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p,
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|||
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h1,
|
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|
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h2,
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|||
|
|
h3,
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|||
|
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h4,
|
|||
|
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h5,
|
|||
|
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|
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|
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input,
|
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button,
|
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textarea,
|
|||
|
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select {
|
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font: inherit;
|
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}
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|
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<a href='/'>Retour à l'Accueil</a><hr/><!DOCTYPE html>
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<title>dragonfeu_blog</title>
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|
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|
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|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
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|
|
h2, h3, h4 {
|
|||
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
p {
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
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}
|
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|
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img {
|
|||
|
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|
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|
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|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
h5, h6 {
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
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|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
ol, ul {
|
|||
|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
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|
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|
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|
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|
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|
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|
|||
|
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|
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|
|||
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|
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|
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|
|||
|
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|
|||
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
pre {
|
|||
|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
padding: 0;
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
overflow-wrap: normal;
|
|||
|
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|
|||
|
|
.sourceCode {
|
|||
|
|
background-color: transparent;
|
|||
|
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|
|||
|
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|
|
hr {
|
|||
|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
table {
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
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|
|||
|
|
display: block;
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
table caption {
|
|||
|
|
margin-bottom: 0.75em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
tbody {
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
border-top: 1px solid #1a1a1a;
|
|||
|
|
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|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
th {
|
|||
|
|
border-top: 1px solid #1a1a1a;
|
|||
|
|
padding: 0.25em 0.5em 0.25em 0.5em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
td {
|
|||
|
|
padding: 0.125em 0.5em 0.25em 0.5em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
header {
|
|||
|
|
margin-bottom: 4em;
|
|||
|
|
text-align: center;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC li {
|
|||
|
|
list-style: none;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC ul {
|
|||
|
|
padding-left: 1.3em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC > ul {
|
|||
|
|
padding-left: 0;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC a:not(:hover) {
|
|||
|
|
text-decoration: none;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
code{white-space: pre-wrap;}
|
|||
|
|
span.smallcaps{font-variant: small-caps;}
|
|||
|
|
div.columns{display: flex; gap: min(4vw, 1.5em);}
|
|||
|
|
div.column{flex: auto; overflow-x: auto;}
|
|||
|
|
div.hanging-indent{margin-left: 1.5em; text-indent: -1.5em;}
|
|||
|
|
/* The extra [class] is a hack that increases specificity enough to
|
|||
|
|
override a similar rule in reveal.js */
|
|||
|
|
ul.task-list[class]{list-style: none;}
|
|||
|
|
ul.task-list li input[type="checkbox"] {
|
|||
|
|
font-size: inherit;
|
|||
|
|
width: 0.8em;
|
|||
|
|
margin: 0 0.8em 0.2em -1.6em;
|
|||
|
|
vertical-align: middle;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
.display.math{display: block; text-align: center; margin: 0.5rem auto;}
|
|||
|
|
</style>
|
|||
|
|
</head>
|
|||
|
|
<body>
|
|||
|
|
<header id="title-block-header">
|
|||
|
|
<h1 class="title">dragonfeu_blog</h1>
|
|||
|
|
</header>
|
|||
|
|
<p>Superphénix… s’il est un réacteur célèbre en France, c’est bien lui.
|
|||
|
|
J’en parle souvent, avec des regrets, mais aussi avec la fierté de vivre
|
|||
|
|
dans le pays qui a développé un réacteur unique au monde jamais égalé.
|
|||
|
|
En son temps, il était le roi de tous les réacteurs, du haut de ses 1240
|
|||
|
|
MW électriques, offrant un <strong>réél</strong> potentiel
|
|||
|
|
d’indépendance énergétique à la France.</p>
|
|||
|
|
<p>Et si on en parlait, en prenant le temps, en développant les concepts
|
|||
|
|
?</p>
|
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|
|
<p>Pour celles & ceux n’ayant pas un attrait prononcé pour la
|
|||
|
|
technique, les premiers paragraphes de cet article établiront une
|
|||
|
|
présentation rapide de SPX. La suite ira plus en profondeur, en
|
|||
|
|
s’appuyant sur les livres de Joël Guidez, la monographie du CEA sur les
|
|||
|
|
RNR à caloporteurs sodium, et des documents de l’IRSN (sources à la fin
|
|||
|
|
de l’article).</p>
|
|||
|
|
<p><img
|
|||
|
|
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:512/0*VGFDdGUEuo8CM7x3.jpg" /></p>
|
|||
|
|
<p>Superphénix - centrale nucléaire de Creys-Malville.</p>
|
|||
|
|
<h1 id="vous-avez-dit-superphénix">Vous avez dit Superphénix ?</h1>
|
|||
|
|
<p>Superphénix (désigné par le sigle SPX1 ou SPX) est un réacteur
|
|||
|
|
nucléaire à neutrons rapides (RNR) dont le caloporteur est le sodium
|
|||
|
|
(symbole Na) sous forme liquide.</p>
|
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|
|
<p><strong>Neutron</strong> : c’est la particule élémentaire sans charge
|
|||
|
|
électrique qui est responsable des fissions des éléments fissiles
|
|||
|
|
(uranium 235 & plutonium 239 principalement).</p>
|
|||
|
|
<p><strong>Neutron rapide</strong> : c’est un neutron de forte énergie
|
|||
|
|
cinétique (Ec = 0.5\*masse\*vitesse²). On utilise ce terme en opposition
|
|||
|
|
aux neutrons thermiques (plus lents) utilisés dans un réacteur à eau
|
|||
|
|
sous pression, ceux que la France exploite actuellement. Un neutron
|
|||
|
|
rapide n’a donc pas été ralenti dans un modérateur. Un neutron rapide a
|
|||
|
|
une vitesse d’au moins 13800 km/s, et un neutron thermique d’au moins
|
|||
|
|
2.2 km/s.</p>
|
|||
|
|
<p><a
|
|||
|
|
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*pGroXtn9G6c9UW_0">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*pGroXtn9G6c9UW_0</a></p>
|
|||
|
|
<p>Les neutrons rapides sont issus directement de la fission. Ici c’est
|
|||
|
|
un réacteur avec un modérateur, qui va venir ralentir les neutrons
|
|||
|
|
rapides par une série de chocs. Les neutrons lents ont une probabilité
|
|||
|
|
de fission avec les noyaux d’U235 plus importante, et c’est ainsi que la
|
|||
|
|
réaction en chaîne est maintenue.</p>
|
|||
|
|
<p><strong>Caloporteur :</strong> vient du latin <em>calor</em> pour
|
|||
|
|
chaleur. C’est donc le nom donné au fluide qui circule pour extraire la
|
|||
|
|
chaleur. Dans un réacteur nucléaire il peut y en avoir plusieurs. Le
|
|||
|
|
plus connu est l’eau, qui sert à la fois de fluide d’échange au circuit
|
|||
|
|
primaire, secondaire et tertiaire.</p>
|
|||
|
|
<p>Dans un réacteur à eau légère, on dit qu’on utilise des neutrons
|
|||
|
|
thermiques, ou lents. Ils ont perdu leur énergie cinétique par une
|
|||
|
|
succession de chocs, et cela permet d’augmenter sa “probabilité de
|
|||
|
|
fission” sur l’uranium 235. Et donc, pourquoi les neutrons “rapides” ?
