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Les réacteurs du futur

Les réacteurs du futur

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Les réacteurs du futur: pour du courant à très long terme

Les centrales nucléaires qui sont construites actuellement appartiennent, pour la plupart, à la troisième génération. Elles comptent notamment les réacteurs de forte puissance refroidis à l’eau, lesquels offrent une sécurité et une rentabilité accrues par rapport aux réacteurs de la deuxième génération. Il s’agit, par exemple, de l’EPR français, du réacteur américain AP1000, du réacteur chinois HPR1000, du réacteur sud-coréen APR-1400 et du réacteur russe VVER-1200.

La prochaine étape concerne les petits réacteurs modulaires (Small Modular Reactors, SMR), déjà disponibles: les premiers prototypes et installations de démonstration sont en construction, voire en fonctionnement. Cf. feuille d’information multimédia «Les petits réacteurs modulaires – de nombreux développements pour une nouvelle dynamique».

Toutefois, les scientifiques travaillent désormais sur des réacteurs pour la seconde moitié du 21e siècle, les réacteurs dits de la quatrième génération.
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 En combinaison avec les énergies renouvelables, les systèmes dits de la quatrième génération apporteront une contribution majeure à la sécurité de l’approvisionnement énergétique de l’humanité à long terme. Sur l’initiative des États-Unis, neuf pays se sont réunis en 2000 pour créer le «Generation IV International Forum» (GIF) qui regroupe désormais la Communauté européenne de l'énergie atomique (Euratom) et 13 pays, dont la Suisse. L’objectif est de développer, d’ici 2040, de nouveaux réacteurs et cycles de combustibles permettant de réduire drastiquement la consommation des ressources, la quantité de déchets radioactifs et les possibilités de détournement pour la fabrication d’armes nucléaires.

Le GIF a sélectionné six systèmes de réacteurs en vue de leur développement:
  • Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz (Gas-cooled Fast Reactors, GFR),
  • les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (Sodium-cooled Fast Reactors, SFR),
  • les réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb (Lead-cooled Fast Reactors, LFR),
  • les réacteurs à sels fondus (Molten Salt Reactors, MSR),
  • les réacteurs supercritiques refroidis à l’eau (Super-Critical Water-cooled Reactors, SCWR), ainsi que les
  • réacteurs à très haute température (Very-High Temperature Reactor, VHTR).
Trois d’entre eux sont des surgénérateurs (Fast Reactors). À l’intérieur de ces réacteurs, les neutrons, qui entretiennent la réaction en chaîne, se déplacent sans être ralentis. Ces types de réacteur n’ont pas besoin de modérateur. Que cela concerne le Molten Salt Reactor (réacteur à sels fondus) ou le Supercritical Water-cooled Reactor (réacteur refroidi à l’eau supercritique): les concepts peuvent être avec des neutrons rapides mais aussi avec un modérateur thermique. Selon le type de réacteur, le modérateur peut être de l’eau (légère) normale, de l’eau lourde, ou du graphite.

