GillesH38 a écrit :au fait, pour éviter le jargon d'initié genre "si vous comprenez pas, alors pourquoi vous demandez ?"
RSF = Réacteurs à sels fondus. Une des options de "génération IV". Jamais encore réalisé, considérés par certains comme la seule voie possible. D'apres ce que j'ai compris, pas la solution actuellement préférée du CEA, qui prefererait un bon vieux surgénérateur à sodium comme Superphénix. C'est pas gagné.
Jamais encore rélalisé, sans déconner :
CNRS/DIR/PACE/2005.01
Capacité des réacteurs à sels fondus pour
l’incinération des déchets et la production d’énergie
S. David1, A. Nuttin2
1Institut de Physique Nucléaire, 91406 Orsay cedex
2Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie, 38026 Grenoble cedex
Contact
S. David
1Institut de Physique Nucléaire
Bat. 100
91406 Orsay cedex
1. Introduction
Les concepts de réacteurs à sels fondus présentent un nombre significatif d’avantages dans le
cadre du développement des systèmes du futur de 4ème génération, qu’ils soient dédiés à la
production d’énergie et/ou à l’incinération de déchets. Les caractéristiques spécifiques des
RSF sont :
- taux de combustion élevé, ce qui limite la quantité de matières radioactives envoyée
aux déchets et ce qui réduit la quantité de déchets secondaires,
- retraitement possible sur site (en ligne ou en batch), et gestion in situ de l’aval du
cycle (réduction significative des transports de matières fissiles et radioactives),
- rendements élevés, grâce aux hautes températures atteintes par le système,
- bilan neutronique favorable grâce au recyclage en ligne ou en batch, ce qui permet
d’atteindre la surgénération avec le cycle thorium en spectre de neutrons thermiques.
Le potentiel de ce type de réacteur, notamment dans le domaine des déchets et des
surgénérateurs basés sur le cycle thorium, explique le développement de nouveaux concepts
de RSF. Après un récapitulatif des principales études menées sur les RSF depuis les années
50, nous présentons les nouveaux concepts, étudiés notamment par le CEA, EDF le CNRS, et
dans le cadre du projet européen MOST du 5ème PCRD, ainsi que les axes de recherche qui
ont été identifiés. Ces réacteurs nécessitent encore une R et D importante tant sur les
problèmes de corrosion lié au sel que sur les procédés de traitement de leur combustible usé.
2. Historique des études sur les RSF
Le concept de RSF est né aux Etats-Unis dans les années 50, à l’Oak Ridge national
Laboratory (Tennessee). Le premier RSF expérimental est issu d’un programme militaire
américain sur la propulsion des avions devant allier autonomie, compacité et légèreté.
L’Aircraft Reactor Experiment (ARE) est mis en service en 1954, et fonctionne de façon
satisfaisante une centaine d’heures à la puissance de 2.5 MWth. Dans cette expérience, le sel
est un mélange de fluorures (53% NaF – 41% ZrF4 – 6% UF4) qui a une température de fusion
de 500°C. Le coeur est constitué d’un bloc d’oxyde de béryllium destiné à modérer les
neutrons. Le sel circule dans ce bloc de béryllium et sort à une température de 850°C. Un problème de corrosion est survenu et a été rapidement maîtrisé. L’expérience a mis en
évidence une stabilité suffisante du réacteur et un bon comportement du sel sous irradiation.
Le programme de propulsion nucléaire est arrêté en 1957, mais les bons résultats de l’ARE
encouragent la poursuite des recherches sur les RSF à l’ORNL. Les études s’orientent vers un
usage civil pour la production l’électricité et débouchent sur la mise en service en 1964 d’un
réacteur expérimental : Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) d’une puissance de 8MWth.
Dans ce système, le coeur est constitué de graphite percé de canaux pour la circulation du sel
combustible et des barres de contrôle. Le premier sel utilisé est un fluorure de lithium et de
béryllium (« flibe ») : 65% 7LiF – 29% BeF2 – 5% ZrF4 – 1% UF4. Ce sel échange sa chaleur
avec un sel constituant le circuit secondaire (66%LiF – 34% BeF2). Le lithium utilisé dans le
sel combustible est enrichi à 99.995% en 7Li afin de réduire l’empoisonnement neutronique et
la production de tritium dû à la présence de 6Li (réaction 6Li+n → t+α). De 1965 à 1968,
l’uranium du sel est de l’uranium enrichi à 30% en 235U. De 1968 à 1969, le réacteur
fonctionnera avec le même sel dans lequel l’uranium enrichi aura été remplacé par de l’233U
pur.
Durant 5 années de fonctionnement sans incident, le facteur de charge est de l’ordre de 85%.