|
|||
|
|
Pour aller fissionner plus facilement des atomes qui ne le sont pas avec
|
|||
|
|
des neutrons thermiques ! La courbe ci-dessous donne la “probabilité
|
|||
|
|
d’interaction” selon l’énergie du neutron. En rapide (1MeV donc), on
|
|||
|
|
voit une nette différence entre la capture et la fission. Autrement dit,
|
|||
|
|
dans le domaine rapide, probabilité de fissionner est plus de 10 fois
|
|||
|
|
supérieure à celle de l’absorption.</p>
|
|||
|
|
<p><img
|
|||
|
|
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:583/0*9MVY0vkUWY-00hr4.png" /></p>
|
|||
|
|
<p>Mais on peut aussi fertiliser les atomes d’uranium 238 ! En le
|
|||
|
|
transformant en Pu239 justement, qui lui est fissile… On en reparle
|
|||
|
|
juste en-dessous dans la partie “Surgénérateur ou incinérateur ?”…</p>
|
|||
|
|
<p><strong>Quelles sont les différences entre un REP (réacteur actuel),
|
|||
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et un RNR-Na?</strong></p>
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<p>Le changement principal intervient sur le circuit primaire, comme
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détaillé ci-dessous. Un échangeur intermédiaire, lui aussi en sodium,
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est intercalé pour extraire la chaleur du cœur et la transmettre aux
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générateurs de vapeur.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/1*MWi025hmCFaVeun2D32SwQ.png" /></p>
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<p>Différences REP/RNR</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:800/0*16UToNQ4NWTkP1SJ.jpg" /></p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*x1s3N2FlzTGpmx0A.jpg" /></p>
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<p>Schéma d’un REP sans aéroréfrigérant // Schéma de SPX</p>
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<p>Les différences seront explicitées plus bas dans la partie 3: “ La
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technologie RNR-Na”.</p>
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<h1 id="surgénérateur-incinérateur-isogénérateur">Surgénérateur,
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incinérateur, isogénérateur ?</h1>
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<p>Selon l’organisation du cœur et ce qu’on met dans les assemblage
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combustible, plusieurs possibilités s’offrent aux RNR-Na. Deux familles
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nous intéressent. Les isotopes du plutonium et les actinides
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mineurs.</p>
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<p>Les stocks de plutonium sont condamnés à augmenter à court terme, ils
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augmentent même dans les pays qui le recyclent (MOx), car les réacteurs
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actuels n’en font pas disparaître assez. Ce qu’on voit dans l’image
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ci-dessous est la masse accumulée selon le temps en fonction du cycle.
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Le cycle ouvert est l’option actuellement poursuivie en France. Le
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scénario MIX (valorisant les MOx) et RNR permettent d’abaisser
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considérablement ces stocks.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:500/0*zTZA5eFDPhLudxao.jpg" /></p>
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<p>Stocks de matière à valoriser</p>
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<h2 id="incinérateur">Incinérateur ?</h2>
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<p>En enlevant l’enveloppe d’uranium 238 autour du cœur, Superphénix
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pouvait devenir sous-générateur : il pouvait consommer plus de plutonium
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239 qu’il n’en créait. Cela permettait donc d’incinérer les déchets
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accumulés les plus problématiques, et sans devoir miner un gramme
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d’uranium naturel. Superphénix pouvait également transmuter les
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actinides pour en faire des déchets à vie courte. Le RNR-Na est
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<strong>le seul concept mature</strong> capable de faire cela. Cette
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configuration a été celle de SPX durant toute son existence.</p>
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<h2 id="transmutateur">Transmutateur ?</h2>
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<p>Pour les actinides, il est possible de remplacer certaines alvéoles
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par des assemblages spéciaux pour les faire fissionner, et réduire
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drastiquement leur durée de vie (de plusieurs centaines de milliers
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d’années à quelques centaines).</p>
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<h2 id="surgénérateur"><strong>Surgénérateur ?</strong></h2>
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<p>La capture neutronique sur l’uranium 238 à l’intérieur du cœur ainsi
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que dans les enveloppes en périphéries de cœur pouvait produire plus de
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plutonium qu’il n’en consommait. Ainsi, il pouvait régénérer son propre
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stock de combustible à partir de matière fertile. Le cœur de SPX, bien
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que capable de passer en mode surgénération, n’a jamais été fait, mais
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cela était bel et bien prévu par l’exploitant.</p>
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<p><a
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href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-e6HZYGoOMeBXn22">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-e6HZYGoOMeBXn22</a></p>
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<p>Fertilisation de l’U238 (<a
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href="https://www.orano.group/en/unpacking-nuclear/all-about-plutonium#:~:text=In this reaction%2C uranium-238,239 transforms into plutonium-239.">source</a>)</p>
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<blockquote>
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<p><strong>Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici
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le plan :</strong></p>
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</blockquote>
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<ul>
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<li><p>1 Pourquoi faire Superphénix ?</p></li>
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<li><p>2 L’histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu’à SPX2</p></li>
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|
<li><p>3 Pourquoi le sodium ?</p></li>
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<li><p>4 Principes de conception généraux</p></li>
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<li><p>5 Sûreté</p></li>
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<li><p>6 Les matériaux</p></li>
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<li><p>7 Exploitation et bilan de SPX</p></li>
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<li><p>8 La suite de SPX</p></li>
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<li><p>9 Conclusion</p></li>
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<li><p>1 Pourquoi faire Superphénix ?</p></li>
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</ul>
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<p><em>Je reprendrai certains des mots de Georges Vendryes (1920–2014),
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grand serviteur du nucléaire français, dans “Superphénix pourquoi ?”,
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ouvrage dont je recommande la lecture, il est accessible à toutes et
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tous.</em></p>
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<p>“Le premier pays qui mettra au point un réacteur nucléaire
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surgénérateur en tirera un avantage commercial décisif.” Enrico Fermi,
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1945.</p>
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</blockquote>
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<p><strong>Le grand-père de Superphénix, Rapsodie</strong></p>
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<p>La France d’après 1945 se relève doucement et créée en 1945 le
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Commissariat à l’Energie Atomique, pour que la France soit souveraine
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sur les technologies nucléaires militaires et civiles. La recherche sur
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les neutrons rapides en France part avec 10 ans de retard sur les
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Etats-Unis (Clementine, EBR-1), l’URSS (BR2, 5 puis BR10) et la
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Grande-Bretagne (DFR). En 1958, le CEA l’avant-projet sommaire de
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Rapsodie, première “pile expérimentale à neutron rapides refroidie au
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sodium” (on appellerait ça un réacteur nucléaire aujourd’hui).
