assu-rer, d’une part, la puissance et l’isogénération* en Pu et,d’autre part, la transmutation des actinides mineurs à vielongue ; la rétention des radiotoxiques devra être réalisée auplus près de la source de production pour un meilleur confine-ment des radionucléides ; le cycle du combustible devra êtrefermé en privilégiant un traitement-recyclage global des acti-nides, afin de faciliter la gestion des déchets ultimes et pourrendre le cycle aussi peu proliférant* que possible.Ces exigences et les fonctions à assurer par le combustible etson cycle ont conduit à définir des concepts de combustiblesinnovants se différenciant fortement du concept actuel decombustible industriel des REP, et au choix d’un cycle fermédu combustible recyclant intégralement tous les actinides [1]et [2], à la différence du cycle actuel fondé sur la seule récu-pération de flux séparés d’uranium et de plutonium.Comme nous l’avons vu dans la partie de cet ouvrage consa-crée au combustible 27, les choix d’éléments combustibles sontactuellement toujours ouverts, dans l’attente des résultatsd’évaluation des couples possibles composé fissile/matriceinerte : (U, Pu)C/SiC, (U, Pu)C/ZrC, (U, Pu)C/TiC, (U,Pu)N/ZrN et (U, Pu)N/TiN… Deux concepts d’assemblage(voir schémas de la figure 127) font actuellement l’objetd’études mécaniques et thermochimiques : les pastilles platesdisposées en réseau régulier dans une matrice en forme deplaque et les pastilles de forme plus allongée empilées dansune gaine cylindrique réfractaire. Ces choix : nature, compo-sition, constitution et géométrie des assemblages de combus-tible, vont orienter les procédés de traitement à mettre enœuvre en aval du cycle du combustible.Les procédés de traitementL’objectif de recycler à moindre coût, intégralement, 99,9% desactinides du combustible usé nécessite le développement deprocédés de traitement efficaces à rendement de récupéra-tion élevé, compacts avec la minimisation du nombre d’opéra-tions et de la taille des appareils, compatibles avec les opéra-tions en aval du cycle pour une industrialisation en ligne desopérations de traitement et de refabrication, et gérant leurspropres déchets. Suivant ces considérations et les imagesconceptuelles des combustibles à traiter, un schéma général27. Voir supra, p. 135-139.Combustible d’actinides Élement combustibleFig. 127. Image des deux concepts de combustible RNR-G en coursd’évaluation.E pae v / 2Dh ce gjrjafae vjr1- Combustible Plaque2.Combustible AiguillePastille • Diamètre : 11,18 mm• Hauteur : 4,9 mmPlaque gainée• Épaisseur totale : 7 mm(dont épaisseur gainage = 1 mm) • Largeur : ~ 130 mm • Longueur : ~250 mmPastilles disposées en réseaurégulier dans une structurede type plaquePastille• Diamètre : ~ 6 mm• Hauteur : 10 mmAiguille • Diamètre externe : ~ 9 mm(dont 1 mm d’épaisseur de gainage) • Hauteur colonne fissile : ~ 1,10 mMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 145146 Le cycle du combustible du réacteur rapide à gaz :les procédés innovants de traitement plaque de SiC avec des alvéoles remplies de SiC simulant lecomposé fissile (concept 1), ont été réalisés récemment.L’objet est visible avant et après traitement par les courantspulsés sur la figure 129. Les résultats de déstructurationobservés sont encourageants. Ils permettent d’envisager l’ap-plication de ce procédé pour accéder au composé fissile descombustibles de type plaque, sans avoir recours à une disso-lution de l’ensemble composé fissile-matrice inerte. Il est prévude poursuivre cette étude de déstructuration sur des objetsplus représentatifs, avec un combustible à plaque fermée, parexemple, ou des particules enrobées dispersées (combustibletype RHT) dans un liant de matrice inerte.Traitement des rejets gazeuxDestruction du combustibleTraitement additionnel (si perte d’actinides dans les déchets > 0,1 %)Solubilisationdu composé fissileRécupérationdes actinides des déchetsSéparationsolide / liquideSéparation groupéedes actinidesRefabricationCo-conversiondes actinidesde traitement a été établi (figure 128), et une trentaine de pro-cédés hydrométallurgiques et pyrochimiques* ont été iden-tifiés pour les différentes opérations à mettre en œuvre,sachant qu’une des difficultés principales réside, au moinspour le premier concept, dans la séparation entre la matriceinerte et le composé fissile, en amont de la séparation desactinides.Dans l’attente d’un choix du combustible de référence, lesétudes menées en laboratoire sont réalisées essentiellementsoit à titre exploratoire, afin de vérifier l’absence de points réd-hibitoires, au moins pour les procédés à fort potentiel comme,par exemple, la déstructuration des éléments combustibles parcourants pulsés, soit à des fins de démonstration de la faisa-bilité scientifique des étapes clés du procédé de traitementcomme, par exemple, la séparation groupée des actinides parextraction liquide / liquide et la co-conversion des actinides parvoie oxalique ou sol gel, soit, enfin, pour évaluer les potentia-lités de procédés innovants pour le recyclage des actinides duRNR-G, comme les procédés pyrochimiques, par exemple.Un zoom est effectué ci-après sur la R&D conduite dans l’ins-tallation ATALANTE* sur les procédés à fort potentiel ou inno-vants.Procédés hydrométallurgiques La déstructuration des éléments combustible par courants pulsésDes solides exposés à des énergies de quelques kilojoulesproduites à partir d’impulsions de haute tension, de l’ordre de200 à 500 kV, et des courants de décharge de 10 à 20 kA,subissent localement, en quelques microsecondes, des trans-ferts de densité d’énergie de 10 à 100 J/cm. Cet apport d’éner-gie provoque des élévations locales de température pouvantatteindre 10 000 K et des pressions de l’ordre de 1010 Pa quivont fragmenter instantanément le solide et le réduire à l’étatde débris plus ou moins fins.Les premiers essais de déstructuration par courants pulsésde matériaux constitutifs d’un combustible de RNR-G, uneFig. 128. Schéma général de traitement du combustible des RNR-G.Fig. 129. Schéma de principe de déstructuration par courants pulsés(a) et vue d’une structure alvéolaire SiC remplie de SiC (combustibleplaque), avant traitement par courants pulsés (b) et après 30 impul-sions (c).Générateur de Marx (U : 200 à 500 kV et I : 10 à 20 kA)Impulsions (<1s)abcL’extraction groupée des actinides Partant, d’une part, du principe que la dissolution nitrique descarbures d’actinides est pratiquement acquise par retour d’ex-périence des années 1960-1970 et que la technologie de l’ex-traction liquide / liquide est bien adaptée au domaine dunucléaire, d’autre part, le schéma de l’extraction groupée desactinides a été conçu sur ces principes (voir procédé GANEXMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 146147Les réacteurs nucléairesà caloporteur gaz(par exemple, mélanges An(IV) – An (III) et An(VI) – An(III))ont été engagées sur la base du développement des molé-cules de la famille BisTriazinesPyridines (BTP). Ces moléculesont été testées dans le cadre de la démonstration scientifiquedes procédés de séparation poussée de l’américium et ducurium des effluents de haute activité du cycle PUREX. Eneffet, ces molécules ont la particularité d’extraire les actinidesd’un effluent de forte acidité et d’être sélectives vis-à-vis deslanthanides*. Leur pouvoir de séparation actinides / lantha-nides est excellent. Les tests des premières molécules ontmontré une sensibilité importante à la radiolyse*. Pour ren-forcer la tenue, lors de la radiolyse, de nouvelles moléculesont été synthétisées, la Bis(cyclo hexyl-tétraméthyl)-BTP et laBis(benzo-cyclo hexyl-tétraméthyl)-BTP, par greffage de motifstriazines en position alpha. Une représentation de ces molé-cules BTP est donnée dans la figure 131. Avec ces molécules,les performances d’extraction et de séparation des actinidesrestent excellentes, et la tenue à la radiolyse est nettementaméliorée. En contrepartie, une dégradation des cinétiquesd’extraction et de désextraction a été observée. Les études sepoursuivent pour y remédier et disposer au plus tôt de molé-cules plus performantes.Combustible irradiéDissolutionSéparationpréliminaireExtraction Désextraction AnRecyclageDéchetsDésextraction LnFig. 