Des informations concernant le «Generation IV International Forum» (GIF) sont disponibles sur la page: https://www.gen-4.org
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Schéma du GFR
Schéma du GFR
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Le réacteur rapide haute température refroidi au gaz (hélium) avec cycle du combustible fermé est un développement des réacteurs britanniques actuels Magnox et AGR. Le GFR allie les propriétés du réacteur à neutrons rapides (moins de déchets grâce à un retraitement multiple du combustible et fission des actinines à longue durée de vie) et celles des réacteurs haute température (rendement élevé du cycle thermique et utilisation industrielle de la chaleur produite, par ex. pour la production d’hydrogène).
Schéma du GFR
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Schéma du LFR
Schéma du LFR
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Le réacteur à neutrons rapides refroidi au gaz avec cycle du combustible fermé est un développement des petits réacteurs destinés à la propulsion navale. Le concept LFR se distingue par une sécurité passive élevée. L’utilisation du plomb comme caloporteur permet de faire fonctionner le réacteur à basse pression. Le point d’ébullition est particulièrement élevé, ce qui rend quasiment impossible une évaporation du caloporteur. Par ailleurs, le plomb est moins réactif, ce qui empêche, par exemple, les explosions d’hydrogène, et retient les produits de fission.
Schéma du LFR
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Schéma du SFR
Schéma du SFR
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Le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium avec cycle du combustible fermé repose sur un développement de systèmes de réacteurs éprouvés depuis des décennies. Le refroidissement avec du sodium liquide offre une densité énergétique élevée pour une faible quantité de caloporteur, et permet de faire fonctionner le réacteur à basse pression. Tandis que l’environnement exempt d’oxygène empêche la corrosion, le sodium réagit chimiquement avec l’air et l’eau et impose un système de refroidissement fermé.
Schéma du SFR
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Schéma du MSR
Schéma du MSR
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Dans le réacteur à sels fondus, le combustible et le caloporteur sont à base de fluorure d’uranium. Un MSR expérimental était en service aux États-Unis dans les années 1960. Ces réacteurs présentent le potentiel de diminuer considérablement la quantité des déchets radioactifs produits. Ces concepts permettent d’exclure toute fusion du cœur et l’exploitation est possible également à basse pression. Les SMR rapides peuvent aussi fonctionner avec du thorium.
Schéma du MSR
Schéma du MSR
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Schéma du SCWR
Schéma du SCWR
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Le réacteur à eau légère avec vapeur supercritique est un développement des réacteurs à eau bouillante actuels. Ces réacteurs haute température et haute pression fonctionnent au-dessus du point critique thermodynamique de l’eau (374°C, 22,1 MPa). Ils présentent un rendement plus élevé que les réacteurs actuels. L’encombrement du confinement et des turbines à vapeur peut être sensiblement réduit ici par rapport aux réacteurs «conventionnels».
Schéma du SCWR
Schéma du SCWR
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Schéma du (VHTR
Schéma du (VHTR
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Le réacteur à très haute température est un développement des réacteurs haute température actuels, tels que le réacteur modulaire à lit de boulets. Le VHTR représente l’étape suivante du développement des réacteurs haute température refroidis au gaz. Il s’agit d’un réacteur modéré au graphite et refroidi à l’hélium, qui fonctionne en spectre de neutrons thermiques. Le VHTR est destiné à la production d’électricité et d’hydrogène, ce dernier étant obtenu à partir de l’eau en recourant à des procédés thermochimiques, électrochimiques ou hybrides. Sa température de sortie élevée rend le VHTR intéressant pour les industries chimique, pétrolière et du fer.
Schéma du (VHTR
Schéma du (VHTR
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Tous ces projets concernent des installations de démonstration dont la rentabilité n’a pas encore été attestée. En dehors du cadre du GIF, la Russie a mis en service en 2016 un réacteur rapide refroidi au sodium du type BN-800 d’une puissance électrique de 800 MW. Avec une puissance électrique nette de 789 MW, la tranche Beloïarsk 4 est la plus puissance de son type. Le site situé à proximité de la ville de Iekaterinbourg (oblast de Sverdlovsk) abrite également le réacteur Beloïarsk 3, du type BN-600, en exploitation depuis 1981. La Russie prévoit de construire également sur ce site la tranche Beloïarsk 5, encore plus puissance, de la série BN: un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium. La puissance électrique de l’installation atteindra 1200 MW

La Chine et l’Inde souhaitent elles aussi recourir à l’avenir aux réacteurs à neutrons rapides de la quatrième génération.
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Horst-Michael Prasser © Forum nucléaire suisse
Horst-Michael Prasser © Forum nucléaire suisse
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La première centrale nucléaire possédant un réacteur à lit de boulets est déjà en exploitation en Chine. Le HTR-PM (High-Temperature Gas-Cooled Reactor – Pebble Bed Module) est implanté à Shidao Bay, dans la province chinoise de Shandong, à environ 600 kilomètres au sud-est de Pékin. Il a été développé à l’Université de Tsinghua, à Pékin, où un réacteur expérimental, le HTR-10, est en exploitation depuis 2003.