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L’objectif est d’acquérir des données expérimentales pour lancer plus
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tard un prototype dont on pourrait convertir l’énergie du cœur.
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L’aventure des neutrons rapides commence alors à Cadarache, dans le Sud
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de la France. Sa construction commença en 1962 et s’acheva en 1966, pour
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une première divergence et l’atteinte de sa pleine puissance (20MWth) en
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1967. Il fut exploité pendant 15 ans, et a ouvert la voie à Phénix.</p>
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<p><strong>Son père, Phénix.</strong></p>
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<p>EDF et le CEA signent en 1969 un protocole d’exploitation commun. Le
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réacteur fera 250MWe, permettant de garder les dimensions industrielles
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des groupes turbo-alternateurs disponibles à l’époque. Début des travaux
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en 1968 et divergence en 1973, pleine puissance en 1974. Malgré quelques
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incidents propres à tout prototype, le réacteur fonctionne 15 ans de
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façon remarquable, et est le premier à utiliser le plutonium qu’il a
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lui-même produit. <strong>Il atteint un taux de régénération de
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1.16</strong> (16% de matière fissile en plus à la fin du cycle par
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rapport au début). <strong>Le concept de surgénérateur est validé
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|
!</strong></p>
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<p><strong>La naissance de Superphénix.</strong></p>
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<p>Fin des années 70, après deux crises pétrolières, et après avoir
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valider un concept de RNR de grande puissance, la coopération européenne
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pour l’échelon industriel se met en place. Anglais, belges, hollandais,
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allemands, italiens et français travaillent ensemble à la construction
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de SPX. Le prototype de 1200MWe commencé en 1976 qui atteint sa pleine
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puissance en 1986. A l’époque EDF construisait les 900MWe et concevait
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les futurs 1300MWe. L’objectif était de se placer au même niveau que les
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réacteurs de puissance.</p>
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<p><strong>La volonté de fermer le cycle du combustible
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français</strong></p>
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<p>Les qualités des RNR du point de vue du cycle sont remarquables.
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Comme expliqué plus haut, les deux configurations de cœur de type
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<em>incinérateur</em> ou <em>surgénérateur</em> donnent à SPX un
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avantage considérable sur tous les autres réacteurs à neutrons
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thermiques (qui constituent au moins 95% des réacteurs actuels).</p>
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<p><em>Plutonium</em> . Actuellement en France, il est utilisé dans les
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REP sous forme de MOx (“mix d’oxydes U-Pu”), mais il ne peut être
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utilisé qu’une fois, sa qualité isotopique se dégradant (c’est à dire
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que la proportion des isotopes pairs, non fissiles, augmente). Le
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multi-recyclage efficace ne peut avoir lieu que grâce dans des RNR. Nous
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disposons aussi des stocks de MOX usés (120 t/an), qui ne sont pas
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valorisés actuellement malgré leur immense potentiel énergétique.</p>
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<p><em>Autres ressources valorisables.</em> L’uranium de retraitement
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appauvri (800 t/an) et l’uranium de retraitement réutilisé (140 t/an),
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sont également actuellement <strong>très peu valorisés, alors qu’ils
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pourraient servir de combustible dans un parc de réacteurs
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rapides</strong> . Enfin, mais cela est encore à confirmer, il est
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possible sur le papier de convertir les actinides mineurs par
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transmutation ce qui diminuerait encore la quantité et la toxicité de
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ces déchets ultimes. Les déchets les plus complexes à gérer sont
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actuellement produits par le parc français à hauteur d’environ 40 t/an,
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ce qui est ridicule au vue de l’énergie produite mais reste néanmoins un
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enjeu de gestion (stratégie d’entreposage et de refroidissement). Cela
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sera détaillé plus loin.</p>
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<h1 id="lhistoire-des-rnr-du-projet-manhattan-jusquà-spx2">2. L’histoire
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des RNR, du projet Manhattan jusqu’à SPX2</h1>
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<p>C’est important de comprendre la génèse de l’idée derrière le RNR. Ce
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concept est en réalité apparu dans les esprits des physiciens à peu près
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au même moment que celui des réacteurs à modérateurs.</p>
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<p>Enrico Fermi, futur prix Nobel de physique, qui travaillait alors sur
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la pile de Chicago, a été le premier à étudier les neutrons rapides. Il
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a remarqué que les neutrons lents causaient plus fréquemment des
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fissions que les neutrons rapides, découvrant alors le principe de
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section efficace. Le projet Manhattan achevé, la recherche sur les
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applications de la fission nucléaire allait bientôt devenir un enjeu
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majeur pour cette deuxième moitié du XXe siècle.</p>
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<blockquote>
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<p>“L’énergie nucléaire est une sacrée façon de faire bouillir de
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l’eau“, Albert Einstein (1879–1955).</p>
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</blockquote>
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<p>1935 Frédéric Joliot-Curie prononce ces mots en conclusion de sa
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conférence qu’il donne après la réception de son prix Nobel de chimie:
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“Nous sommes en droit de penser que les chercheurs, construisant ou
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brisant les atomes à volonté, sauront réaliser des transmutations à
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caractère explosif, véritables réactions chimiques à chaînes. Si de
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telles transformations arrivent à se propager dans la matière, on peut
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concevoir l’énorme libération d’énergie utilisable qui aura lieu”.</p>
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<p>1942 La pile de Chicago est en place et le 2 décembre 1942 à 15h25,
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la première réaction en chaîne artificielle auto-entretenue débute.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:640/0*iPdFAaDGtnVDmARR.jpg" /></p>
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<p>Dessin de la pile CP-1 à Chicago</p>
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<p>1945Enrico Fermi propose le concept de réacteur surgénérateur. Un
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réacteur produisant plus de matière fissile qu’il n’en consomme.</p>
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<p>1946Le premier réacteur nucléaire à neutrons rapides, <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Clementine_(réacteur)">Clementine</a>,
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diverge. Il a un caloporteur au mercure. Son objectif était d’étudirr
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les propriétés nucléaires de plusieurs matériaux à la suite du succès du
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projet Manhattan. Ce réacteur a servi à de nombreuses expériences, comme