Les problèmes de corrosion rencontrés dans l’ARE sont résolus grâce à l’utilisation de
l’hastalloy-N (68% Ni – 17% Mo – 7% Cr – 5% Fe) comme matériau de structure pour la
cuve et les tuyauteries. L’expérience démontre la tenue des matériaux à la corrosion et à
l’irradiation, ainsi que la stabilité des sels fluorures. Le pilotage du système en mode critique
est maîtrisé. Toutefois, il sera établi que le passage au stade industriel d’un RSF fonctionnant
en spectre thermique et avec un combustible Th/U demande une étape supplémentaire de
démonstration, notamment du point de vue du retraitement en ligne du combustible.
L’expérience du MSRE aura tout de même testé la fluoration de l’uranium contenu dans le
sel, étape clé du retraitement d’un combustible Th/U.
Le projet industriel MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) voit le jour en 1969, et fait suite aux
résultats encourageants de l’expérience MSRE. Il s’agit d’un projet de RSF électrogène
fonctionnant avec le cycle thorium, d’une puissance électrique de 1GW. L’ensemble des
études réalisées forme un tout cohérent et très complet, tant au niveau de la
thermohydraulique que du retraitement en ligne. Le coeur du MSBR est constitué d’un bloc de
graphite percé de canaux dans lequel le sel combustible circule de bas en haut en se
réchauffant d’une centaine de degrés. La température moyenne du sel dans le coeur est de
650°C. Le sel envisagé est un sel de fluorures : 72% 7LiF – 16% BeF2 – 12% (Th+U)F4. Le
circuit secondaire contient un autre sel : 92% NaBF4 – 8% NaF, et le rendement thermique
global se situe entre 40 et 45%.
L’unité de retraitement associée a pour but d’extraire les produits de fission du sel, ainsi que
le protactinium, qui sera laissé hors coeur le temps qu’il décroisse pour produire l’233U, alors
réinjecté dans le sel. La totalité du sel comsbutible (50 m3) est retraité en une dizaine de jours.
Le système est surgénérateur. L’inventaire en 233U nécessaire au démarrage est de l’ordre
d’une tonne, son taux de surgénération de 1.05 ; le temps de doublement de la filière est donc
de l’ordre de 25 ans.
Ce projet se heurte à la concurrence des surgénérateurs à neutrons rapides, de conception plus
classique, basés sur le cycle U/Pu et refroidis au sodium. Aux Etats-Unis, les études sur le
MSBR sont arrêtées en 1976, pour des raisons politiques et financières, dues en partie à
l’isolement de l’ORNL, seul laboratoire américain à travailler sur les RSF. En France, ces
études sont poursuivies jusqu’en 1983 à EDF et au CEA. Ces travaux de ré-évaluation ont
permis d’approfondir les problèmes liés à la sûreté et d’acquérir une meilleure connaissance
du retraitement en ligne.
D’autres projets et études voient le jour dans les années 80, notamment au Japon (THORIMSNES
Thorium Molten Salt Nuclear Energy Synergetics). La voie des surgénérateurs en
spectre thermique basée sur le cycle thorium est explorée dans différentes variantes, ainsi que
la voie des réacteurs rapides basés sur le cycle U/Pu. Dès la fin des années 80, le concept de
réacteur à combustible liquide trouve un nouveau domaine d’application dans le cadre des
études sur la transmutation des actinides. L’organisme japonais JAERI étudie un concept RSF
à neutrons rapides dédiés à l’incinération de transuraniens sur support inerte (sels chlorures).
En 1992, C. Bowman adapte le concept du MSBR à un réacteur RSF à spectre très thermalisé
dédié à l’incinération et à la dénaturation du plutonium issu des centrales à eau légères. Ce
système est sous-critique, alimenté par une source de neutrons externe produits par un
faisceau de protons frappant une cible de spallation en plomb liquide. Son retraitement est de
type « once-through », c'est-à-dire que chaque jour un volume donné de sel est retiré du
système et remplacé par du sel frais. Ce système permet une incinération et une dénaturation
rapide du plutonium, et a été évaluée en France par le CEA, EDF et le CNRS.
En France, le cycle thorium en RSF est relancé dans les années 1990 par différents concepts :
-
TASSE (Thorium based Accelerator driven System with Simplified fuel cycle for
Energy generation) étudié au CEA.
-
AMSTER (Actinide Molten Salt TransmutER) étudié à EDF.
-
TMSR (Thorium Molten Salt Reactor) étudié au CNRS.
Ces dernières études s’accompagnent d’efforts expérimentaux.
Le programme européen
MOST est ainsi chargé d’établir le bilan des recherches sur les RSF précédemment évoquées
dans le but de définir les besoins en R&D.
... exactement ce que dit JMJ...
