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L\'aventure Superphénix🔥
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Aug 19, 2024 21 min. -- Superphénix... s\'il est un réacteur célèbre en
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France, c\'est bien lui. J\'en parle souvent, avec des regrets, mais
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aussi avec la fierté de vivre dans le pays qui a développé un réacteur
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unique au monde jamais égalé. En son temps, il était le roi de tous les
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réacteurs, du haut de ses 1240 MW électriques, offrant un **réél**
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potentiel d\'indépendance énergétique à la France.
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Et si on en parlait, en prenant le temps, en développant les concepts ?
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Pour celles & ceux n\'ayant pas un attrait prononcé pour la technique,
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les premiers paragraphes de cet article établiront une présentation
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rapide de SPX. La suite ira plus en profondeur, en s\'appuyant sur les
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livres de Joël Guidez, la monographie du CEA sur les RNR à caloporteurs
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sodium, et des documents de l\'IRSN (sources à la fin de l\'article).
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Superphénix - centrale nucléaire de Creys-Malville.
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Vous avez dit Superphénix ?
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Superphénix (désigné par le sigle SPX1 ou SPX) est un réacteur nucléaire
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à neutrons rapides (RNR) dont le caloporteur est le sodium (symbole Na)
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sous forme liquide.
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**Neutron** : c\'est la particule élémentaire sans charge électrique qui
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est responsable des fissions des éléments fissiles (uranium 235 &
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plutonium 239 principalement).
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**Neutron rapide** : c\'est un neutron de forte énergie cinétique (Ec =
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0.5\*masse\*vitesse²). On utilise ce terme en opposition aux neutrons
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thermiques (plus lents) utilisés dans un réacteur à eau sous pression,
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ceux que la France exploite actuellement. Un neutron rapide n\'a donc
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pas été ralenti dans un modérateur. Un neutron rapide a une vitesse
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d\'au moins 13800 km/s, et un neutron thermique d\'au moins 2.2 km/s.
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Les neutrons rapides sont issus directement de la fission. Ici c\'est un
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réacteur avec un modérateur, qui va venir ralentir les neutrons rapides
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par une série de chocs. Les neutrons lents ont une probabilité de
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fission avec les noyaux d\'U235 plus importante, et c\'est ainsi que la
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réaction en chaîne est maintenue.
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**Caloporteur :** vient du latin *calor* pour chaleur. C\'est donc le
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nom donné au fluide qui circule pour extraire la chaleur. Dans un
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réacteur nucléaire il peut y en avoir plusieurs. Le plus connu est
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l\'eau, qui sert à la fois de fluide d\'échange au circuit primaire,
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secondaire et tertiaire.
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Dans un réacteur à eau légère, on dit qu\'on utilise des neutrons
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thermiques, ou lents. Ils ont perdu leur énergie cinétique par une
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succession de chocs, et cela permet d\'augmenter sa \"probabilité de
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fission\" sur l\'uranium 235. Et donc, pourquoi les neutrons \"rapides\"
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? Pour aller fissionner plus facilement des atomes qui ne le sont pas
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avec des neutrons thermiques ! La courbe ci-dessous donne la
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\"probabilité d\'interaction\" selon l\'énergie du neutron. En rapide
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(1MeV donc), on voit une nette différence entre la capture et la
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fission. Autrement dit, dans le domaine rapide, probabilité de
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fissionner est plus de 10 fois supérieure à celle de l\'absorption.
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Mais on peut aussi fertiliser les atomes d\'uranium 238 ! En le
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transformant en Pu239 justement, qui lui est fissile... On en reparle
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juste en-dessous dans la partie \"Surgénérateur ou incinérateur ?\"...
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**Quelles sont les différences entre un REP (réacteur actuel), et un
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RNR-Na?**
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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.
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Différences REP/RNR
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Schéma d\'un REP sans aéroréfrigérant // Schéma de SPX
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Les différences seront explicitées plus bas dans la partie 3: \" La
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technologie RNR-Na\".
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Surgénérateur, incinérateur, isogénérateur ?
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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 mineurs.
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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.
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Stocks de matière à valoriser
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Incinérateur ?
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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 **le
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seul concept mature** capable de faire cela. Cette configuration a été
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celle de SPX durant toute son existence.
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Transmutateur ?
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Pour les actinides, il est possible de remplacer certaines alvéoles par
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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).
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**Surgénérateur ?**
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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
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propre stock de combustible à partir de matière fertile. Le cœur de SPX,
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bien que capable de passer en mode surgénération, n\'a jamais été fait,
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mais cela était bel et bien prévu par l\'exploitant.