Cette conception de réacteur, testée en Allemagne il y a plus de cinquante ans, présente un certain nombre de spécificités. Dans les réacteurs à eau légère traditionnels tels que ceux en exploitation en Suisse, le combustible est placé à l’intérieur de tubes fins de plusieurs mètres de long, reliés en faisceaux pour former des assemblages combustibles. Dans le réacteur à lit de boulets, en revanche, le combustible revêt la forme de sphères de la taille d’une balle de tennis. Ces sphères comportent plusieurs couches. Les particules dites Triso (tristrucural-isotropic fuel) en constituent les éléments centraux. Il s’agit de microbilles d’environ un millimètre de diamètre à l’intérieur desquelles se trouve le combustible de dioxyde d’uranium (UO2). Dans un premier temps, ce noyau du combustible est entouré de plusieurs couches de graphite (carbone). Le graphite permet de contrebalancer les changements de volume occasionnés par la formation de nouveaux éléments résultant du processus de fission nucléaire. Sans cela, les microbilles pourraient se casser. Une couche de protection en carbure de silicium, très résistante chimiquement, entoure les microbilles. Elle est elle-même ensuite entourée d’une couche composée d’un graphite spécial. Tout cela permet de maintenir confinés de manière fiable les produits de fission radioactifs.   

Compressés en une balle de tennis Ces microbilles bien protégées sont ensuite mélangées à de la poudre de graphite et compressées jusqu’à devenir une sorte de sphère de la taille d’une balle de tennis. Elles sont ensuite enrobées dans une nouvelle couche de graphite exempte de combustible. Le graphite dans lequel sont placées les microbilles agit – en association avec le réflecteur fixé à la paroi du réacteur – comme un modérateur et permet de freiner les neutrons afin de provoquer les réactions de fissions nucléaires. Il en résulte un combustible nucléaire capable de rester intact également à des températures extrêmes.

Le procédé à la base de la fabrication de ce combustible a été développé en Allemagne avant d’être repris par des ingénieurs chinois. Les expériences pratiques menées avec ce combustible dans les réacteurs expérimentaux en Allemagne et les tests effectués sur les sphères chinoises au centre de recherche néerlandais de Petten ont montré que, si au moment de la fabrication et de l’exploitation, les directives de qualité sont respectées, ce combustible permet de protéger très efficacement contre la libération de matières radioactives, et ce aussi en cas d’accident grave. Cet emballage extrêmement solide présente cependant l’inconvénient que le retraitement en vue du recyclage du combustible est complexe, et que pour une quantité de matières radioactives identique, le volume des déchets est comparativement important.

Flexible, modulaire, extensible
Le HTR-PM est un système modulaire pouvant, au besoin, comprendre plusieurs groupes de 200 MW (équivalent de deux tranches nucléaires), jusqu’à atteindre 600 MW. Il s’agit ici de l’installation standard HTR-PM600, composée de six réacteurs (soit trois modules) pour un seul groupe turbo-alternateur. Deux installations de ce type fournissent au total une puissance com- parable à celle de la centrale de Leibstadt, la plus grosse de Suisse. En dehors de la Chine, seuls les États-Unis mènent actuellement des travaux sur les réacteurs à lit de boulets. Le ministère de l’Énergie américain soutient par exemple le développement du Xe-100 par X-energy, d’une puissance électrique de 35 MW.
Horst-Michael Prasser © Forum nucléaire suisse
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En 2007, quelques années après la création du Generation IV International Forum (GIF), l’UE a lancé une plateforme technologique propre pour l’énergie nucléaire durable (Sustainable Nuclear Energy Technology Platform, SNETP) destinée à encourager de manière ciblée la recherche et le développement. L’objectif est de pouvoir recourir d’ici à 2040 aux surgénérateurs de la quatrième génération.

Le plus gros et le plus ambitieux projet de l’UE, le surgénérateur refroidi au sodium baptisé «Astrid» (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), a toutefois été interrompu en 2019 car les prix bas de l’uranium à l’époque s’opposaient au recyclage complet du combustible.

Les projets en cours portent sur le développement d’un réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb («Alfred») et d’un réacteur à neutrons rapides haute température refroidi au gaz («Allegro»). Par ailleurs, en Belgique, à Mol, un réacteur de recherche multidisciplinaire («Myrrha») permettra de trouver des solutions innovantes par exemple dans le domaine du traitement des déchets radioactifs ou du développement de systèmes de réacteur avancés. Celui-ci s'appuie sur le concept de système piloté par accélérateur externe (ADS, Accelerator Driven System). Cette technologie est également utilisée par la start-up genevoise Transmutex.
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L’entreprise genevoise Transmutex SA développe un réacteur au thorium sous-critique refroidi au métal liquide équipé d’un accélérateur de particules, désigné TMX-START (Subcritical transmutation Accelererated Reactor using Thorium).