130. Schéma de principe du procédé GANEX pour l’extractiongroupée des actinides.UU + Pu + AMLnPFdonné en figure 130). Ce schéma comprend une étape préli-minaire de séparation de l’uranium suivie d’une extractiongroupée des transuraniens et de l’uranium résiduel du raffi-nat [3]. Pour réaliser cette séparation, deux voies sont en coursd’examen :1. Aménagement du procédé existant développé pour laséparation poussée des actinides mineursLe procédé DIAMEX-SANEX de séparation de l’américium etdu curium d’une solution de raffinat d’un premier cycle d’extra-ction peut, moyennant des aménagements, être adapté à l’ex-traction groupée des actinides U-Pu-Np-Am-Cm. Des étudessont en cours en laboratoire pour l’acquisition de données departage des actinides U, Pu et Np entre l’acide nitrique et lesextractants diamide seul et en mélange avec un acide dialkyl-phosphorique. Ces données sont nécessaires pour adapter leschéma DIAMEX-SANEX à la séparation groupée des acti-nides. Par ailleurs, l’obligation de disposer dans le cœur duRNR-G en début de vie, pour diminuer les fuites neutroniques,de deux couronnes d’actinides présentant un ratio U/actinidesde 0,78 pour la couronne interne et de 0,81 pour la couronneexterne, impose, pour le cycle, une pré-séparation partielle del’U en tête, de manière à pouvoir ajuster ensuite les flux d’Uaux bonnes teneurs, lors des étapes suivantes de co-conver-sion ou de fabrication. Dans ce cadre, un schéma monoamideest en cours de définition. Sur la base des connaissancesactuelles, la séparation groupée des actinides serait donc réa-lisée en deux cycles, comme schématisé dans la figure 132,(page suivante). La démonstration scientifique de ce procédéest prévue en 2008 dans ATALANTE, sur une solution réelle.2. Recherche de nouvelles molécules extractantesLa recherche de molécules extractantes plus performantes ensélectivité, en capacité de charge et en robustesse, et la syn-thèse de molécules pouvant contenir ou supporter différentssites de coordination (extractants bitopiques) pour la coextra-ction d’actinides portés à des degrés d’oxydation différentsNNNN NNNNNNN NNNNNNN NNNFig. 131. Architecture des molécules de la familleBisTriazinesPyridines testées pour la séparation en un cycle desactinides.Isobutyl-BTPBis(cyclo hexyl-téraméthyl)-BTPBis(benzo-cyclo hexyl-tétraméthyl)-BTPMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 147148 Le cycle du combustible du réacteur rapide à gaz :les procédés innovants de traitement La co-conversion des actinidesLa co-conversion des actinides est une étape clé entre le trai-tement et la refabrication du combustible. Deux procédés deco-conversion sont en cours de développement afin de pro-duire, à l’entrée de la chaîne de fabrication, un composé solided’actinides pratiquement à la bonne préforme recherchée. Cesont le procédé sol-gel par gélification interne, pour la forma-tion de noyaux sphériques d’actinides, et la co-précipitationoxalique, pour la formation de solution solide d’actinides.1. La voie sol-gelLa gélification externe, en particulier par le procédé Nukem,est souvent privilégiée pour la fabrication industrielle denoyaux d’uranium. Son adaptation à la cogestion des actinidesprésenterait néanmoins deux difficultés : une productionnotable d’effluents ammoniaqués concentrés et un ajustementcomplexe des conditions de gélification pour une hydrolysehomogène, simultanée et globale, de tous les actinides pré-sents à des degrés d’oxydation divers.Un autre procédé, développé à moindre échelle pour la fabri-cation de noyaux, fondé sur le principe de la gélificationinterne, devrait pallier au moins partiellement ces difficultés.L’hydrolyse des actinides est initiée au sein de la goutte de« sol » par décomposition thermique d’un précurseur d’am-HNO3 3 MHN03U HNO30,1 MNaOH 0,3MεU, Pu, Np, Am, CmP.F.OCCH2CH3 CH-C4H9C2H5CH2CH-C4H9C2H5NDMDOHEMAU, Pu, Np, Am, Cm, PF, HN03εU, Pu, Np, Am, Cm< 5 % LnHNO3~ 1 MCitricTMAOHpH 6Na2CO30,4MHNO3 5 MNaOH 0,3MDMDOHEMA/HDHPDMDOHEMA+ ε HDHPNONCH3OCH3 C2H4C8H17C8H17OC6H13HDHPOOHPO OFig. 132. Schémas de procédé envisagés pour la gestion groupéedes actinides : (a) séparation partielle de l’U ; (b) séparation des acti-nides restants.Traitement monoamideExtraction Désextraction UN, N-di(éthyl-2)hexyl-acétamideSolutionDissolutionSolution de dissolutionComplexantExtraction–lavageRecyclageDMDOHEMASortie PFSortie LnLavage LnSortie actinidesDésextraction An Désextraction Ln Désextraction HDHPDésextraction HDHPTraitement DiamideComplexantRéducteur,Tampon pH3ComplexantRecyclageDMDOHEMA/HDHPRecyclageMonoamideabMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 148149Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazUO22+Am3+ Pu4+Cm3+NpO2+ pH >1 500 °CH2>1 500 °CN2/H2>1 500 °CFig. 133. Schéma de principe du procédé de co-conversion des actinides par gélification interne.+ CarboneCarbure / nitrureDispersionInjecteur vibrantSolGelTransition sol-gelTraitements thermiquesFormation de gel (hydrolyse)MaturationRinçageConcentration / dénitrificationMicrogouttesSéchageChauffageFrittageMicrosphèresInerteCarbureOxydeNitruremoniac : l’hexaméthylènetétramine, solubilisé dans le sol.Ainsi, d’une part, la co-condensation d’actinides, même à dif-férents degrés d’oxydation, est favorisée, et, d’autre part, lemûrissement des billes de gel peut être réalisé dans des bainsammoniaqués plus dilués. Ce procédé permet également l’ob-tention de noyaux d’actinides de diamètre plus important. Unschéma du principe de gélification interne est donné dans lafigure 133. Ce procédé, qui s’applique aussi bien aux étatsd’oxydation stables des actinides qu’aux états réduits, a étédéveloppé à partir d’essais en présence de Ce(III) et d’U(IV)puis testé dans le cadre d’une co-conversion U-Pu dans unrapport 85-15, selon deux modes : gélification d’un mélangeU(VI)-Pu(IV) et gélification d’un mélange U(IV)-Pu(III). Dansle cadre de la refabrication du combustible, le premier modecorrespondrait à une co-conversion U(VI)-Pu(IV)-Np(V,VI)-Am(III)-Cm(III) présentant l’avantage de considérer des étatsd’oxydation initiaux stables en milieu nitrique mais laissantentrevoir une limitation prévisible pour l’hydrolyse complètedes actinides mineurs, en particulier le Np.Le second mode correspondrait à une co-conversion U(IV)-Pu(III)-Np(IV)-Am(III)-Cm(III), en milieu réducteur, avec desoptimisations nécessaires au niveau des conditions de miseen œuvre pour gélifier simultanément et de manière homo-gène les actinides (IV) et (III), ce qui a été très peu étudié jus-qu’ici. On a reporté, dans la figure 134, à titre démonstratif,une vue des essais dans ATALANTE de formation de goutte-lettes d’hydroxydes d’uranium et de plutonium, aussitôt aprèsleur injection dans le support chauffé, et les microsphères degel d’hydroxydes U(VI)-Pu(IV) et U(IV)-Pu(III) formées. Cesessais se poursuivent par l’étude des conditions de traitementthermique de ces microsphères, afin d’obtenir des noyauxd’oxyde d’actinides mécaniquement résistants. Les essais réa-lisés ont permis de cerner un domaine de conditions optimalespour les deux actinides « majeurs ». Les tests visant à étudierle comportement des actinides mineurs, Np(V,VI) et Am(III),sont en cours.Fig. 134. Co-conversion d’uranium et de plutonium dans un rapport85 /15 par gélification interne.Microsphères de gel d’hydroxydes U(VI)-Pu(IV) (85 / 15).Microsphères de gel d’hydroxydes U(IV)-Pu(III) (85 / 15)Hydrolyse des microsphèresd’actinides.abcMono1CEA_FR 5/10/06 11:03 Page 149150 Le cycle du combustible du réacteur rapide à gaz :les procédés innovants de traitement 2. La voie oxaliqueLes cations métalliques aux degrés d’oxydation III et IV inter-agissent avec les anions oxalate pour former des complexespeu solubles en solution nitrique. L’utilisation de cette propriété,déjà retenue industriellement pour la conversion du nitrate deplutonium en oxyde, a été envisagée d’abord pour les opéra-tions de co-conversion U-Pu puis, récemment, pour la co-conversion groupée des actinides U-Pu-Np-Am-Cm [4] selonla réaction chimique globale suivante :Les conditions de précipitation (concentration, acidité, hydro-dynamique…) par lot ou en continu et de traitement thermiquesous atmosphère contrôlée ont été définies pour divers acti-nides, d’abord séparément avec l’uranium et le plutonium, puisen mélange (U-Pu, Pu-Np, Pu-Am et U-Pu-Np) avec diffé-rentes proportions, afin d’obtenir des rendements de précipi-Fig. 135. Vue d’essais de co-conversion d’actinides réalisés dansATALANTE.U(IV)-Ce(III) U(IV)Pu(IV) U(IV)-Pu(III)Pu(III) Pu(III)-Np(IV)L43Parallèlement à cette étude, en vue de fournir quelques élé-ments de sûreté indicatifs, associés à la mise en œuvre de laco-conversion oxalique, l’étape de calcination des oxalatesmixtes en oxyde a également été suivie par l’analyse, en par-ticulier, des gaz de la réaction de décomposition par micro-chromatographie en phase gazeuse et spectrométrie demasse.a bFig. 136. Simulation numérique de la précipitation oxalique d’actinides menée dans un réacteur à effet vortex (a) et mise enœuvre expérimentale (b) associées à un suivi de la granulométriedu précipité. (L43 désigne le diamètre moyen volumique des agglomérats d’oxalate uraneux.)tation supérieurs à 99 %. Quelques-uns des essais de co-conversion des actinides conduits au laboratoire sont repré-sentés dans la figure 135.Les résultats des essais sont encourageants, car les rende-ments de précipitation sont excellents, et l’analyse structuraledes solides formés indique bien la formation de solution solided’actinides. Par exemple, des lots de plusieurs dizaines degrammes de (Pu, Am)O2 à des teneurs en américium com-pris entre 20 et 80 % ont été produits par cette technique, pourles expériences FUTURIX.En ce qui concerne l’optimisation du procédé, l’implication detous les actinides nécessite des acquisitions expérimentalesciblées et pertinentes. La modélisation du procédé fondé surun couplage entre le génie chimique (appareillage et hydro-dynamique) et la chimie de précipitation est une étape indis-pensable. Actuellement, grâce aux expérimentationsconduites sur ATALANTE, au retour d’expérience du fonction-nement des appareils industriels et au progrès des modèlesnumériques, un premier modèle complet de la précipitationoxalique a été finalisé. Une vue de la simulation numériqueassociée à l’expérience de précipitation oxalique d’actinidesest donnée dans la figure 136.