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Fertilisation de l\'U238
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([source](https://www.orano.group/en/unpacking-nuclear/all-about-plutonium#:~:text=In%20this%20reaction%2C%20uranium%2D238,239%20transforms%20into%20plutonium%2D239.))
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> **Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici le plan
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> :**
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- 1. Pourquoi faire Superphénix ?
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- 1. L\'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu\'à SPX2
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- 1. Pourquoi le sodium ?
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- 1. Principes de conception généraux
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- 1. Sûreté
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- 1. Les matériaux
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- 1. Exploitation et bilan de SPX
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- 1. La suite de SPX
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- 1. Conclusion
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||
1. Pourquoi faire Superphénix ?
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/Je reprendrai certains des mots de Georges Vendryes (1920--2014), grand
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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./
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> \"Le premier pays qui mettra au point un réacteur nucléaire
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> surgénérateur en tirera un avantage commercial décisif.\" Enrico
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> Fermi,
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||
>
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> 1.
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**Le grand-père de Superphénix, Rapsodie**
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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,
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pour une première divergence et l\'atteinte de sa pleine puissance
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(20MWth) en
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1. Il fut exploité pendant 15 ans, et a ouvert la voie à Phénix.
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**Son père, Phénix.**
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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
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travaux en 1968 et divergence en 1973, pleine puissance en 1974. Malgré
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quelques incidents propres à tout prototype, le réacteur fonctionne 15
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ans de façon remarquable, et est le premier à utiliser le plutonium
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qu\'il a lui-même produit. **Il atteint un taux de régénération de
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1.16** (16% de matière fissile en plus à la fin du cycle par rapport au
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début). **Le concept de surgénérateur est validé !**
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**La naissance de Superphénix.**
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Fin des années 70, après deux crises pétrolières, et après avoir valider
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un concept de RNR de grande puissance, la coopération européenne pour
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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
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les réacteurs de puissance.
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**La volonté de fermer le cycle du combustible français**
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Les qualités des RNR du point de vue du cycle sont remarquables. Comme
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expliqué plus haut, les deux configurations de cœur de type
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*incinérateur* ou *surgénérateur* donnent à SPX un avantage considérable
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sur tous les autres réacteurs à neutrons thermiques (qui constituent au
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moins 95% des réacteurs actuels).
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*Plutonium*. Actuellement en France, il est utilisé dans les REP sous
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forme de MOx (\"mix d\'oxydes U-Pu\"), mais il ne peut être utilisé
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qu\'une fois, sa qualité isotopique se dégradant (c\'est à dire que la
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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.
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*Autres ressources valorisables.* L\'uranium de retraitement appauvri
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(800 t/an) et l\'uranium de retraitement réutilisé (140 t/an), sont
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également actuellement **très peu valorisés, alors qu\'ils pourraient
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servir de combustible dans un parc de réacteurs rapides**. Enfin, mais
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cela est encore à confirmer, il est possible sur le papier de convertir
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les actinides mineurs par transmutation ce qui diminuerait encore la
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quantité et la toxicité de ces déchets ultimes. Les déchets les plus
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complexes à gérer sont actuellement produits par le parc français à
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hauteur d\'environ 40 t/an, ce qui est ridicule au vue de l\'énergie
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produite mais reste néanmoins un enjeu de gestion (stratégie
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d\'entreposage et de refroidissement). Cela sera détaillé plus loin.
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2. L\'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu\'à SPX2
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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.
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Enrico Fermi, futur prix Nobel de physique, qui travaillait alors sur la
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pile de Chicago, a été le premier à étudier les neutrons rapides. Il a
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remarqué que les neutrons lents causaient plus fréquemment des fissions
|
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que les neutrons rapides, découvrant alors le principe de section
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efficace. Le projet Manhattan achevé, la recherche sur les applications
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de la fission nucléaire allait bientôt devenir un enjeu majeur pour
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cette deuxième moitié du XXe siècle.
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> \"L\'énergie nucléaire est une sacrée façon de faire bouillir de
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> l\'eau\", Albert Einstein (1879--1955).
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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\".
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1942 La pile de Chicago est en place et le 2 décembre 1942 à 15h25, la
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première réaction en chaîne artificielle auto-entretenue débute.
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Dessin de la pile CP-1 à Chicago
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1945Enrico Fermi propose le concept de réacteur surgénérateur. Un
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réacteur produisant plus de matière fissile qu\'il n\'en consomme.