Pour en savoir plus: www.transmutex.com
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La désignation «Subcritical Transmutation Accelerated Reactor using Thorium (TMX-START)» fournit déjà quelques indications sur le fonctionnement du réacteur de Transmutex. Ainsi, le combustible utilisé n’est pas l’uranium mais le thorium, disponible en abondance sur notre planète. Dans la solution de la start-up, le thorium est fissionné à l’intérieur d’un réacteur maintenu en état sous-critique et alimenté en neutrons par un accélérateur de particules. Transmutex envisage de construire l’accélérateur concerné en collaboration avec l’Institut Paul-Scherrer (PSI).

«Sous-critique» signifie que le TMX-START n’est pas en mesure d’entretenir une réaction en chaîne de manière autonome. Des neutrons issus d’un accélérateur de particules sont nécessaires pour produire de l’uranium 233 à partir de thorium 232. Cet uranium fissionne ensuite en libérant de l’énergie. Ainsi, en cas d’interruption de l'alimentation électrique, le flux neutronique s'arrête automatiquement, ce qui entraîne un arrêt automatique du réacteur en quelques millisecondes seulement. Cette interruption du processus de fission nucléaire en cas de panne de l’approvisionnement énergétique interne ou externe induit une importante sécurité passive. Par ailleurs, le refroidissement du métal liquide permet d’évacuer de manière efficace la chaleur de désintégration, ce qui rend impossible toute explosion d’hydrogène.

Comparé à un réacteur nucléaire fonctionnant avec de l’uranium, les déchets produits par un réacteur au thorium possèdent une durée de vie beaucoup plus courte, de plusieurs centaines d’années, au lieu de plusieurs milliers d’années. Le volume est, lui aussi, considérablement réduit: «Nous parlons de quelques kilos au lieu de plusieurs tonnes», explique M. Carminati, directeur de la technologie et cofondateur de Transmutex. Le cycle du thorium présenterait aussi l’avantage de prévenir la prolifération nucléaire. Par ailleurs, un réacteur au thorium pourrait être alimenté par les déchets des centrales nucléaires existantes. Dans le cadre d’un processus de transmutation, la partie des déchets radioactifs les plus dangereux et à longue durée de vie pourraient être transformés en déchets à plus courte durée de vie. «Cela permettrait de résoudre le problème de l’accumulation et du stockage des déchets hautement radioactifs», note Federico Carminati.
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Les petits réacteurs modulaires (SMR) de la quatrième génération

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Parallèlement aux travaux menés dans le domaine des systèmes de réacteur de forte puissance de la quatrième génération, l’intérêt pour les petits réacteurs modulaires (SMR) ne cesse de croître.

Contrairement à ceux de la génération III, les petits réacteurs modulaires de la quatrième génération utilisent des systèmes de refroidissement et des combustibles innovants (cf. feuille d’information multimédia: «Les petits réacteurs modulaires - de nombreux développements pour une nouvelle dynamique»). Les concepts associés sont, pour certaines, connus depuis de nombreuses années. Les SMR avancés peuvent fournir de l'électricité, de la chaleur et de l’hydrogène et offrent des avantages en termes de cycle du combustible (moins de déchets). Toutefois, certains nécessitent encore des travaux de recherche, de nouveaux matériaux ou de nouveaux types de combustibles. Ils pourraient être mis sur le marché dans les années 2040.
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L’entreprise américaine X-energy développe actuellement le réacteur haute température refroidi au gaz du type Xe-100, qui produit de la vapeur haute température et de l’électricité. Chaque réacteur est conçu en tant qu’unité de 80 MW et a été optimisé pour fonctionner au sein d’une installation comprenant quatre unités, pour une puissance électrique globale de 320 MW. La puissance thermique par module est de 200 MW.