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prouver la possibilité de faire un surgénérateur civil, ou encore
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mesurer les sections efficaces de plusieurs isotopes.</p>
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<p>1951Le premier réacteur nucléaire électrogène, EBR-I pour <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Experimental_Breeder_Reactor_I"><em>Experimental
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Breeder Reactor I</em></a>, produit assez de puissance pour allumer 4
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ampoules. Son caloporteur est un eutectique sodium-potassium (Na-K).</p>
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<p>1956Création du consortium européen EUROCHEMIC, première agence
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européenne de coopération technique nucléaire.</p>
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<p>1958Début du fonctionnement de l’unité de retraitement du plutonium
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UP1 à Marcoule.</p>
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<p>1962Construction de Rapsodie, premier RNR-Na en France, critique en
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1967. 20MWth. Fonctionnera jusqu’en 1983.</p>
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<p>1968Construction de phénix par le CEA et EDF. 560MWth. Il
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fonctionnera jusqu’en 2010.</p>
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<p>1976Construction de Superphénix dit SPX, 1200MWe. L’échelon
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industriel des RNR-Na, plus gros RNR jamais construit à ce jour. Pleine
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puissance en 1986, après seulement 10 ans.</p>
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<p>1992Le redémarrage de Superphénix est soumis à la réalisation
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|
préalable d’une étude (Rapport Curien) sur la contribution que pourrait
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apporter Superphénix à l’incinération des déchets radioactifs. Cette
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|
étude confirme l’intérêt de SPX pour ce sujet, et le redémarrage est
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autorisé le 17 décembre 1992.</p>
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<h1 id="pourquoi-le-sodium">3. Pourquoi le sodium ?</h1>
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<p>Les RNR ont autant de design que de caloporteurs. Certains
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choisissent des métaux liquides purs (Na, Pb, Hg), d’autres des
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eutectiques (Pb-Bi, Na-K), ou encore le gaz (He). Certains choisissent
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aussi l’option des sels (chlorure ou fluorure). Le choix du sodium
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présente un certain nombre d’avantages et la famille de RNR ayant le
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plus de retour d’expérience dans le monde est de loin celle du
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sodium.</p>
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<p>Un certain nombre de critères doivent s’appliquer au caloporteur d’un
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RNR. Le premier, assez logiquement, est sa transparence aux neutrons,
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afin de modérer peu. On cherche donc un matériau faiblement absorbant et
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à faible pouvoir de ralentissement, ce qui exclut de fait la plupart des
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matériaux légers.</p>
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<p>Ensuite, on veut un caloporteur efficace, il doit donc avoir une
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forte capacité calorifique et une bonne conductivité thermique. Son
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écoulement en cœur doit être excellent et ne pas demander un effort trop
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important aux pompes primaires, il doit donc être peu visqueux.</p>
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<p>Ensuite, il doit être capable d’encaisser les transitoires en restant
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monophasique liquide, il faut éviter qu’il se solidifie et qu’il
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s’évapore.</p>
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<p>Le caloporteur doit être aussi pur que possible pour éviter les
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produits d’activation dans le circuit, ce qui compliquerait la
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maintenance. On veut également éviter qu’il soit corrosif pour les
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structures internes.</p>
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<p>Enfin, il doit être disponible à bas coût, en quantité industrielle,
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et le plus pur possible.</p>
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<p>Bilan pour le sodium : ses températures de fusion (97,8°C) et
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d’ébullition (883°C) permettent, à 500°C, une utilisation à la pression
|
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atmosphérique. Il a une très bonne conductibilité thermique (100 fois
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celle de l’eau). Il absorbe très peu les neutrons et a une faible
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capacité à les ralentir (mais cette composante n’est pas nulle pour
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|
autant, nous le verrons dans la partie sûreté). Le sodium ne s’active
|
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pas non plus est est peu corrosif. Il est excellent d’un point de vue
|
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|
neutronique et thermohydraulique mais mauvais sur la physico-chimie du
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|
|
fait de la réaction Na-H2O très exothermique et de son inflammation au
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|
contact de l’air. Le sodium n’est pas cher et est adapté à l’usage
|
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|
|
industriel.</p>
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<h1 id="principes-de-conception-généraux"><strong>4. Principes de
|
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|
conception généraux</strong></h1>
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<h2 id="neutronique-du-cœur"><strong>Neutronique du cœur</strong></h2>
|
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<p>On utilise communément une unité d’énergie appelée <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Électronvolt">électron-volt</a> pour
|
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|
l’énergie cinétique des neutrons.</p>
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|
<p><a
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href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:602/0*S0LU7Ni1zxO-uopT">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:602/0*S0LU7Ni1zxO-uopT</a></p>
|
|||
|
|
<p>Les différentes catégories de neutrons.</p>
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<p>Superphénix est un réacteur à neutrons rapides (RNR), ce qui signifie
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que sa population de neutron sera (très majoritairement) dans le
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“spectre” rapide, de 10⁵eV à 2\*10⁷eV, comme le montre la courbe orange
|
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|
|
ci-dessous.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:681/1*tq-ETHC-CEocwEuGIPxoAg.png" /></p>
|
|||
|
|
<h2 id="conception-générale-du-cœur">Conception générale du cœur</h2>
|
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|
<p><em>Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non
|
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|
échelonable.</em></p>
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|
|
<p><em>à finir</em></p>
|
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<h2 id="combustible">Combustible</h2>
|
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<p>Le combustible a une géométrie hexagonale (carrée en REP), et est
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|||
|
|
disposé dans des “aiguilles ” (“crayons” en REP). La géométrie en
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|
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aiguille est choisie pour sa compacité, un combustible RNR-Na doit avoir
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au moins 15% de plutonium.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*zzDBhF05hhIlctxBIhlTdA.png" /></p>
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<p>AC pour SPX</p>
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<h2 id="léchangeur-intermédiaire">L’échangeur intermédiaire</h2>
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<p>Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre
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le circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?</p>
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<ol>
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<li>On veut éviter le contact entre l’eau du circuit turbine et le
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sodium primaire (réaction très exothermique, boom)…</li>
