Forum International Génération IV

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Le Forum International Génération IV (Generation IV International Forum - GIF) est une initiative du Département de l'Énergie des États-Unis destinée à instaurer une coopération internationale dans le cadre du développement des systèmes nucléaires de nouvelle génération.

Pays participants au Forum international Generation IV

Préambule[modifier | modifier le code]

Les réacteurs nucléaires de génération IV sont en 2006 pour la plupart à l'état de concepts, sur lesquels s'engagent les recherches coordonnées dans le cadre du Forum International Génération IV. La mise en service d'un réacteur commercial fondé sur l'un de ces concepts n'est pas envisagée avant 2030. Les réacteurs actuellement en exploitation sont considérés comme de génération 2 ou 3. La première génération de réacteurs correspond aux réacteurs expérimentaux et industriels construits avant 1970.

Les objectifs fixés pour les concepts développés dans le cadre du Forum international Génération 4 sont[1] :

  • améliorer la sûreté nucléaire,
  • améliorer la résistance à la prolifération – en brûlant les stocks de plutonium,
  • minimiser les déchets – en recyclant et transmutant les actinides issus des réactions nucléaires,
  • optimiser l'utilisation des ressources naturelles,
  • diminuer les coûts de construction et d'exploitation des réacteurs.

La notion de système apparaît : chaque réacteur devra être conçu et associé à son propre cycle du combustible (de la fabrication du combustible à la gestion des déchets).

Le Forum International Génération IV consiste en une comparaison de ces différents systèmes nucléaires à l'aune des critères fixés. Cette comparaison est réalisée à l'aide d'un modèle développé afin de prendre en compte les particularités des différents concepts. Les modèles technico-économiques utilisés pour les réacteurs de génération II et III ne peuvent suffire, étant donné les caractéristiques des concepts de génération IV (voir paragraphe moyens à mettre en œuvre).

Illustration des générations de réacteurs nucléaires selon le "Forum Generation IV" et le CEA

Les différents systèmes[modifier | modifier le code]

La liste originelle de concepts de réacteur a été, dans une première phase, réduite aux concepts les plus prometteurs selon l'analyse réalisée dans le cadre du GIF. Six concepts ont été retenus in fine pour la phase de recherche et développement :

Selon les concepts, des applications spécifiques peuvent être envisagées au-delà de la production d'énergie électrique : production d'hydrogène, combustion des actinides, transmutation, etc. Le réacteur nucléaire piloté par accélérateur (ADS) n'a pas été retenu parmi les concepts génération 4, sa mise en service ne pouvant être envisagée à l'horizon 2030.

Réacteur à très haute température[modifier | modifier le code]

Réacteur à très haute température

Le concept de réacteur à très haute température (Very High Temperature Reactor - VHTR) est constitué d'un cœur modéré au graphite dans lequel circule un gaz (hélium) caloporteur qui entraîne une turbine avec un cycle direct pour la production électrique. Plusieurs combustibles fissiles sont envisageables (uranium, plutonium avec éventuellement des actinides mineurs), avec un arrangement prismatique ou à lit de boulets (pebble-bed). La température en sortie de cœur du concept est d'environ 1 000 °C. Dans le cadre de la production d'hydrogène, il n'y a pas de turbine mais un échangeur qui permet de récupérer de la chaleur à haute température pour alimenter un procédé thermo-chimique iode-soufre.

Bien que des modélisations de cycle avec multi-recyclage aient été étudiées, la possibilité d'atteindre de hauts taux de combustion conduit à privilégier un cycle à stockage direct du combustible irradié. Les performances de confinement du combustible (type TRISO) conduisent à supprimer l'enceinte en béton du réacteur dans certaines variantes du concept, ce qui est favorable du point de vue économique.

Réacteur à eau supercritique (RESC)[modifier | modifier le code]

Réacteur à eau supercritique

Le concept de réacteur à eau supercritique est une tentative de reprendre les meilleures caractéristiques des REP et des REB. C'est un réacteur à eau légère dont le caloporteur/modérateur est de l'eau supercritique à une température et une pression de fonctionnement supérieures à celles des réacteurs déployés en 2006. Ce concept reprend le cycle direct du REB et la phase fluide unique du REP.

Inspiré à la fois des réacteurs actuels, dont il en reprend de nombreux éléments, et des chaudières à combustible fossile supercritique, il se démarque par son efficacité thermique élevée (45 % comparés aux 33 % des REP actuellement déployés). Ce concept est largement étudié, au-delà des pays participant au Forum International Génération 4.

Ce type de réacteur peut être conçu pour atteindre une sur-génération modérée permettant ainsi l'accès à des réserves énergétiques environ cent fois plus grandes qu'en réacteurs actuels.