En mai 2023, X-energy a annoncé la construction de quatre Xe-100 en tant qu’installations de démonstration pour l’entreprise chimique Dow. Le site de production de Dow UCC Seadrift Operations, dans le golfe du Mexique (Texas), a été sélectionné pour accueillir les installations. Les travaux de construction seront lancés en 2027 et le site devrait être opérationnel à la fin des années 2020. Par ailleurs, X-Energy souhaite faire homologuer sa conception de SMR pour la Grande-Bretagne. Et l’entreprise travaille en collaboration avec le Canadien Ontario Power Generation (OPG). D'après OPG, la combinaison, efficace, de la production de vapeur haute température et d’électricité permettra au Xe-100 de soutenir directement l’industrie lourde, y compris les entreprises de sable bitumineux, les applications d’exploitation minière et autres process industriels.

Vidéo 1 et vidéo 2 concernant le réacteur Xe-100 de X-Energy

X-energy souhaite fabriquer le combustible destiné à ses réacteurs mais aussi à d’autres réacteurs avancés à partir de 2025 dans la Triso-X Fuel Fabrication Facility (TF3), actuellement en construction à Oak Ridge, Tennessee (USA).

Pour en savoir plus: x-energy.com
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Le fabricant de réacteurs américain TerraPower développe un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium. Le SMR refroidi au sodium possède une puissance électrique de 345 MW et est couplé à un système de stockage de l’énergie intégré fonctionnant avec des sels fondus, ce qui rend possible une production d’électricité flexible. Le système est capable d'accroître la puissance à 500 MW durant cinq heures et demie afin de couvrir les pics de demande. D'après TerraPower, la technologie au sodium fournit une électricité pauvre en carbone à des prix compétitifs et peut facilement être intégrée à un réseau électrique alimenté avec une part élevée d’énergies renouvelables afin de le stabiliser.

L’entreprise, dont Bill Gates est un des principaux investisseurs, prévoit de construire un SMR au sodium de démonstration à Kemmerer, dans l'État américain du Wyoming. Il remplacera une centrale à charbon désaffectée. Le SMR fonctionnera avec du combustible moyennement enrichi (High-Assay Low-Enriched Uranium, Haleu: enrichi avec de l’uranium 235 fissile à hauteur de 20% au maximum). Fin 2022, TerraPower a mis en garde contre une pénurie de combustible Haleu en raison de la guerre en Ukraine, et a annoncé un retard de deux ans sur le projet. La mise en service, prévue initialement d’ici à 2030, sera ainsi reportée. TerraPower prévoit de remettre une demande de permis de construire pour l’installation de démonstration en 2023 et une demande d'autorisation d’exploitation en 2026.

Pour en savoir plus: natriumpower.com

(Vidéo: TerraPower)
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Une combinaison de plusieurs concepts

L’entreprise germano-canadienne Dual Fluid qualifie son réacteur de «centrale nucléaire de la cinquième génération». Le Dual Fluid, du même nom que l’entreprise, est breveté. Il s’agit d’un réacteur à neutrons rapides fonctionnant avec du combustible liquide et une boucle de refroidissement séparée au plomb liquide.

La technologie combine ainsi les propriétés de sécurité passives du LFR et celles du MSR. Afin d’offrir une protection supplémentaire, des bouchons fusibles intégrés sont placés dans les conduites: lorsque la température prévue est malgré tout dépassée, ces bouchons cèdent, ce qui permet l’évacuation du combustible. Celui-ci s’écoule alors vers le bas dans des conteneurs et la réaction en chaîne est immédiatement stoppée. Son faible encombrement permet au réacteur d’être placé en toute sécurité dans un bunker en béton souterrain. Plusieurs unités peuvent être combinées pour former une grosse centrale, ce qui fait que le Dual-Fluid peut être qualifié de petit réacteur modulaire (SMR).

Pour en savoir plus: www.dual-fluid.com
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Des concepts de réacteur innovants sont actuellement à l’étude dans le monde entier. Les réacteurs de la quatrième génération se distinguent par une efficacité élevée du combustible, ils génèrent moins de déchets que les centrales conventionnelles, et ils possèdent des caractéristiques de sécurité bien meilleures. La plupart de ces réacteurs sont toutefois encore au stade de développement et de test. Par ailleurs, avant qu’un déploiement à grande échelle puisse être envisagé, il conviendra d’adapter les conditions-cadres réglementaires de chaque pays.

Tout comme les centrales nucléaires actuellement en exploitation, ces réacteurs peuvent contribuer à la décarbonation de l'économie et à la protection du climat.
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