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1946Le premier réacteur nucléaire à neutrons rapides,
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[Clementine](https://fr.wikipedia.org/wiki/Clementine_(r%C3%A9acteur)),
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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.
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1951Le premier réacteur nucléaire électrogène, EBR-I pour [*Experimental
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Breeder Reactor
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I*](https://fr.wikipedia.org/wiki/Experimental_Breeder_Reactor_I),
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produit assez de puissance pour allumer 4 ampoules. Son caloporteur est
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un eutectique sodium-potassium (Na-K).
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1956Création du consortium européen EUROCHEMIC, première agence
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européenne de coopération technique nucléaire.
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1958Début du fonctionnement de l\'unité de retraitement du plutonium UP1
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à Marcoule.
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1962Construction de Rapsodie, premier RNR-Na en France, critique en
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1. 20MWth. Fonctionnera jusqu\'en 1983.
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1968Construction de phénix par le CEA et EDF. 560MWth. Il fonctionnera
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jusqu\'en 2010.
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1976Construction de Superphénix dit SPX, 1200MWe. L\'échelon industriel
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des RNR-Na, plus gros RNR jamais construit à ce jour. Pleine puissance
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en 1986, après seulement 10 ans.
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1992Le redémarrage de Superphénix est soumis à la réalisation préalable
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d\'une étude (Rapport Curien) sur la contribution que pourrait apporter
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Superphénix à l\'incinération des déchets radioactifs. Cette étude
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confirme l\'intérêt de SPX pour ce sujet, et le redémarrage est autorisé
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le 17 décembre 1992.
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3. Pourquoi le sodium ?
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Les RNR ont autant de design que de caloporteurs. Certains choisissent
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des métaux liquides purs (Na, Pb, Hg), d\'autres des eutectiques (Pb-Bi,
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Na-K), ou encore le gaz (He). Certains choisissent aussi l\'option des
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sels (chlorure ou fluorure). Le choix du sodium présente un certain
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nombre d\'avantages et la famille de RNR ayant le plus de retour
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||
d\'expérience dans le monde est de loin celle du sodium.
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||
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
|
||
à faible pouvoir de ralentissement, ce qui exclut de fait la plupart des
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||
matériaux légers.
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||
|
||
Ensuite, on veut un caloporteur efficace, il doit donc avoir une forte
|
||
capacité calorifique et une bonne conductivité thermique. Son écoulement
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en cœur doit être excellent et ne pas demander un effort trop important
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||
aux pompes primaires, il doit donc être peu visqueux.
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||
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Ensuite, il doit être capable d\'encaisser les transitoires en restant
|
||
monophasique liquide, il faut éviter qu\'il se solidifie et qu\'il
|
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s\'évapore.
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||
Le caloporteur doit être aussi pur que possible pour éviter les produits
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d\'activation dans le circuit, ce qui compliquerait la maintenance. On
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veut également éviter qu\'il soit corrosif pour les structures internes.
|
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||
Enfin, il doit être disponible à bas coût, en quantité industrielle, et
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le plus pur possible.
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||
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||
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
|
||
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.
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|
||
**4. Principes de conception généraux**
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||
**Neutronique du cœur**
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-----------------------
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On utilise communément une unité d\'énergie appelée
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||
[électron-volt](https://fr.wikipedia.org/wiki/%C3%89lectronvolt) pour
|
||
l\'énergie cinétique des neutrons.
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||
|
||
Les différentes catégories de neutrons.
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||
Superphénix est un réacteur à neutrons rapides (RNR), ce qui signifie
|
||
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 ci-dessous.
|
||
|
||
Conception générale du cœur
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---------------------------
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||
|
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*Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non échelonable.*
|
||
|
||
*à finir*
|
||
|
||
combustible
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||
-----------
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||
|
||
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.
|
||
|
||
AC pour SPX
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||
|
||
L\'échangeur intermédiaire
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||
--------------------------
|
||
|
||
Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre le
|
||
circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?
|
||
|
||
1. \[On veut éviter le contact entre l\'eau du circuit turbine et le
|
||
sodium primaire (réaction très exothermique, boom)...\]
|
||
2. \[En cas de réaction sodium-eau, on évite d\'avoir un sodium activé
|
||
(radioactif).\]
|
||
|
||
Deux concepts d\'organisation de ce circuit intermédiaire sont proposés.