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<li>En cas de réaction sodium-eau, on évite d’avoir un sodium activé
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(radioactif).</li>
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</ol>
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<p>Deux concepts d’organisation de ce circuit intermédiaire sont
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proposés. La différence repose sur la localisation de l’échangeur
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intermédiaire, dans la cuve ( <em>concept intégré</em> ) ou en dehors (
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<em>concept à boucles</em> , comme sur REP). Le caloporteur utilisé dans
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cet échangeur est également du sodium, après avoir écarté l’option de
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l’eutectique Pb-Bi. Des concepts récents (<a
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href="https://www.hexana.fr/">Hexana</a>) proposent d’utiliser un sel
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fondu.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*KgH_Hie7I7AaJ4YaTND7ww.png" /></p>
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<p>Concepts d’organisation des circuits intermédiaires d’un RNR-Na</p>
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<h2 id="systèmes-de-conversion">Systèmes de conversion</h2>
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<p>Les générateurs de vapeur (GV) sont hélicoïdaux sur SPX,
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contrairement à ceux des REP, et encore différents des GV en épingle de
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Phénix. L’avantage de cette géométrie est qu’elle présente une grande
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longueur (80m). Les GV de SPX sont conçus en un seul morceau, comme sur
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REP, moins chers mais plus durs à changer. Les tubes sont en Alliage
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800. Les caractéristiques sont détaillées ci-dessous. Le GV avait beau
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être le premier du genre, aucun incident majeur n’a été déclaré pendant
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ses 748 jours d’opérations.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:433/1*M9oepkszL4A6XofSWn2ypg.png" /></p>
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<h2 id="la-cuve">La cuve</h2>
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<p>C’est assez particulier sur SPX, il y a deux cuve. Une cuve dans une
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autre. La cuve la plus intérieure contient l’ensemble du circuit
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primaire, et la cuve de sécurité qui l’entoure permet de contrôler les
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fuites sodium et de valoriser la convection naturelle de ce dernier, et
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donc en évacuant la chaleur résiduelle, ce qui permet d’éviter
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l’évaporation du sodium. Sur Phénix, la faible puissance relative à la
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surface de cuve permettait de refroidir uniquement par rayonnement de la
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face externe de la cuve.</p>
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<p>Le choix fait sur SPX est de prendre la cuve principale, la dalle
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supérieure prend la masse. Un schéma pour bien comprendre.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*wVbPw1txjld-NYr_ZTiu0g.png" /></p>
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<p>Sur ce schéma, en gris clair la cuve principale, en forme
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d’entonnoir. La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source:
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<a
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href="https://www.isere.fr/sites/default/files/presentation-edf-cli-publique-de-creys-malville-08112022-vedef.pdf">EDF</a>)</p>
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<p><a
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href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*5M_C2LxfKK_OKLYf">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*5M_C2LxfKK_OKLYf</a></p>
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<p>La cuve de SPX, de 21m de diamètre.</p>
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<h2 id="les-pompes-primaires">Les pompes primaires</h2>
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<p>Elles sont toutes mécaniques, et non pas électromagnétiques
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(réacteurs du futur). Ces pompes sont au nombre de quatre, d’une hauteur
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de 15 m, d’un diamètre maximum 2,5 m pour une masse totale sans moteur
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et avec protection biologique de 120 tonnes. Leur débit atteint presque
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4.8m3/s.</p>
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<p>Chose à noter, la pompe étant suspendue par en haut, les dilatations
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thermiques à l’entrée sont importantes. Ainsi la pompe est supportée à
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sa partie supérieure par un anneau flexible permettant la libre
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inclinaison de la pompe sous l’action des déplacements
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différentiels.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:670/1*gtAnO2MEWOVJBA7v-ejPdw.png" /></p>
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<p><a
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href="https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf">source</a></p>
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<h2 id="le-bouchon-couvercle-cœur-bcc">Le bouchon couvercle cœur
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(BCC)</h2>
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<p>On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et
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reposant sur la dalle de maintien.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*n44ijdbcw7oWbQFIaoUAZw.png" /></p>
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<p>C’est une pièce multifonction. Il sert à fermer le circuit primaire
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par le haut, assurant l’étanchéité. Comme sur un REP, le BCC supporte et
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positionne les mécanismes de commande des barres et l’instrumentation de
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surveillance du cœur. Il a aussi un rôle de protection biologique et
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thermique. Par rapport à un REP, le BCC a aussi une fonction
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hydraulique, il dévie les jets de sodium à la sortie du cœur.</p>
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<h1 id="sûreté">5. Sûreté</h1>
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<p><a
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href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*9qxdp9_gb7MMz-yO">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*9qxdp9_gb7MMz-yO</a></p>
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<h2 id="maitrise-de-la-réactivité"><strong>Maitrise de la
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réactivité</strong></h2>
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<p>Déjà, le réacteur dispose de grappes d’arrêt pour stopper la réaction
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en chaîne, elles sont placées en haut (cf. schéma ci-dessous). L’<a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Empoisonnement_au_xénon">effet
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Xénon</a> n’est pas présent, simplifiant le contrôle de la réactivité du
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cœur. Le centre du cœur, là où il est le plus chaud, induit des
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variations de densité du sodium, contribuant à des insertions
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ponctuelles de réactivité. L’objectif est de se prémunir en concevant un
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cœur CFV (faible vidange) comme le projet ASTRID. L’effet est d’autant
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plus fort que le cœur est grand.</p>
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<h2 id="evacuation-de-la-puissance"><strong>Evacuation de la
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puissance</strong></h2>
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<p>Le sodium a une plus grande marge à l’ébullition que l’eau par
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rapport au fonctionnement normal. L’ <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Inertie_thermique">inertie
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thermique</a> du sodium ( résistance au changement température lors d’un
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transitoire). Des systèmes diversifiés sont mis en place pour évacuer la
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puissance résiduelle, dont des échangeurs sodium-air. Sur SPX, le DRACS
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est le BPR sont passifs à 4 boucles. Le RVACS est actif à deux boucles.
