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