|
||
La différence repose sur la localisation de l\'échangeur intermédiaire,
|
||
dans la cuve (*concept intégré*) ou en dehors (*concept à boucles*,
|
||
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 ([Hexana](https://www.hexana.fr/)) proposent
|
||
d\'utiliser un sel fondu.
|
||
|
||
Concepts d\'organisation des circuits intermédiaires d\'un RNR-Na
|
||
|
||
Systèmes de conversion
|
||
----------------------
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
La cuve
|
||
-------
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
Le choix fait sur SPX est de prendre la cuve principale, la dalle
|
||
supérieure prend la masse. Un schéma pour bien comprendre.
|
||
|
||
Sur ce schéma, en gris clair la cuve principale, en forme d\'entonnoir.
|
||
La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source:
|
||
[EDF](https://www.isere.fr/sites/default/files/presentation-edf-cli-publique-de-creys-malville-08112022-vedef.pdf))
|
||
|
||
La cuve de SPX, de 21m de diamètre.
|
||
|
||
Les pompes primaires
|
||
--------------------
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
[source](https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf)
|
||
|
||
Le bouchon couvercle cœur (BCC)
|
||
-------------------------------
|
||
|
||
On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et
|
||
reposant sur la dalle de maintien.
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
5. Sûreté
|
||
=========
|
||
|
||
**Maitrise de la réactivité**
|
||
-----------------------------
|
||
|
||
Déjà, le réacteur dispose de grappes d\'arrêt pour stopper la réaction
|
||
en chaîne, elles sont placées en haut (cf. schéma ci-dessous). L\'[effet
|
||
Xénon](https://fr.wikipedia.org/wiki/Empoisonnement_au_x%C3%A9non)
|
||
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.
|
||
|
||
**Evacuation de la puissance**
|
||
------------------------------
|
||
|
||
Le sodium a une plus grande marge à l\'ébullition que l\'eau par rapport
|
||
au fonctionnement normal. L\' [inertie
|
||
thermique](https://fr.wikipedia.org/wiki/Inertie_thermique) 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.
|
||
|
||
**Maitrise du confinement**
|
||
---------------------------
|
||
|
||
*Première barrière (gaine combustible)* : 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, *ouverte* ou *gazeuse*. 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
|
||
|
||
*La deuxième barrière* est assez complexe à définir sur RNR-Na, on va
|
||
donc regarder seulement le concept intégré ici (type SPX).
|
||
|
||
- \[cuve principale du réacteur (21m de diamètre),\]
|
||
- \[cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le
|
||
sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de
|
||
diamètre),\]
|
||
- \[fermeture supérieure du réacteur,\]
|
||
- circuits auxiliaires véhiculant du sodium primaire ou du gaz de
|
||
couverture (argon) hors du circuit primaire,
|
||
- \[tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium
|
||
primaire du sodium intermédiaire,\]
|
||
- tubes des échangeurs des circuits d\'évacuation de la puissance
|
||
résiduelle immergés dans le circuit primaire.
|
||
|
||
En résumé, tout ce qui constitue la cuve et sa partie supérieure, plus
|
||
les traversées. Cette barrière **n\'est pas étanche.** 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.
|
||
|
||
*La troisième barrière (bâtiment en béton très résistant*) 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 [CO2
|
||
supercritique](https://fr.wikipedia.org/wiki/Dioxyde_de_carbone_supercritique).
|
||
|
||
Troisième barrière qui est la plus grande jamais construite.
|
||
|
||
La sûreté de manutention du combustible neuf et usé
|
||
---------------------------------------------------
|
||
|
||
*A finir*
|
||
|
||
**La gestion des accidents graves**
|
||
-----------------------------------
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
6. Cycle combustible
|
||
====================
|
||
|
||
> 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.
|
||
|
||
Complémentarité REP-RNR
|
||
-----------------------
|
||
|
||
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
|
||
([HTR](https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures))
|
||
à combustible
|
||
[TRISO](https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/)
|
||
ou les réacteurs à [sels fondus](https://.com/p/69f2170689ca/edit) (sel
|
||
chlorure ou fluorure)
|
||
|
||
Source [^1] p.158
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
Retraitement du combustible
|
||
---------------------------
|
||
|
||
*A finir*
|
||
|
||
Transmutation des actinides mineurs
|
||
-----------------------------------
|
||
|
||
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).