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|
Il n’y a pas de SGOSHDR sur SPX.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*J6xpVMVQnIY33Jb1wIBeLQ.png" /></p>
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<h2 id="maitrise-du-confinement"><strong>Maitrise du
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confinement</strong></h2>
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<p><em>Première barrière (gaine combustible)</em> : la conductivité
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thermique élevée du sodium (x70 par rapport à l’eau) assure un
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coefficient d’échange important entre les gaines et le sodium.
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Concernant les ruptures de gaine, elles sont de deux types,
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<em>ouverte</em> ou <em>gazeuse</em> . Les RNR français sont équipés du
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système DND (Détection de Neutrons Différés) pour détecter les ruptures
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ouvertes de gaine. L’assemblage défectueux est ensuite identifié et
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retiré du cœur (on s’interdit de fonctionner en gaines percées). Dans le
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cas des ruptures par rejet de gaz de fission, des rejets peuvent alors
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avoir lieu par les soupapes de protection du circuit d’argon du ciel de
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pile</p>
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<p><em>La deuxième barrière</em> est assez complexe à définir sur
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RNR-Na, on va donc regarder seulement le concept intégré ici (type
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SPX).</p>
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<ul>
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<li>cuve principale du réacteur (21m de diamètre),</li>
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<li>cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le
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sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de
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diamètre),</li>
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<li>fermeture supérieure du réacteur,</li>
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<li>circuits auxiliaires véhiculant du sodium primaire ou du gaz de
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couverture (argon) hors du circuit primaire,</li>
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<li>tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium primaire
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du sodium intermédiaire,</li>
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<li>tubes des échangeurs des circuits d’évacuation de la puissance
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résiduelle immergés dans le circuit primaire.</li>
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</ul>
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<p>En résumé, tout ce qui constitue la cuve et sa partie supérieure,
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plus les traversées. Cette barrière <strong>n’est pas étanche.</strong>
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Il existe des fuites d’argon au niveau de la fermeture supérieure par
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l’ouverture des soupapes pour réguler la pression du “ciel de pile”. Ces
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fuites sont contrôlées et mesurées régulièrement.</p>
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<p><em>La troisième barrière (bâtiment en béton très résistant</em>) la
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très faible pression primaire simplifie grandement les problématiques de
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fuite et de tenue de l’enceinte de confinement. En revanche, la réaction
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sodium-eau est à surveiller, ne serait-ce qu’avec l’humidité ambiante.
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|
Certains designs proposent de changer l’eau par du <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Dioxyde_de_carbone_supercritique">CO2
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supercritique</a>.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*unhnYoEL7Gc-iUsW.jpg" /></p>
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<p>Troisième barrière qui est la plus grande jamais construite.</p>
|
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<h2 id="la-sûreté-de-manutention-du-combustible-neuf-et-usé">La sûreté
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|
de manutention du combustible neuf et usé</h2>
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|
<p><em>A finir</em></p>
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<h2 id="la-gestion-des-accidents-graves"><strong>La gestion des
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accidents graves</strong></h2>
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<p>Concernant les accidents graves, les normes à l’époque de Phénix
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n’imposaient pas de système de mitigation. SPX avait quand à lui un
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récupérateur à débris de corium dans sa cuve. On l’appelait le cendrier,
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|
il était originellement conçu pour résister à la fusion complète de 7
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assemblages, la fusion totale étant jugée trop improbable en raison des
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caractéristiques de sûreté du cœur.</p>
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<h1 id="cycle-combustible">6. Cycle combustible</h1>
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<blockquote>
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<p>Cette partie est la plus important pour comprendre l’intérêt des
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RNR-Na dans une optique de gestion durables des matières radioactives
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françaises. La France est assise sur une mine d’or qui ne demande qu’à
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être exploité, à la différence notable que, cette fois, l’or est déjà
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miné et ne demande qu’à être valorisé.</p>
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</blockquote>
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<h2 id="complémentarité-rep-rnr">Complémentarité REP-RNR</h2>
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<p>Il est important de comprendre que les RNR se positionnent comme
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l’étape suivant celle du déploiement de REP. Le plutonium généré par les
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irradiations en REP permet de démarrer des RNR. Le MOx neuf (voire usé)
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est exploitable en coeur rapide. C’est un point clé car cela permet de
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se baser sur un cycle existant, ce qui donne au RNR-Na un avantage
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considérable sur d’autres technologies de 4e génération tels que les
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réacteurs à haute température (<a
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href="https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures">HTR</a>)
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à combustible <a
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href="https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/">TRISO</a>
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ou les réacteurs à <a href="https://medium.com/p/69f2170689ca/edit">sels
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fondus</a> (sel chlorure ou fluorure)</p>
|
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*leO_xZlNWAHRpNrBBqGMOg.png" /></p>
|
|||
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|
<p>Source <a href="#fn1" class="footnote-ref" id="fnref1"
|
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role="doc-noteref"><sup>1</sup></a> p.158</p>
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<p>En l’état actuel du cycle français, le parc produit environ 10 tonnes
|
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de Pu par an. Les REP viennent donc se placer comme l’étape préliminaire
|
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(et indispensable) à l’établissement d’une filière rapide qui a besoin
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|
de plutonium pour démarrer ses premiers cœurs. L’objectif à très long
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|
|
terme (plusieurs décennies) est la surgénération, qui permet ensuite à
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la filière de s’autoalimenter. Ainsi il est nécessaire de maintenir la
|
|||
|
|
filière REP pour accompagner les premiers RNR.</p>
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<h2 id="retraitement-du-combustible">Retraitement du combustible</h2>
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|
<p><em>A finir</em></p>
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<h2 id="transmutation-des-actinides-mineurs">Transmutation des actinides
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mineurs</h2>
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<p>Déjà, de quels isotopes parle-t-on ? Dans l’ordre d’importance,
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l’Américium (Am 241, Am 243), le Curium (Cm 244, Cm 245) et le Neptunium
|
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(Np 237).</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*qSWNiGqR2cyDUL43ghWotA.png" /></p>
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|
<p>Combustible usé de REP-UOx</p>
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<p>L’objectif est double, obtenir des colis moins toxiques…et beaucoup