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 150151Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazGlobalement, les mécanismes sont relativement complexeset dépendent très fortement de la structure oxalate, desmétaux présents dans le précipité et de l’atmosphère de cal-cination utilisée. Les gaz identifiés sont principalement H2O,CO, et CO2, et, en quantités moindres, N2, NH3 et H2.Les perspectives d’études du développement du procédé deco-conversion oxalique concerneront prochainement la chimiede la co-précipitation groupée des actinides, le génie des pro-cédés, l’adaptation des traitements thermiques pour l’obten-tion de composés oxyde, carbure ou nitrure, et l’obtention desdonnées suffisantes pour les démonstrations de sûreté en vued’une mise en œuvre industrielle.Procédés pyrométallurgiquesLes qualités généralement attribuées aux sels d’halogénuresfondus, attaque et dissolution de composés généralementréfractaires à l’acide nitrique, haute résistance à la radiolyse etfaible pouvoir de modération vis-à-vis des neutrons permet-tant de travailler à la fois sur des combustibles très irradiantset fortement enrichis, confèrent potentiellement aux procédésde traitement pyrochimiques* une compacité de mise enœuvre, offrant ainsi une alternative intéressante aux procédéshydrométallurgiques. Comme pour ces derniers, l’enjeu résidedans la séparation et la récupération quantitative intégralesdes actinides du bain du sel, en amont de la refabrication. Leprocédé offrant le plus fort potentiel pour réaliser cette opéra-tion est l’extraction réductrice chimique par un métal fondu. Undes systèmes binaires d’intérêt pour cette séparation est lesystème aluminium-fluorures LiF-AlF3/Al-Cu. Ce système pos-sède une forte sélectivité pour l’extraction des actinides vis-à-vis des produits de fission et une solubilité élevée des acti-nides dans l’aluminium [5].Des essais de séparation d’actinides conduits dans ATA-LANTE ont été réalisés à 830 °C, à partir d’un bain de sel LiF-AlF3 (85 / 15) chargé en lanthanides (lanthane, cérium, sama-rium et europium) dans un rapport Pu / Ln de 3, par l’alliagemétallique Al-Cu (78 / 22). Les coefficients de distribution (Dmassique) mesurés des différents éléments métalliques entrele sel et l’alliage métallique sont donnés dans le tableau ci-après, ainsi que les facteurs de séparation actinides / lantha-nides (SPu/M) obtenus après le contact et la mise en équilibredes phases. On a reporté, dans la figure 137, une vue ducontacteur batch utilisé pour les essais et des vues du selavant et après extraction des actinides.Premiers résultats des essais de séparation sélective des actinides mineurs des lanthanides d’un sel de fluorures par l’aluminium fonduMétal Coefficient* Coefficientde distribution de séparation(D massique) (SPu/M)Pu 197±30 1Am 144±20 1,4±0,4Ce 0,14±0,01 1 307±308Sm 0,06±0,1 3 177±760Eu <0,013 >15 000La <0,06 >3 000* Le coefficient de distribution D d’un élément est défini ici par le rapport de sa concen-tration massique dans le métal à sa concentration massique dans le sel à l’équilibrethermodynamique. Il représente l’affinité de l’élément pour le milieu considéré (plus lavaleur de D est élevée, plus l’affinité de l’élément pour le milieu est forte). Le coefficientde séparation est donné par le rapport de deux coefficients de distribution.Ces résultats confirment l’excellente extraction des actinidesdu sel par l’aluminium et les potentialités de ce systèmebinaire pour la séparation des actinides et des lanthanides.Dans les conditions des essais, il suffirait pratiquement dedeux ou trois contacts du sel avec l’aluminium pour atteindredes rendements d’extraction des actinides > 99,9 %. En pers-pective, pour finaliser la démonstration de la faisabilité de ceprocédé, deux voies d’études sont menées en parallèle. Lapremière concerne les essais d’extraction groupée des acti-nides à partir d’un sel riche en produits de fission. Pour cettedémonstration, un contacteur par lot sel fondu / métal liquidenucléarisé a été développé et fabriqué pour des essais en2005 dans la chaîne blindée C10 d’ATALANTE. La secondeFig. 137. (a) et (b) : vue du contacteur batch nucléarisé ; (c) et (d) du sel avant contact (couleur bleue caractéristique du Pu(III) et après contact (couleur marron caractéristique des lanthanides).c da bMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 151152 Le cycle du combustible du réacteur rapide à gaz :les procédés innovants de traitement concerne les études hydrodynamiques de phases et le déve-loppement de contacteurs multiétagés, afin de disposer d’unetechnologie permettant, d’une part, de tester en conditionsréelles de schémas de séparation des actinides d’un bain desel de dissolution de combustibles irradiés, et, d’autre part, dedisposer d’une technologie qui pourrait être représentatived’appareils transposables à l’échelle industrielle.Technologie et mise en œuvreindustrielleLa spécificité du combustible du RNR-G cumulée au choix dumultirecyclage intégral des actinides et à une gestion amélio-rée des déchets ultimes impose de repenser profondémentles opérations de traitement, tout en s’attachant à conserverune excellente compétitivité économique du cycle du combus-tible. Le premier travail réalisé au CEA a consisté à recenserles procédés de traitement et à identifier les procédés clés ouà fort potentiel sur lesquels des efforts importants de R&D sontportés pour la démonstration de la faisabilité de la fermeturedu cycle. Ces démonstrations sont mises en œuvre dans ATA-LANTE, et les premiers résultats obtenus sur la faisabilité desprocédés clés en hydrométallurgie (déstructuration des élé-ments combustibles par courants pulsés, extraction groupéedes actinides et co-conversion…) et en pyrométallurgie (extra-ction groupée des actinides…) sont encourageants. Ils néces-sitent de maintenir l’effort, au moins jusqu’à la démonstrationscientifique de ces derniers. Le développement de procédésest certes important, mais la technologie de sa mise en œuvreindustrielle l’est tout autant (taille des appareils et des bâti-ments d’accueil…). C’est certainement dans ce domaine quel’innovation technologique sera la plus importante, voire pri-mordiale, pour développer et maîtriser un cycle du combus-tible RNR-G économiquement compétitif.Références[1] T. TAKATA et al., « Conceptual design study on advanced aqueousreprocessing system for fast reactor fuel cycle », Journal of NuclearScience and Technology, 41(3), 307-314, 2004.[2] B. BOULLIS, « Le cycle des systèmes nucléaires du futur », Revuegénérale nucléaire, 93-97, 4, 2003.[3] ID., « Future nuclear fuel cycles : main stakes and guidelines forresearch », FJ/OH summer school on nuclear reactors « Physics,fuels and systems », August 25-September 3, 2004, Cadarache,France.[4] P. BARON, « Innovative fuel cycles : co-conversion of actinides byhydrometallurgical processes », FJ/OH summer school on nuclearreactors « Physics, fuels and systems », August 25-September 3,2004, Cadarache, France.