|
||
|
||
Combustible usé de REP-UOx
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
Convertir les actinides mineurs en énergie permettrait de diminuer leur
|
||
radiotoxicité. (cf. [^2] p.171)
|
||
|
||
Mais cela ferait aussi des colis moins chauds à gérer. (cf. [^3] p.171)
|
||
|
||
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
|
||
[ici](https://www.cea.fr/multimedia/Documents/publications/monographie-nucleaire/CEA_Monographie6_Traitement-recyclage-combustible-nucleaire-use_2008_Fr.pdf)).
|
||
C\'est un sujet passionnant qui mériterait un article entier, mais
|
||
n\'étant pas chimiste je ne m\'y risquerai pas.
|
||
|
||
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:
|
||
|
||
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\".
|
||
|
||
6. Les matériaux
|
||
================
|
||
|
||
6.1 Les matériaux du combustible
|
||
--------------------------------
|
||
|
||
Les matériaux structurels sont en acier inoxydable austénitique. Le
|
||
combustible est une poudre MOx compactée en pastille. Acier AIM1 sur
|
||
SPX, AIM2 sur ASTRID.
|
||
|
||
Le tube hexagonal est en acier EM10
|
||
|
||
6.2 Les matériaux structurels
|
||
-----------------------------
|
||
|
||
- Le barillet, à l\'origine en acier 15 D3, a été changé suite à une
|
||
fissure rapide.
|
||
- Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du
|
||
type Alliage 800.
|
||
- \[La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur
|
||
carbone (L) et azote contrôlé (N)).\]
|
||
- La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.
|
||
|
||
7. Exploitation et bilan de SPX
|
||
===============================
|
||
|
||
*C\'est la partie où je m\'énerve. Vous allez l\'être aussi en lisant
|
||
jusqu\'au bout.*
|
||
|
||
**Un prototype arrêté trop tôt**
|
||
|
||
> /\" 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. \"/ Georges Vendryes
|
||
|
||
**Comprendre ses performances industrielles**
|
||
|
||
Sur les 10 années d\'opération du réacteur :
|
||
|
||
- 54 mois de procédures administratives pendant lesquelles le réacteur
|
||
est en état de fonctionner, mais n\'est pas autorisé
|
||
- 53 mois de réel fonctionnement
|
||
|
||
Deux évènements non nucléaires n\'ont pas aidé le réacteur:
|
||
|
||
- \[En 1990, le toit de la salle des machines s\'effondre à cause
|
||
d\'une chute de neige exceptionnelle.\]
|
||
- \[La turbine de 1200MWe n\'était pas encore prête, il a fallu en
|
||
faire deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de
|
||
fonctionnement importantes dans les premières années et à des
|
||
baisses notables du coefficient de disponibilité.\]
|
||
|
||
**Les fuites sodium**
|
||
|
||
Superphénix aura connu **3 très petites fuites** de sodium (à comparer à
|
||
Phénix qui en a eu 32, et oui le retour d\'expérience, ça compte).
|
||
|
||
*Première fuite:* 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.
|
||
|
||
*Deuxième fuite :* 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.
|
||
|
||
*Troisième fuite :* en 1995, une fuite d\'argon sur le tube
|
||
d\'alimentation d\'une cloche d\'échangeur, est localisée et réparée sur
|
||
place directement.
|
||
|
||
*Bilan :* trois fuites sans aucun rejet à l\'environnement, sans
|
||
conséquence radiologique grave.
|
||
|
||
**Rejets dans l\'environnement**
|
||
|
||
*à finir*
|
||
|
||
**Conséquences sociales de l\'arrêt de SPX**
|
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|
||
L\'arrêt fut si brutal que beaucoup de personnes se sont retrouvées au
|
||
chômage du jour au lendemain.
|
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|
||
Je vous conseille cet excellent article:
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||
\[\[<https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------->\]\[\]\]
|
||
|
||
L\'arrêt de Superphénix fut un désastre humain {#larrêt-de-superphénix-fut-un-désastre-humain .bf .gv .ij .z .rw .tk .tl .tm .tn .to .tp .gt .bk}
|
||
----------------------------------------------
|
||
|
||
### La fermeture de la centrale de Creys-Malville en 1998 s\'apparente à
|
||
|
||
un suicide économique et technologique.
|
||
|
||
www.contrepoints.org
|
||
|
||
**Justification de l\'arrêt de SPX, et aucun argument ne tient**
|
||
|
||
*à finir*
|
||
|
||
\[\[<https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------->\]\[\]\]
|
||
|
||
La politique énergétique de la France : passion ou raison ? (tome
|
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||
1. - Sénat
|
||
|
||
### Le Sénat a pour missions premières le vote de la loi, le contrôle du
|
||
|
||
Gouvernement et l\'évaluation des politiques...
|
||
|
||
www.senat.fr
|
||
|
||
8. La suite de SPX {\#566a .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu
|
||
======================================================================
|
||
|
||
.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
|
||
|
||
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).
|
||
|
||
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, [Hexana](https://www.hexana.fr/) et
|
||
[Otrera](https://otrera.fr/).
|
||
|
||
Les deux concepts reprennent certaines briques technologiques du projet
|
||
ASTRID. La différence notable est sur l\'échangeur intermédiaire:
|
||
|
||
- 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
|
||
- Otrera a fait le choix de l\'échangeur sodium-diazote du projet
|
||
ASTRID.