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moins chauds ! Je ne vous dirai pas que les déchets ne seront plus un
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problème, mais la transmutation des AM ouvre la voie à des modes de
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|
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gestion beaucoup plus simples. De plus, cela permettrait d’utiliser
|
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|
CIGEO encore mieux, du fait de la possibilité d’augmentation de
|
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|
concentration de matière dans les alvéoles, la chaleur résiduelle étant
|
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|
moins élevée ! Ci-dessous, les contributions des AM à la radiotoxicité
|
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|
|
des colis et à leur chaleur.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*t8oKQWCaNjids5IOfh9IpQ.png" /></p>
|
|||
|
|
<p>Convertir les actinides mineurs en énergie permettrait de diminuer
|
|||
|
|
leur radiotoxicité. (cf. <a href="#fn2" class="footnote-ref" id="fnref2"
|
|||
|
|
role="doc-noteref"><sup>2</sup></a> p.171)</p>
|
|||
|
|
<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*1XmAatwfBsPURmZV7K2Wnw.png" /></p>
|
|||
|
|
<p>Mais cela ferait aussi des colis moins chauds à gérer. (cf. <a
|
|||
|
|
href="#fn3" class="footnote-ref" id="fnref3"
|
|||
|
|
role="doc-noteref"><sup>3</sup></a> p.171)</p>
|
|||
|
|
<p>Les processus chimiques impliqués dans le retraitement et
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|
|
l’extraction des actinides mineurs dépassent mes compétences, mais les
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|
personnes intéressées peuvent toujours aller lire la monographie CEA sur
|
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|
la séparation des actinides des combustibles usés (disponible <a
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|
href="https://www.cea.fr/multimedia/Documents/publications/monographie-nucleaire/CEA_Monographie6_Traitement-recyclage-combustible-nucleaire-use_2008_Fr.pdf">ici</a>).
|
|||
|
|
C’est un sujet passionnant qui mériterait un article entier, mais
|
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|
|
n’étant pas chimiste je ne m’y risquerai pas.</p>
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|
<p>En supposant une extraction efficace dans le combustible de ces AM,
|
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|
on peut maintenant regarder les potentiels usages en RNR. Déjà, la
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|
neutronique du RNR est plus favorable à la transmutation des AM:</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:564/1*K2wBrjRhDJvf0mzf2eO-nQ.png" /></p>
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|
|
<p>A comprendre ainsi: “Le Neptunium 237 a 30 fois plus de chance d’être
|
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|
|
capturé que de fissionner en REP-MOx. Cela passe à 5.3 en RNR-MOx”.</p>
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|
<h1 id="les-matériaux">6. Les matériaux</h1>
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<h2 id="les-matériaux-du-combustible">6.1 Les matériaux du
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combustible</h2>
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<p>Les matériaux structurels sont en acier inoxydable austénitique. Le
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combustible est une poudre MOx compactée en pastille. Acier AIM1 sur
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SPX, AIM2 sur ASTRID.</p>
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<p>Le tube hexagonal est en acier EM10</p>
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<h2 id="les-matériaux-structurels">6.2 Les matériaux structurels</h2>
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<ul>
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<li>Le barillet, à l’origine en acier 15 D3, a été changé suite à une
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fissure rapide.</li>
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<li>Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du
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type Alliage 800.</li>
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<li>La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur carbone
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(L) et azote contrôlé (N)).</li>
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<li>La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.</li>
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</ul>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*GtDjsXMhTA9WZmkaIuw68A.png" /></p>
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<h1 id="exploitation-et-bilan-de-spx">7. Exploitation et bilan de
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SPX</h1>
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<p><em>C’est la partie où je m’énerve. Vous allez l’être aussi en lisant
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jusqu’au bout.</em></p>
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<p><strong>Un prototype arrêté trop tôt</strong></p>
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<blockquote>
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<p><em>“ Le simple bon sens dicte la marche à suivre : puisque
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l’investissement est fait, puisque le combustible est disponible, et
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puisque les dépenses d’exploitation peuvent être équilibrées par les
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fournitures d’électricité, dépensons le plus tard possible les sommes
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inéluctables que nécessiteront la mise à l’arrêt définitif et le
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démantèlement de la centrale. “</em> Georges Vendryes</p>
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</blockquote>
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<p><strong>Comprendre ses performances industrielles</strong></p>
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<p>Sur les 10 années d’opération du réacteur :</p>
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<ul>
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<li>54 mois de procédures administratives pendant lesquelles le réacteur
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est en état de fonctionner, mais n’est pas autorisé</li>
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<li>53 mois de réel fonctionnement</li>
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</ul>
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<p>Deux évènements non nucléaires n’ont pas aidé le réacteur:</p>
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<ul>
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<li>En 1990, le toit de la salle des machines s’effondre à cause d’une
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chute de neige exceptionnelle.</li>
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<li>La turbine de 1200MWe n’était pas encore prête, il a fallu en faire
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deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de fonctionnement
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importantes dans les premières années et à des baisses notables du
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coefficient de disponibilité.</li>
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</ul>
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<p><strong>Les fuites sodium</strong></p>
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<p>Superphénix aura connu <strong>3 très petites fuites</strong> de
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sodium (à comparer à Phénix qui en a eu 32, et oui le retour
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d’expérience, ça compte).</p>
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<p><em>Première fuite:</em> mai 1987, une fuite sodium est constatée sur
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le barillet. Cette fuite est causée par la corrosion d’un acier proposé
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par le partenaire allemand… Or cet acier n’était ni utilisé, ni validé
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sur Phénix. Cet équipement sera remplacé et cela nécessita une
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intervention de 18 mois.</p>
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<p><em>Deuxième fuite :</em> en 1990, de l’air s’infiltre dans la partie
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supérieure, dans le ciel d’argon. Cette fuite est causée par un
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compresseur de mauvaise fabrication. Cette fuite a servi de raison aux
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politiques pour paralyser le réacteur qui ne pourra pas fonctionner
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pendant 4 ans.</p>
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<p><em>Troisième fuite :</em> en 1995, une fuite d’argon sur le tube
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d’alimentation d’une cloche d’échangeur, est localisée et réparée sur
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place directement.</p>
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<p><em>Bilan :</em> trois fuites sans aucun rejet à l’environnement,
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sans conséquence radiologique grave.</p>
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<p><strong>Rejets dans l’environnement</strong></p>
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<p><em>à finir</em></p>
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<p><strong>Conséquences sociales de l’arrêt de SPX</strong></p>
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<p>L’arrêt fut si brutal que beaucoup de personnes se sont retrouvées au
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chômage du jour au lendemain.</p>
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<p>Je vous conseille cet excellent article:</p>
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<p>[[<a