Réacteur à sels fondus (RSF)[modifier | modifier le code]

Réacteur à sels fondus (à traduire)

Le concept de réacteur nucléaire à sels fondus se caractérise par un caloporteur sel fondu. De nombreuses variantes ont été étudiées et quelques prototypes construits. La plupart des concepts actuellement étudiés se basent sur un combustible dissous au sein d'un sel fluoré. Ce sel circule dans un cœur en graphite qui modère les neutrons et assure la criticité. D'autres concepts reposent sur un combustible dispersé dans le graphite, le sel agissant en tant que modérateur. Les concepts les plus innovants associent au réacteur une usine de retraitement en ligne qui permet d'extraire en continu les produits de fission.

Réacteur rapide à caloporteur gaz (RNR-gaz)[modifier | modifier le code]

Réacteur rapide à caloporteur gaz (à traduire)

Les concepts de réacteur rapide à caloporteur gaz reposent sur différentes configurations de combustible (crayons, plaques, prismatique), différentes formes physico-chimiques du combustible (notamment à base de céramique) et un caloporteur hélium. La température en sortie de cœur est d'environ 850 °C, la production électrique est réalisée par une turbine à gaz selon un cycle direct Brayton qui assure une bonne efficacité thermique.

Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na)[modifier | modifier le code]

Réacteur rapide à caloporteur sodium (à traduire)

Le concept de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium a connu un fort développement, et bénéficie d'un retour d'expérience notable, avant que le contre-choc pétrolier ne freine la R&D dans l'énergie nucléaire. Dans sa version de référence, il repose sur un combustible de type oxyde à base d'uranium et de plutonium (MOX), additionné éventuellement d'actinides mineurs. Les circuits primaires et secondaires sont au sodium, métal non modérateur. Le démantèlement s'avère particulièrement délicat pour ce type de réacteur [2],[3].

En France, le réacteur Rapsodie (de 1967 à 1983) en est le premier prototype, suivi par Phénix (de 1973 à 2009) puis par Superphénix (de 1985 à 1998), tandis que le réacteur Astrid doit être mis en service en 2020. En 2007 à l'issue des travaux du Cossyn (Comité d'orientation et de suivi des recherches pour les systèmes nucléaires), il a été décidé que l'effort de recherche et développement porterait en France prioritairement sur cette filière[4].

Réacteur rapide à caloporteur plomb (RNR-Pb)[modifier | modifier le code]

Réacteur rapide à caloporteur plomb (à traduire)

Le concept de réacteur rapide à caloporteur plomb a connu un fort développement en URSS. Le caloporteur est du plomb métal ou un eutéctique plomb/bismuth, transparent aux neutrons rapides. Le combustible est métallique ou nitreux et peut contenir des transuraniens. La circulation du caloporteur dans le cœur se fait par convection naturelle. La température en sortie est de l'ordre de 550 °C, certaines variantes atteignant 800 °C.

Moyens à mettre en œuvre[modifier | modifier le code]

Évaluation technique[modifier | modifier le code]

La conception d'une filière nucléaire dépend de trois paramètres principaux :

Voir : Filière nucléaire

Évaluation économique[modifier | modifier le code]

Les filières nucléaires innovantes considérées dans la Génération IV demandent de nouveaux outils pour leur évaluation économique, puisque leurs caractéristiques diffèrent de manière significative de celles des installations nucléaires de génération II et III.

Les modèles économiques actuels n'ont pas été conçus pour comparer des technologies ou des filières nucléaires alternatives, mais plutôt pour comparer l'énergie nucléaire avec des alternatives fossiles.

Les projections fondées sur une estimation du prix des ressources naturelles (uranium) ont montré leurs limites, dans le cas des réacteurs à neutrons rapides.

Sûreté[modifier | modifier le code]

L'état des maturité des six concepts de réacteurs de quatrième génération est fortement hétérogène et ils soulèvent tous, de façon variable, des questions de sûreté impliquant des travaux de recherche et des avancées technologiques par rapport aux réacteurs de mêmes types déjà exploités[5].

Opposition[modifier | modifier le code]

Les opposants au nucléaire contestent la capacité de ces réacteurs à atteindre les objectifs affichés et rappellent les déboires du réacteur prototype Superphénix en France[6].

Pays et organisations internationales participants[modifier | modifier le code]

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. Les concepts de 4e génération, sur le site du CEA
  2. "RadioFrance, France Bleue, Superphenix, 30 ans de démantèlement"
  3. "Sfen, 2012, déconstruction Creys-Malville"
  4. "Rapport du COSSYN, p57/65"
  5. "« Panorama des filières de réacteurs de génération IV : Appréciations en matière de sûreté et de radioprotection », sur le site de l'IRSN
  6. Communiqué de presse du réseau Sortir du nucléaire, 5 janvier 2006

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]