[5] ID., « Innovative fuel cycles : pyrochemical processes », FJ/OHsummer school on nuclear reactors « Physics, fuels and systems »,August 25-September 3, 2004, Cadarache, France.Michel MASSON, Bernard BOULLISet Michaël LECOMTE,Département de radiochimie et procédésMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 152153Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazDes réacteurs rapides à gaz pour un nucléairedurable et propreAujourd’hui, l’électronucléaire représente respectivement6,5 %, 34 % et 78 % des consommations d’électricité mon-diale, européenne et française. Le simple examen de lavitesse actuelle de consommation de l’uranium par le parcélectronucléaire existant, et des ressources conventionnellesen uranium, estimées à 3,2 Mt pour l’uranium extractible àmoins de 130 $/kg, montre qu’il faut s’attendre, à l’échéancede quelques dizaines d’années, à des tensions dynamiquesimportantes sur le marché de l’uranium. Une augmentation dela puissance nucléaire installée accélèrerait encore le proces-sus. Le recours à des réacteurs à neutrons rapides, qui utili-sent tout l’uranium naturel et non plus uniquement son isotopefissile, permettrait de surmonter cette limitation.Les réacteurs à caloporteur gaz (RCG) pourraient aussi per-mettre l’utilisation durable du thorium, voie historiquementchoisie par les concepteurs des RHT en Allemagne. Dessynergies entre cycles U-Pu et Th-U 233 seraient alors à déve-lopper, sur un parc de RCG ou un parc hybride associant RCGet réacteurs à eau.Une étude de scénario appliquée au cas de la FranceDe nombreux scénarios d’évolu-tion du parc nucléaire sont étu-diés au CEA. On se contenteraici d’en décrire un seul, restreintau cas de la France. Selon cescénario, le renouvellement duparc de réacteurs est supposéintervenir à des périodes éche-lonnées. Compte tenu de ladurée de vie des réacteursactuels, un premier renouvelle-ment des réacteurs de 2e géné-ration du parc français devraitavoir lieu entre 2020 et 2050, auprofit de REP de 3e génération,puis de systèmes de 4e généra-tion (voir fig. 138). On supposeque ces renouvellements seferaient à puissance totale instal-lée constante ; après une exploi-tation de soixante ans, les REPde 3e génération seraient rempla-cés par des systèmes de 4e génération, soit des RNR-G, soitdes RNR-Na*, à partir de 2080.Ces dates pourraient permettre de rationaliser les investisse-ments dans les usines du cycle, qui auront besoin d’un bain dejouvence à partir de 2025, pour l’usine de retraitement, et2030, pour l’usine de fabrication de combustible MOX*.Selon le scénario étudié ici, le plutonium est monorecyclé enREP jusqu’à 2025, dans la continuité de la stratégie actuelle.De 2025 à 2035, les combustibles usés UOX et MOX sontentreposés et traités. De 2035 à 2050, les systèmes à neu-trons rapides recyclent l’ensemble des actinides et résorbentle stock et la production du parc REP de 2e génération enquinze ans. Enfin, en 2080, s’opère une deuxième phase derenouvellement du parc ; les REP ayant soixante ans de duréede vie sont remplacés par des RNR.Les matières fissiles et fertiles du combustible des RNR intro-duits en 2035 proviennent du traitement des combustiblesREP MOX ou UOX usés entreposés. Le plutonium et les acti-nides mineurs en sont extraits de manière groupée. Les acti-nides mineurs entreposés, issus de la séparation mise en0102030405060702010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100Fig. 138. Un scénario de renouvellement du parc français (de 2010 à 2100). Les REP actuels sont progressivement remplacés par des réacteurs de 3e génération (EPR), puis de 4e génération.La puissance installée est maintenue constante.GWéPuissance nucléaire installéeAnnéesREP actuelsEPRGEN. IVTotal parcMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 153seraient nécessaires en tête de procédé. L’atelier de sépara-tion serait transformé pour être adapté à un procédé de typeGANEX*, après réduction partielle du flux de matière en ura-nium. Les produits sortants seraient alors un mélange d’ura-nium et de transuraniens, complétés par de l’uranium à la hau-teur nécessaire pour la fabrication des combustibles de4e génération. Cette conception modulaire se fonde sur le pro-cédé GANEX qui fait l’objet d’un programme de recherches etd’expériences à grande échelle au CEA devant aboutir d’ici2012.Les résultats du scénario ci-dessus sont présentés dans letableau ci-après. L’inventaire en Pu disponible en France sestabilise à 800 tonnes environ, quantité suffisante à la fois pourles RNR-Na et les RNR-G. Dans une situation de recyclagehomogène à l’équilibre, le combustible contient de l’ordre de1,2 % d’AM (Np + Am + Cm) et 20 % de Pu. Toutefois, larésorption du stock accumulé pendant la période transitoirepeut s’envisager avec une teneur maximale de 2,5 % à 3 %en AM, dans un RNR-Na.L’introduction de RNR-G pouvant accepter une teneur limitede 5 % permet d’accroître la consommation instantanée d’ac-tinides mineurs et, par conséquent, d’en réduire l’inventaireplus rapidement. La durée de reprise des inventaires d’AM enprovenance des REP, séparés et entreposés à partir de 2020,est de quinze ans avec un recyclage en RNR-G ou RNR-Na,à partir de 2035 ; les inventaires en actinides mineurs, en2100, c’est-à-dire après cinq ans de fonctionnement du parcen RNR, sont assez proches des inventaires en 2035, dated’introduction des RNR pour une couverture à 50 % du parcsur la période 2050-2080, à l’exception de celui du curium.Selon ce scénario, les systèmes à neu-trons rapides auront permis de réduirede moitié environ le besoin en uraniumnaturel au XXIe siècle. Ce niveau estdirectement lié à leur part dans la pro-duction électrique totale du parc.Les deux systèmes de réacteurs à neu-trons rapides, gaz ou sodium, peuventêtre introduits dans un parc français àpuissance constante, en prenant encompte un cycle du combustible dyna-mique, avec un temps réduit desmatières hors du réacteur de l’ordre dedeux à trois ans. Dans tous les cas, lamise en œuvre de la séparation-trans-mutation, inhérente aux systèmes de 4egénération, permet de réduire significa-tivement les inventaires de déchetsultimes.154 Des réacteurs rapides à gaz pour un nucléaire durable et propreœuvre à partir de 2020, sont alors recyclés dans la limite desteneurs acceptables : 5 % pour le RNR-G ou 3 % pour le RNR-Na. Cette masse d’actinides mineurs sera résorbée progres-sivement, en fonction du taux de consommation et des teneurslimites effectives.Un parc composé uniquement de RNR est atteint en 2095.L’introduction des RNR-G dans le parc demandera le main-tien, voire l’extension, des capacités de retraitement exis-tantes. Les usines pour le cycle spécifique du combustible sontà introduire en 2030 pour la fabrication du combustible, puis en2040 pour le traitement du combustible usé en chaîne blindée,date correspondant à peu près au renouvellement des usinesUP2 et UP3 de La Hague. L’analyse du calendrier du renou-vellement ou de la prolongation des ateliers de traitement ducombustible usé ou de la fabrication du combustible MOXmontre donc que ce dernier est compatible avec le phasaged’introduction des RNR dans le parc.Le lancement d’une filière de troisième génération (type EPR),à partir de 2020, pour une durée d’au moins soixante ans,ainsi que la décision de minimiser les actinides mis auxdéchets, imposent de toute façon de maintenir une capacité àtraiter le combustible UO2 de ces réacteurs, et donc, a minima,de renouveler les usines sur le schéma actuel, ainsi que toutesleurs servitudes.L’usine de 4e génération permettrait de traiter, à partir de 2030-2040, à la fois les combustibles UOX usés et ceux issus dessystèmes de 4e génération, sur la base d’une extraction grou-pée de l’ensemble des actinides (moyennant une extractionpréalable d’une partie de l’uranium). Deux ateliers decisaillage-dissolution spécifiques à chaque combustibleREPRNR4e Gén.Tête de procédéREPEnrichissementFabricationREP/UOxSEPOUGANEXFabricationRNRTête de procédéRNRDéchets BDéchets CU, PuAM, PFUnat.Unat.PFActinidesCycle RNRFig. 139. Schéma de traitement-recyclage envisageable pour unparc transitoire composé de REP et de réacteurs de 4e génération.Les procédés de séparation poussée SEPOU et de séparation groupée des actinides GANEX sont actuellement en cours de développement au CEA.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 154155Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazConsommation annuelle d’uranium dans le parc français à puissance installée constante (60 GWe)*Consommation annuelle Mono MOX en REP et multirecyclage globald’uranium (en tonne) (Pu, Np, Am, Cm, ...) en système « Gen. IV » Mono MOX en REP UOX en REPde type RNR (Scénario décrit dans le texte)2035 2050 2080 2100 2035 à 2080 2035 à 2080Uranium naturel 6 900 3 450 3 450 0 6 900 7 900Uranium appauvri 0 20 20 40 0 0* Comparaison entre le scénario du texte (colonne de gauche) et deux situations sans introduction de RNR dans le parc : l’une avec monorecyclage MOXdans des REP (colonne du milieu) ; l’autre, sans aucun recyclage (colonne de droite).Inventaire des actinides pour un parc mixte REP-RNR*Inventaires (t) Mono MOX en REP et multirecyclage global Mono MOX en REP et multirecyclage global(Pu, Np, Am, Cm...) en RNR-Na (Pu, Np, Am, Cm...) en RNR-G à aiguilles,avec une rangée de couverture radiale pour 25% du parc de RNR-G2035 2050 2070 2100 2035 2050 2070 2100Pu (Total) 28 448 567 682 809 454 577 698 815Np 24 31 33 25 23 26 19 11Am 53 71 75 63 50 56 45 39Cm 4 7 10 18 4 7 12 14AM (Total) 82 109 118 106 77 89 76 64* Selon le scénario décrit plus haut. La comparaison entre RNR-G et RNR-Na montre que la résorption de cet inventaire en actinides est plus efficace avecle RNR-G.28. Total = entreposages, réacteurs, usines, stockage.Comme le montre le tableau ci-dessus, les besoins en uraniumnaturel sont également fortement réduits avec l’introduction ducycle fermé des systèmes de 4e génération.Finalement, la mise en service de systèmes nucléaires de4e génération à neutrons rapides, au cours du XXIe siècle, per-mettrait à la fois d’économiser les ressources naturelles etde minimiser la production de déchets radioactifs à vielongue. Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gazsont particulièrement aptes à atteindre ces buts dans desdélais raisonnables.Marc DELPECHDirection du développement et de l’innovation nucléairesMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 155Mono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 156157Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazGlossaire – indexActinide : élément terre rare de numéro atomique compris entre89 et 103. Ce groupe correspond au remplissage de la sous-couche électronique 5f et 6d. Les actinides sont dotés de proprié-tés chimiques très voisines entre elles. 45-47, 61-68, 110, 115, 135-139, 146-155.Actinides majeurs : noyaux lourds d’uranium et de plutonium pré-sents ou formés dans le combustible nucléaire.Actinides mineurs (AM) : noyaux lourds formés dans un réacteurà partir des noyaux du combustible par capture* successive deneutrons*.Ces isotopes* sont principalement le neptunium (237),l’américium (241, 243) et le curium (243, 244, 245).Activation : action tendant à rendre radioactifs* certainsnucléides*, en particulier au sein des matériaux de structure desréacteurs, par bombardement de neutrons* ou d’autres particules.35, 69, 70, 81, 98, 110, 111, 127. Activité : nombre de désintégrations* par unité de temps au seind’un radionucléide* ou d’un mélange de radionucléides. Elle estexprimée en becquerels (Bq), unité de mesure qui correspond àune désintégration par seconde.Adiabatique : se dit d’un système dont les transformations se fontsans échange de chaleur avec le milieu extérieur.Aérosol : suspension de particules solides ou liquides très finesdans un gazAire de migration : exprimée en m2, l’aire de migration représentele carré moyen de la distance parcourue par les neutrons dans lecœur du réacteur, depuis leur émission jusqu’à leur absorption. 50.Allotropique : un solide est sous une forme allotropique s’il a unestructure cristalline thermodynamiquement stable dans certainesconditions de température et de pression. Une transformation allo-tropique est la transformation d’un solide d’une structure cristallinestable en une autre. 27.ANTARES : voir chapitre « La conversion d’énergie dans les sys-tèmes de 4e génération à caloporteur gaz » (p. 89). 91.Antiréactivité : baisse de réactivité* que peut produire un absor-bant neutronique (barre de commande, par exemple) quand il estintroduit dans le cœur d’un réacteur.ATALANTE : voir chapitre « Le cycle du combustible du réacteurrapide à gaz : les procédés innovants de traitement* » (p. 145).146-151.Austénitique (structure) : une structure cristalline cubique à facescentrées rencontrée dans certains alliages métalliques, en parti-culier certains aciers. 129.Autoprotection : phénomène d’absorption préférentielle des neu-trons par les atomes lourds en périphérie d’une masse de com-bustible. Selon la géométrie du combustible, cette absorption peutréduire plus ou moins la pénétration des neutrons à l’intérieur ducombustible. 61.AVR : voir chapitre « Le passé récent et le futur proche des réac-teurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33). 37-39, 66, 85, 112.Azéotrope : mélange de liquides dont la température d’ébullitionest constante, comme dans un liquide pur. Les composants d’unmélange azéotropique ne peuvent donc pas être séparés par unedistillation simple. 107.Barn : unité utilisée pour mesurer une section efficace (1 barn =10-24 cm2). 49, 72.Barre de commande : barre ou ensemble de tiges solidairesmobiles contenant une matière absorbant les neutrons et qui, sui-vant sa position dans le cœur d’un réacteur nucléaire, influe sur saréactivité. 52, 116, 122.Barrières : dans un réacteur nucléaire, ensemble des élémentsphysiques qui isolent les radionucléides* du combustible de l’en-vironnement. Dans un réacteur à eau sous pression*, il s’agitsuccessivement de la gaine de l’élément combustible, de l’enve-loppe du circuit primaire (qui comprend la cuve) et de l’enceinte duréacteur. 22, 34, 46.Bêta effectif : fraction de neutrons retardés, exprimée générale-ment en pcm* (pour cent mille). Certains produits de fission pro-duits dans le cœur du réacteur émettent des neutrons, parfois avecun retard allant jusqu’à quelques dizaines de secondes après lafission. Ces neutrons contribuent de façon marginale au bilan neu-tronique, mais c’est grâce à eux que la réaction en chaîne peut êtrepilotée et stabilisée.Bilan neutronique : résultante des productions et des pertes deneutrons en réacteur. 22, 49, 50, 117.Boîte à gant : enceinte dans laquelle du matériel peut être mani-pulé, tout en étant isolé de l’opérateur. La manipulation se fait aumoyen de gants fixés de façon étanche à des ouvertures dispo-sées dans la paroi de l’enceinte. L’enceinte est, en général, misesous faible dépression pour confiner les substances radioactives.143.Brayton (cycle de) : voir chapitre « La conversion d’énergie dansles systèmes de 4e génération à caloporteur gaz » (p. 89).Burn-up : (voir Combustion massique*).Calcul déterministe* (de grandeurs neutroniques) : résolutionnumérique de l’équation régissant le transport* des neutrons*dans la matière après avoir « discrétisé », c’est-à-dire transforméen quantités distinctes, les variables (espace, énergie des neutronset temps). 52.Calcul probabiliste (de grandeurs neutroniques) : utilisation de laméthode de Monte-Carlo* pour simuler des « histoires » de neu-trons*, de leur naissance à leur absorption. 52.Caloporteur : fluide (gaz ou liquide) utilisé pour extraire la chaleurproduite par les fissions*. 7, 24.Capture (radiative) : capture d’un neutron par un noyau (suiviepar une émission immédiate d’un rayonnement gamma). 27, 35,36, 49, 53, 61, 70, 109, 116, 136.CerCer : matériaux composites céramique-céramique. 127.CO2 : voir chapitre « Les premiers réacteurs graphite-gaz : histo-rique et performances » (p. 21).Mono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 157158 Glossaire - indexCoefficient de réactivité : variation du facteur de multiplication*résultant du fonctionnement d’un réacteur, c’est-à-dire des change-ments de température et de composition dus au dégagementd’énergie et à l’irradiation neutronique* (voir aussi Réactivité). 35,36.Coefficient de température : coefficient qui traduit la variation dufacteur de multiplication* dans un réacteur, lorsque sa tempéra-ture change. 36.Coefficient de vide : coefficient qui traduit la variation du facteurde multiplication* dans un réacteur, lorsque le caloporteur*forme plus de vides (zones de moindre densité telles que desbulles de vapeur dans l’eau) que la normale. Si ce coefficient estpositif, un excès de vapeur se traduira par une augmentation de laréactivité* et, par conséquent, une augmentation de la puissance.S’il est négatif, l’excès de vapeur tendra, au contraire, à arrêter leréacteur. 61.Cœur : région d’un réacteur nucléaire dans laquelle peut se pro-duire une réaction nucléaire en chaîne. 22, 49.Cogénération : utilisation de l’énergie thermique du réacteur pourplusieurs applications conjointes, par exemple la production d’élec-tricité, d’hydrogène, d’eau potable par dessalement et de frigoriespour la climatisation des bâtiments. 41, 91, 94.Combustible : substance constitutive du cœur* d’un réacteurnucléaire contenant les éléments fissiles* qui entretiennent laréaction en chaîne* en son sein. 45, 61, 85, 109, 135.Combustible à particules : voir chapitre « Le combustible à par-ticules » (p. 45).Combustion massique (ou « burn-up » ou encore « taux de com-bustion ») : énergie totale libérée par unité de masse dans un com-bustible nucléaire. Généralement exprimé en mégawatts x jourspar tonne. 33, 46, 61, 110, 135, 145.Conditionnement (des déchets) : opération par laquelle lesdéchets nucléaires sont mis sous une forme stable et durable. 