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href="https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][]</p>
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<h2 id="larrêt-de-superphénix-fut-un-désastre-humain">L'arrêt de
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Superphénix fut un désastre humain</h2>
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<h3
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id="la-fermeture-de-la-centrale-de-creys-malville-en-1998-sapparente-à-un-suicide-économique-et-technologique.">La
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fermeture de la centrale de Creys-Malville en 1998 s'apparente à un
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|
suicide économique et technologique.</h3>
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<p>www.contrepoints.org</p>
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<p>]]</p>
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<p><strong>Justification de l’arrêt de SPX, et aucun argument ne
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tient</strong></p>
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<p><em>à finir</em></p>
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<p>[[<a
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href="https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][</p>
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<h2
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id="la-politique-énergétique-de-la-france-passion-ou-raison-tome-2---sénat">La
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politique énergétique de la France : passion ou raison ? (tome 2) -
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Sénat</h2>
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<h3
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id="le-sénat-a-pour-missions-premières-le-vote-de-la-loi-le-contrôle-du-gouvernement-et-lévaluation-des-politiques">Le
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|
Sénat a pour missions premières le vote de la loi, le contrôle du
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|
Gouvernement et l'évaluation des politiques…</h3>
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<p>www.senat.fr</p>
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<p>]]</p>
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<h1 id="la-suite-de-spx">8. La suite de SPX</h1>
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<p>Le projet ASTRID, porté par le CEA, visant à développer un RNR-Na de
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puissance intermédiaire, a été abandonné (en réalité repoussé après
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2050, ce qui revient à tuer la compétence et donc abandonner le
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projet).</p>
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<p>Le CEA a récemment essaimé deux structures privées afin de relancer
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les concepts de RNR-Na. L’espoir est désormais à placer dans deux
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structures, <a href="https://www.hexana.fr/">Hexana</a> et <a
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href="https://otrera.fr/">Otrera</a>.</p>
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<p>Les deux concepts reprennent certaines briques technologiques du
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projet ASTRID. La différence notable est sur l’échangeur
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intermédiaire:</p>
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<ul>
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<li>Hexana a fait le choix d’un stockage de sels fondus pour servir de
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batterie thermique, en utilisant un sel non réactif avec le sodium dans
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l’échangeur</li>
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<li>Otrera a fait le choix de l’échangeur sodium-diazote du projet
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ASTRID.</li>
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</ul>
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<p>Ces deux start-up proposent la technologie la plus mature de tout le
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spectre du nucléaire innovant, en France comme à l’international. On
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parle de 400 années réacteurs en fonctionnement. Soit plus que les
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|
RNR-Pb (plomb), RNR-gaz et RSF (sels fondus) réunis. Nous en avons eu
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trois en France, à différentes puissances permettant de valider le
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concept.</p>
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<p>Souhaitons que cette fois-ci la France comprenne qu’elle a
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rendez-vous avec son avenir.</p>
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<h1 id="conclusion">9. Conclusion</h1>
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<p>J’espère vous avoir donné des éléments utiles pour comprendre les
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RNR-Na et le génie derrière Superphénix. Vous saurez quoi répondre quand
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on vous parlera des soi-disant “dangers” de SPX.</p>
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<p><strong>Cet article est dédié aux 3000 techniciens et ingénieurs,
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hommes et femmes, privés de leur formidable machine, avec les
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conséquences sociales associées à cette brutale fermeture. Superphénix a
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été tué par l’ignorance des politiques. La France avait une avance
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considérable qu’elle a aujourd’hui perdu. Soyons collectivement à la
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hauteur de l’héritage de nos anciens, à qui je n’ai qu’une chose à dire:
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|
merci.</strong></p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:612/0*036SOrMqmhIsBeQq.jpg" /></p>
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<p>Plaque commémorative devant SPX.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*I7hnkz4wWTeA1Y0PhktU5A.png" /></p>
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<p>Photo tirée de “Superphenix Technical and Scientific Achievements”
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par Joël Guidez.</p>
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<p>Le phénix renait toujours de ses cendres. Merci de m’avoir lu 🧡.</p>
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<p><a
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href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*J-LujTym-6O_8Qdq">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*J-LujTym-6O_8Qdq</a></p>
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<h1 id="sources">Sources</h1>
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<h2 id="les-réacteurs-nucléaires-à-caloporteur-sodium">les réacteurs
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nucléaires à caloporteur sodium</h2>
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<h3
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id="cette-monographie-décrit-lhistorique-et-le-retour-dexpérience-technique-accumulé-sur-ces-réacteurs-dont-les-trois">Cette
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|
monographie décrit l'historique et le retour d'expérience technique
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|
accumulé sur ces réacteurs, dont les trois…</h3>
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<p>www.cea.fr</p>
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<p>]]</p>
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|
<p>Source [2]</p>
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<p><a
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href="https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf"><span>https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/\_Public/52/111/52111240.pdf</span></a></p>
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|
<p>Source [3]</p>
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<aside id="footnotes" class="footnotes footnotes-end-of-document"
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role="doc-endnotes">
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<hr />
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<ol>
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<li id="fn1"><p>Source principale, monographie CEA RNR-Na.</p>
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<p>[[<a
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href="https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][<a
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|
href="#fnref1" class="footnote-back" role="doc-backlink">↩︎</a></p></li>
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<li id="fn2"><p>Source principale, monographie CEA RNR-Na.</p>
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<p>[[<a
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href="https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][<a
|
|||
|
|
href="#fnref2" class="footnote-back" role="doc-backlink">↩︎</a></p></li>
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<li id="fn3"><p>Source principale, monographie CEA RNR-Na.</p>
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<p>[[<a
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href="https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][<a
|
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|
href="#fnref3" class="footnote-back" role="doc-backlink">↩︎</a></p></li>
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</ol>
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</aside>
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</body>
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<footer><hr/><a href='/'>Retour à l'Accueil</a></footer></body>
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