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
Souhaitons que cette fois-ci la France comprenne qu\'elle a rendez-vous
|
||
avec son avenir.
|
||
|
||
9. Conclusion {\#7476 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv
|
||
=====================================================================
|
||
|
||
.nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
\*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.\*
|
||
|
||
Plaque commémorative devant SPX.
|
||
|
||
Photo tirée de \"Superphenix Technical and Scientific Achievements\" par
|
||
Joël Guidez.
|
||
|
||
Le phénix renait toujours de ses cendres. Merci de m\'avoir lu 🧡.
|
||
|
||
Sources {\#25ca .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx
|
||
=======================================================================
|
||
|
||
.ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
|
||
|
||
les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium {#les-réacteurs-nucléaires-à-caloporteur-sodium .bf .gv .ij .z .rw .tk .tl .tm .tn .to .tp .gt .bk}
|
||
---------------------------------------------
|
||
|
||
### Cette monographie décrit l\'historique et le retour d\'expérience
|
||
|
||
technique accumulé sur ces réacteurs, dont les trois...
|
||
|
||
www.cea.fr
|
||
|
||
Source \[2\]
|
||
|
||
<https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf>
|
||
|
||
Source \[3\]
|
||
|
||
\[\[/tag/superphenix?source=post~page~-----f23c9a43cc08--------------------------------\]\[\]\]
|
||
|
||
Superphenix
|
||
|
||
\[\[/tag/nuclear?source=post~page~-----f23c9a43cc08--------------------------------\]\[\]\]
|
||
|
||
Nuclear
|
||
|
||
\[\[/tag/sodium?source=post~page~-----f23c9a43cc08--------------------------------\]\[\]\]
|
||
|
||
Sodium
|
||
|
||
\[\[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2F.com%2F\_%2Fvote%2Fp%2Ff23c9a43cc08&operation=register&redirect=https%3A%2F%2F.com%2F%40dragonfeu%2Flaventure-de-superph%25C3%25A9nix-f23c9a43cc08&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer~actions~--f23c9a43cc08---------------------clap~footer~-----------\]\[\]\]
|
||
|
||
--
|
||
|
||
\[\[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2F.com%2F\_%2Fvote%2Fp%2Ff23c9a43cc08&operation=register&redirect=https%3A%2F%2F.com%2F%40dragonfeu%2Flaventure-de-superph%25C3%25A9nix-f23c9a43cc08&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer~actions~--f23c9a43cc08---------------------clap~footer~-----------\]\[\]\]
|
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--
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\[[/ @dragonfeu?source
|
||
=post~page~---post~authorinfo~--f23c9a43cc08--------------------------------]\[\]\]
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Follow
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\[[/ @dragonfeu?source
|
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=post~page~---post~authorinfo~--f23c9a43cc08--------------------------------]\[\]\]
|
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||
Written by Dragonfeu {#written-by-dragonfeu .pw-author-name .bf .wb .wc .wd .we .bk}
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[3
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Followers](file:///@dragonfeu/followers?source=post_page---post_author_info--f23c9a43cc08--------------------------------)
|
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Cf @Draagonfire2 sur twitter pour les infos.
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Follow
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\[\[<https://help>..com/hc/en-us?source=post~page~-----f23c9a43cc08--------------------------------\]\[\]\]
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Help
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\[\[<https://.statuspage.io/?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------->\]\[\]\]
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Status
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\[\[/about?autoplay=1&source=post~page~-----f23c9a43cc08--------------------------------\]\[\]\]
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About
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Teams
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[^1]: Source principale, monographie CEA RNR-Na.
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\[\[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------->\]\[\]\]
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[^2]: Source principale, monographie CEA RNR-Na.
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\[\[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------->\]\[\]\]
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[^3]: Source principale, monographie CEA RNR-Na.
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\[\[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------->\]\[\]\]
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