37,65, 66, 69, 139.Conduit chaud : dans un réacteur à gaz, le conduit chaud désignela branche des tuyauteries qui relie le cœur du réacteur au sys-tème de conversion d’énergie et qui transporte le gaz à haute tem-pérature. 77, 80, 97.Crayon : tube de faible diamètre, fermé à ses deux extrémités,constituant du cœur d’un réacteur nucléaire, quand il contient unematière fissile, fertile ou absorbante.Lorsqu’il contient de la matièrefissile, le crayon est un élément combustible*. 49, 115.Critique : un système est qualifié de critique lorsque le nombre deneutrons* émis par fission* est égal au nombre de neutrons dis-paraissant par absorption et par fuite. Dans ce cas, le nombre defissions observé pendant des intervalles de temps successifs resteconstant. La criticité* est l’expression d’un équilibre exact entreles productions de neutrons par fission et les disparitions parabsorption et par fuite. 52, 119.Cuve : récipient contenant le cœur d’un réacteur et son fluide calo-porteur. 38, 41.Cycle du combustible : ensemble des étapes suivies par le com-bustible de l’extraction du minerai jusqu’au stockage des déchets.61, 109, 145.Cycle thermochimique : dans le contexte de cette monographie,ensemble de réactions chimiques tirant parti d’une source de cha-leur nucléaire et dont le bilan global est la production d’hydrogènepar cassure de la molécule d’eau. 72, 103, 104, 106.Défaut ponctuel : défaut localisé en un point d’un réseau cristal-lin, résultant soit d’un atome manquant (lacune), soit d’un atomesupplémentaire situé entre les positions atomiques normales (inter-stitiel), soit d’un atome étranger substitué à un des atomes duréseau. 28-30, 67, 128.Dessalement (de l’eau de mer) : voir chapitre « Le réacteur à trèshaute température : monter en température, c’est gagner sur plu-sieurs points » (p. 71).Divergence : démarrage du processus de réaction en chaîne*dans un réacteur. 21, 37, 52.dpa : nombre de Déplacements Par Atome induits dans un maté-riau sous irradiation. Cette unité est bien adaptée pour quantifierles irradiations dans les métaux. 77, 81, 127-130.Ductilité : capacité d’un matériau à subir des déformations plas-tiques. 77, 81, 128, 129, 138.Eau légère : eau ordinaire par opposition à eau lourde*.Eau lourde : protoxyde de deutérium (D2O). 21.Échangeur (de chaleur) : dispositif dans lequel un fluide chaudcède sa chaleur à un fluide froid. 9-10, 22, 23, 39-42, 77-80, 90, 91,101, 102, 124, 125, 141, 142.Effet xénon : le xénon est un puissant absorbant neutronique. Saformation dans le cœur d’un réacteur comme produit de désinté-gration d’un autre produit de fission (l’iode) perturbe avec retard lecomportement neutronique du cœur lors d’un transitoire* de puis-sance. 21, 58, 116.EHT (Électrolyse à Haute Température). 103, 104.Électronvolt (eV) : unité d’énergie utilisée en physique nucléaire(1 eV = 1,6·10-19 joule).Enrichissement : processus qui, dans le cas de l’uranium, per-met d’augmenter par divers procédés (diffusion gazeuse, ultracen-trifugation, excitation sélective par laser) la concentration de l’iso-tope* 235 par rapport à l’isotope 238 prédominant dans l’uraniumnaturel. 21.Épithermiques (neutrons) : neutrons situés dans la gammed’énergie de 10 eV à 20 keV environ et ayant ainsi une vitessesupérieure à celle des neutrons thermiques. 49.Excursion de criticité : évolution rapide du nombre de fissions*produites au sein d’un milieu fissile*, encore appelée « excursionde puissance* ». 36, 125.Facteur de conversion : rapport entre le nombre de noyaux fis-siles produits et détruits dans un cœur ou une portion de cœur deréacteur. Un réacteur est isogénérateur* quand son facteur deconversion vaut 1. Si celui-ci est supérieur à 1, il est surgénéra-teur*. 113, 115.Facteur de multiplication k : valeur moyenne du nombre de nou-velles fissions* induites par les neutrons* issus d’une fission ini-tiale. Pour évaluer le facteur de multiplication, si les fuites des neu-trons vers les assemblages de combustible voisins ou hors duréacteur ne sont pas prises en compte, celui-ci est qualifié d’infiniet noté k∞ ; dans le cas contraire, il est qualifié d’effectif et noté keff.Fertile : se dit d’une matière dont les noyaux, lorsqu’ils absorbentdes neutrons, donnent des noyaux fissiles*. C’est le cas de l’ura-nium 238 qui conduit au plutonium 239. Une matière est dite « sté-rile* » dans le cas contraire. 34, 61, 109.Filière : voie possible de réalisation de réacteurs nucléairescapables de produire de l’énergie dans des conditions industrielles.34.FIMA (Fission per Initial Metallic Atom) : le FIMA est une unité detaux de combustion d’un combustible nucléaire, exprimée entermes de proportion de fissions réalisées dans une populationd’atomes de métal lourd. 46, 135, 136, 138.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 158159Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazFissile (noyau) : noyau pouvant subir la fission* par absorptionde neutrons*. En toute rigueur, ce n’est pas le noyau appelé « fis-sile » qui subit la fission mais le noyau composé formé, suite à lacapture d’un neutron. 7, 33-36, 45, 46, 61-63, 109-111, 118, 135-139,145, 146.Fluage : déformation progressive d’un solide sous l’effet d’unchamp de contraintes appliqué pendant des durées longues. Lefluage peut être activé par la chaleur (on parle alors de « fluagethermique ») et / ou par l’irradiation. 31, 35, 77-82, 100, 128, 129, 133,138.Fluence : la fluence est une unité de dose utilisée pour quantifierl’irradiation des matériaux. C’est le nombre de particules (parexemple, des neutrons) arrivant par unité de surface durant l’irra-diation. 29-31, 81, 127-138.Flux de neutrons : nombre de neutrons qui traversent une unitéde surface par unité de temps. 130, 136, 144.Fort Saint Vrain : voir chapitre « Le passé récent et le futur prochedes réacteurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).Frittage : opération consistant à souder les grains d’une poudrecompactée de métal ou de céramique, en chauffant cette poudreau-dessous de la température de fusion du matériau. 47, 69, 82,83, 136, 139, 149.Gaine : enveloppe entourant la matière combustible, destinée àassurer son isolation et sa tenue mécanique dans le cœur du réac-teur. 22, 23, 116, 117, 127, 130, 145.GANEX : procédé chimique d’extraction groupée des actinides*.139.Génération (de réacteurs) : voir « Avant-propos » (p. 7).GIF ou « Gen. IV » : noms courants pour désigner la collaborationinternationale (Generation IV International Forum) visant à déve-lopper des systèmes nucléaires de quatrième génération. 7, 13.Graphite : voir chapitre « Un matériau fascinant : le graphite »(p. 27).Grappe de commande : voir Barre de commande*.Groupe : dans les calculs neutroniques, la variation en énergie dessections efficaces est, en général, prise en compte de façon sim-plifiée en moyennant ces dernières dans quelques domaines enénergie, appelés « groupes ». 54.GTHTR 300 : voir chapitre « Le passé récent et le futur proche desréacteurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).GT-MHR (Gas-Turbine Modular Helium-cooled Reactor). 33.GWe : puissance électrique fournie par une centrale, exprimée engigawatts.GWth : puissance thermique fournie par la même centrale, expri-mée en gigawatts.Hélium : voir chapitre « Les premiers réacteurs graphite-gaz : his-torique et performances » (p. 21). 25.HTR-Modul : voir chapitre « Le passé récent et le futur proche desréacteurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).HTTR : voir chapitre « Le passé récent et le futur proche des réac-teurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).HTR10 : voir chapitre « Le passé récent et le futur proche des réac-teurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).Hydrogène : voir chapitre « Faire de l’hydrogène nucléaire ? »(p. 103).Inventaire en radionucléides : quantités de produits de fission etd’actinides* contenus dans un combustible irradié expriméesgénéralement en Bq/gMLi (becquerel par gramme de métal lourdinitial) ou en g/tMLi (gramme par tonne de métal lourd initial). Cesquantités et les spectres isotopiques associés dépendent de plu-sieurs paramètres tels que la nature du combustible et les condi-tions d’irradiation (taux de combustion…). 154, 155.Isogénérateur / Isogénération : qui produit autant de combus-tible fissile* qu’il en consomme (voir Surgénérateur*). 116.Isotopes : formes d’un même élément dont les noyaux possèdentun nombre de protons identique et un nombre de neutrons diffé-rent.JEPP : unité de temps de fonctionnement d’un réacteur, expriméeen « Jours Équivalents Pleine Puissance ». 38.k∞ : voir Facteur de multiplication*.keff : voir Facteur de multiplication*.Labile : voir Relâchement labile*.Lanthanide : élément* terre rare de numéro atomique comprisentre 57 et 71. Ce groupe correspond au remplissage de la sous-couche électronique 4f. Les lanthanides sont dotés de propriétéschimiques très voisines entre elles et très voisines de celles desactinides*. La séparation actinides / lanthanides dans le combus-tible nucléaire usé est un enjeu important. 147, 151.Lixiviation : dissolution d’un corps solide. 66, 67.Magnox : alliage d’aluminium et de magnésium employé commematériau de gainage, en particulier dans certains réacteurs britan-niques à caloporteur CO2, appelés également « Magnox ». 21.Martensitique (structure) : une structure cristalline cubique cen-trée rencontrée dans certains alliages métalliques, en particuliercertains aciers. 77, 78.Matériaux à haute température : voir chapitre « Matériaux pourle réacteur à très haute température (RTHT) » (p. 77).Matériaux sous irradiation : voir chapitre « Matériaux pour leréacteur à très haute température (RTHT) » (p. 77). 127.Méthode de Monte-Carlo : méthode statistique d’approximationde la valeur d’une intégrale en utilisant un ensemble de points aléa-toirement distribués selon une certaine probabilité. Elle consiste àrépéter l’attribution d’une valeur numérique dépendant du déroule-ment d’un processus où le hasard intervient, puis à calculer unemoyenne et sa dispersion statistique (traduisant sa précision) surl’ensemble des valeurs obtenues. En théorie du transport* desparticules dans la matière, cette méthode consiste à simuler le che-minement d’un très grand nombre de particules en tenant compteexactement de la géométrie et des interactions nucléaires, puis àcomptabiliser les résultats auxquels on s’intéresse. 50-55, 132.MeV (« méga électron-volt ») : cette unité d’énergie est générale-ment utilisée pour exprimer l’énergie dégagée par les réactionsnucléaires. 1 MeV correspond à 1.6 10-13 joule.Modérateur : matériau formé de noyaux légers qui ralentissent lesneutrons* par diffusions élastiques. Il doit être peu capturant afinde ne pas « gaspiller » les neutrons et être suffisamment densepour assurer un ralentissement efficace. 21.MOX (« Mixed Oxides ») : mélange d’oxydes d’uranium (naturel ouappauvri) et de plutonium. 36, 45, 62, 67, 110, 153-155.Multigroupe : voir Groupe*.Nappe de puissance : représentation en trois dimensions de larépartition de la puissance d’un cœur de réacteur en ses différentspoints (pour chaque assemblage combustible, par exemple). 116.Neutron : particule fondamentale électriquement neutre, de masse1, 675.10-27 . La nature de ce nucléon a été découverte en 1932 parMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 159160 Glossaire - indexle physicien britannique James CHADWICK.Les neutrons constituent,avec les protons, les noyaux des atomes. Ils peuvent provoquer lafission de certains noyaux dits « fossiles ».Neutronique : étude du cheminement des neutrons* dans lesmilieux fissiles* et non fissiles et des réactions qu’ils induisentdans la matière, en particulier dans les réacteurs nucléaires sousl’angle de leur multiplication, de l’établissement et du contrôle de laréaction en chaîne*. 49.Neutrons prompts : neutrons* émis directement au momentmême de la fission*. 111.Neutrons rapides : neutrons* libérés lors de la fission, se dépla-çant à très grande vitesse (20 000 km/s).Leur énergie est de l’ordrede 2 millions d’électronvolts*. 10.Neutrons retardés : neutrons* émis par les fragments de fission*avec un retard de quelques secondes en moyenne après la fission.Bien que représentant moins de 1 % des neutrons émis, ce sonteux qui, par ce décalage dans le temps, permettent in fine le pilo-tage des réacteurs.Voir aussi Bêta effectif*. 111.Neutrons thermiques : également appelés neutrons* lents, neu-trons en équilibre thermique avec la matière dans laquelle ils sedéplacent avec une vitesse de l’ordre de 2 à 3 km/s. Leur énergieest inférieure à 1 électronvolt*. 10.NGNP (Next Generation Nuclear Plant) : prototype de réacteur àgaz (RTHT*) en projet sur le site d’Idaho (USA). 74.Noyaux lourds : dénomination donnée aux isotopes* des élé-ments dont le nombre de protons (numéro atomique) est égal ousupérieur à 80.Tous les actinides* et leurs produits de filiation figu-rent dans ce groupe. 7.Nucléide : espèce nucléaire caractérisée par son nombre de pro-tons Z, son nombre de neutrons* N et par son nombre de masseA, égal à la somme du nombre de protons et du nombre de neu-trons (A = Z + N) ; radionucléide* : isotope radioactif*, appeléaussi, parfois, « radio-isotope ». 57, 59, 67, 69, 135.PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) : voir chapitre « Le passérécent et le futur proche des réacteurs à caloporteur gaz : lesRHT » (p. 33).Pcm (« Pour cent mille ») : unité de réactivité. 50, 52, 55, 116, 118,125, 142.Peach Bottom : voir chapitre « Le passé récent et le futur prochedes réacteurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).Période : durée au bout de laquelle la moitié des atomes radioac-tifs* initialement présents a disparu en se désintégrant* naturel-lement. 70.Phénix : prototype de réacteur à neutrons rapides* refroidi ausodium. 10, 130, 137, 138, 141.Plutonium : élément formé par capture de neutrons par l’uraniumdans le cœur des réacteurs nucléaires. Les isotopes* impairs duplutonium sont fissiles*, ce qui fait du plutonium une matièrenucléaire valorisable, par exemple sous forme de combustibleMOX*. 7, 61-63, 145, 153.Produits de fission : nucléides* produits soit directement par lafission* nucléaire, soit indirectement par la désintégration* desfragments de la fission. 7, 34-36, 45, 46, 65-68, 85-87, 135-138.Prolifération : dissémination incontrôlée des technologiesnucléaires militaires ou des matières utilisées par ces technologies.7, 13-15, 17-19, 68, 110, 145.Puissance résiduelle : puissance thermique développée par unréacteur nucléaire à l’arrêt, provenant essentiellement de l’activité*des produits de fission*. 36, 39, 40, 57, 59, 111, 112, 121-124.Pyrocarbone (ou « carbone pyrolytique ») : carbone amorphe pro-duit par décomposition à haute température d’un hydrocarburegazeux. Le pyrocarbone est utilisé comme couche d’enrobagedans la composition du combustible à particules. 46, 48, 85.Pyrochimie : chimie à haute température (plusieurs centaines dedegrés C). La pyrochimie ne fait pas intervenir d’eau ni de molé-cules organiques, mais des métaux liquides et des sels fondus.139.Pyrophorique : se dit d’un matériau capable de s’enflammer spon-tanément à l’air. 136.Radioactivité : propriété que possèdent certains éléments natu-rels ou artificiels d’émettre spontanément des particules alpha,bêta ou un rayonnement gamma. Est plus généralement désignéesous ce terme l’émission de rayonnements accompagnant ladésintégration* d’un élément instable ou la fission*. 7.Radiolyse : décomposition de matière par des rayonnements ioni-sants. 23, 35, 67, 131, 147, 151.Radiotoxicité potentielle (d’une certaine quantité de radionu-cléides, par exemple dans des déchets) : la radiotoxicité poten-tielle, définie comme étant le produit de l’inventaire en radionu-cléides par le facteur de dose « ingestion » desdits radionucléides,est un indicateur du pouvoir de nuisance de cette quantité de radio-nucléides en situation accidentelle. 7, 65, 68, 110, 127.Rapport de modération : dans un réacteur, rapport entre levolume de modérateur (eau, en ce qui concerne notamment lesREP*) et le volume de combustible. Ce rapport règle l’énergiemoyenne des neutrons. 36, 49, 50, 61.Réacteur à eau bouillante (REB) : réacteur dans lequel l’ébullitionde l’eau se fait directement dans le cœur. 33.Réacteurs à eau légère : famille de réacteurs regroupant les réac-teurs à eau sous pression* et les réacteurs à eau bouillante*.44.Réacteur à eau sous pression (REP) : réacteur dans lequel lachaleur est transférée du cœur à l’échangeur de chaleur par del’eau maintenue sous une pression élevée dans le circuit primaireafin d’éviter son ébullition. 19, 33.Réacteur à neutrons rapides (RNR) : réacteur sans modérateur*dans lequel la majorité des fissions sont produites par des neu-trons* présentant des énergies du même ordre de grandeur quecelle qu’ils possèdent lors de leur production par fission. 19, 153-155.Réacteur Jules Horowitz (RJH) : voir chapitre « Le projet de réac-teur d’essai et de développement technologique (REDT) » (p.141).Réacteur surgénérateur : voir Surgénérateur*.Réactivité : quantité sans dimension permettant d’évaluer lespetites variations du facteur de multiplication k* autour de lavaleur critique et définie par la formule η = (k - 1)/k. Sa valeur étanttrès petite, elle est généralement exprimée en cent millièmes, enprenant pour unité le pcm (pour cent mille). Dans un réacteur, laréactivité est nulle lorsqu’il est critique*, positive s’il est surcri-tique* et négative s’il est sous-critique* (voir Critique*). 35, 36,50, 52-55, 58, 59, 62, 63, 111, 116, 119, 122, 125, 142.Recyclage : réutilisation en réacteur de matières nucléaires issuesdu traitement* du combustible usé. 10, 61, 109, 145.REDT : « Réacteur d’Étude et de Développement Technolo-giques », en projet au CEA pour l’étude de réacteurs à caloporteurgaz.Voir chapitre « Le projet de réacteur d’essai et de développe-ment technologique (REDT) » (p. 141).Relâchement labile : fraction de l’inventaire en radionucléides sus-ceptible d’être relâchée instantanément lorsque l’eau arrivera auMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 160161Les réacteurs nucléairesà caloporteur gazcontact du combustible irradié. Il concerne essentiellement les pro-duits de fission solubles en solution et ne dépend pas des proprié-tés de confinement des différentes couches du combustible irra-dié. Il dépend essentiellement de l’accessibilité de l’eau et desquantités de PF ségrégées ou sorbées à l’extérieur du combus-tible. 67.Réfrigérant : fluide caloporteur* chargé d’évacuer la chaleur ducœur. 67.Résonance : terme utilisé en physique nucléaire pour désigner unétat excité du noyau composé, formé par l’addition d’un noyau cibleet d’un neutron incident. Dans certains domaines d’énergie inci-dente, les sections efficaces d’interaction neutron-noyau dépen-dent fortement de l’énergie du neutron, du fait de l’existence de cesrésonances. 49, 50, 125.Revenu : traitement thermique qu’on fait subir à certains matériaux,en particulier aux métaux et alliages trempés, pour en contrôler lamicrostructure cristalline et les caractéristiques mécaniques. 77.RNR-G : réacteur à neutrons rapides refroidi au gaz.Voir chapitre« Le RNR-G : pour fermer le cycle du combustible » (p. 109).RTHT (« Réacteur à Très Haute Température ») : terminologie fran-çaise pour le VHTR (Very High Temperature Reactor).Voir chapitre« Le réacteur à très haute température : monter en température,c’est gagner sur plusieurs points » (p. 71).Section efficace : mesure de la probabilité d’interaction d’une par-ticule avec un noyau cible, exprimée en barns* (1 barn = 10-24 cm2).Dans le cas du neutron*, par exemple, elle définit sa probabilitéd’interaction avec les noyaux de la matière des différents consti-tuants du cœur. La section efficace mesure la probabilité d’occur-rence d’une réaction donnée entre des particules incidentes (parexemple, des neutrons) et une cible (par exemple, des noyauxd’uranium). Pour les réacteurs nucléaires, on distingue principale-ment les réactions induites par les neutrons : fission, capture et dif-fusion élastique. 27, 49, 51, 70, 86.Séparation : procédé chimique faisant partie des opérations detraitement*, par lequel les différents éléments constituant le com-bustible usé sont séparés. Le procédé PUREX isole l’uranium et leplutonium ; d’autres procédés chimiques plus avancés (DIAMEX,SANEX, GANEX) sont à l’étude pour séparer les actinides* deslanthanides, ou les actinides* entre eux. 68, 115, 139, 146-148, 151,152, 154.Spectre neutronique : distribution en énergie de la population desneutrons* présents dans le cœur d’un réacteur. 46, 49, 51, 61, 69,116, 125.Stérile : nucléide non fissile*, qui produit par capture neutroniqueun nucléide également non fissile. 21, 36, 49, 109.Stockage direct : le stockage direct consiste à envoyer en stoc-kage le combustible usé, sans passer par les étapes de traitementet de recyclage. 65, 67.Streaming : fuite de neutrons dans certaines directions préféren-tielles dues à des hétérogénéités du cœur d’un réacteur (parexemple, des canaux de gaz). 50-53.Sûreté nucléaire : ensemble de mesures destinées à assurer uneprotection, à éviter un danger liée aux activités et / ou aux installa-tions nucléaires, en mesurant et contrôlant le risque associé. Voirchapitres p. 57 et p. 121.Sur(ré)générateur / sur(ré)génération : qui produit plus de com-bustible fissile* qu’il n’en consomme. Les nouveaux noyaux fis-siles sont créés par la capture de neutrons* de fission* par desnoyaux fertiles* (non fissiles sous l’action de neutrons ther-miques*) après un certain nombre de désintégrations radioac-tives*.Taux de combustion : au sens propre, il correspond au pourcen-tage d’atomes lourds (uranium et plutonium) ayant subi la fission*pendant une période donnée. Couramment utilisé pour évaluer laquantité d’énergie thermique par unité de masse de matière fis-sile* obtenue en réacteur entre le chargement et le déchargementdu combustible, il s’exprime en mégawatts·jour par tonne (MW·j/t).Le taux de combustion de rejet* est le taux auquel l’assemblagecombustible, après plusieurs cycles d’irradiation, doit être définiti-vement déchargé. 22, 33, 46, 61, 110, 135, 145.Temps de doublement : un paramètre souvent utilisé pour décrirequantitativement les capacités de déploiement d’une filière est sontemps de doublement, c’est-à-dire le temps mis par un réacteursurgénérateur pour produire autant de matière fissile qu’il en avaitlui-même au départ.C’est aussi le temps au bout duquel le parc deréacteur peut être multiplié par deux, grâce à la matière fissile sur-générée. 110.Ténacité : quantité caractéristique d’un matériau, exprimée enMPa.m1/2, mesurant sa résistance à la propagation de fissures. 77,81, 128, 130.TEP : unité d’énergie correspondant à une Tonne d’ÉquivalentPétrole. 109.Terme source : utilisé dans le contexte de la gestion des déchetsradioactifs, le terme source est la quantité et la qualité des matièresradioactives susceptibles de migrer vers la biosphère. 67.Thermaliser : ralentir les neutrons* afin de les mettre progressi-vement en équilibre thermique avec la matière du réacteur danslequel ils diffusent.Thermohydraulique : branche de la physique consacrée auxtransferts de chaleur et à la mécanique des fluides. 94, 110, 117-119, 123.Thorium : élément fertile*, assez abondant dans la nature, dontl’utilisation est envisageable dans les réacteurs nucléaires, selon uncycle du combustible* assez analogue à celui de l’uranium 238.19, 25, 38, 109, 153.THTR-300 : voir chapitre « Le passé récent et le futur proche desréacteurs à caloporteur gaz : les RHT » (p. 33).TIG : procédé de soudage à l’arc à électrode réfractaire sous atmo-sphère inerte, utilisé lorsque l’on doit obtenir une très haute qua-lité de soudage (appareils à pression). 78.Traitement (du combustible usé) : opération consistant à séparerdans le combustible usé les matières valorisables du reste, qui estalors considéré comme un déchet et reçoit un conditionnementapproprié. Voir chapitre « Le cycle du combustible du réacteurrapide à gaz : les procédés innovants de traitement* » (p. 145).Transitoire : évolution lente ou rapide, programmée ou fortuite, del’état de fonctionnement d’une installation. Dans le cas d’un réac-teur nucléaire sont distingués les transitoires normaux, lors des-quels les valeurs des paramètres physiques restent à l’intérieur desspécifications techniques d’exploitation, et les transitoires acciden-tels qui entraînent l’action de systèmes de protection puis de sau-vegarde. 38, 40, 59, 94, 102, 116, 123, 124.Transmutation : transformation par une réaction nucléaire induitepar des neutrons* (capture, fission*) d’un isotope* en un autre et,plus particulièrement, d’un isotope radioactif* à vie longue en unisotope à vie courte ou en un isotope stable. 10, 14, 45, 110, 130,132, 145, 154.Transport (des neutrons) : terme décrivant la migration des neu-trons dans le réacteur, depuis leur émission jusqu’à leur dispari-tion par absorption ou fuite. 52-54.Transuraniens : tous les éléments dont le numéro atomique estsupérieur à celui de l’uranium. En réacteur, noyaux lourds issus deMono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 161l’uranium par capture neutronique* ou désintégrations radioac-tives* autres que la fission*. Ils se répartissent en sept famillesd’isotopes* : uranium, neptunium, plutonium, américium, curium,berkélium et californium. 7, 110, 147, 154.Tribologie : étude des frottements solides, de l’usure et de la lubri-fication. 97, 98.TRISO : type de combustible à particules formé d’un noyau dematière fissile ou fertile enrobé de quatre couches successives :pyrocarbone poreux ; pyrocarbone dense ; SiC ; pyrocarbonedense. 34, 45, 47, 48, 68, 74, 85, 87.Turbine, turbomachine : voir chapitre « La conversion d’énergiedans les systèmes de 4e génération à caloporteur gaz » (p. 89).UNGG : filière de réacteurs à uranium naturel, modérés au gra-phite et refroidis au gaz (CO2). Voir chapitre « Les premiers réac-teurs graphite-gaz : historique et performances » (p. 21).UOX : combustible standard des réacteurs à eau légère* consti-tué d’oxyde d’uranium. 45, 61, 62, 66, 67, 153-155.Mono1CEA_FR 5/10/06 11:04 Page 162

L'abri Caminade

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