Réacteur rapide refroidi au sodium

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description d'un réacteur à neutrons rapides caloporteur sodium
Schéma d'un réacteur à neutrons rapides et à fluide caloporteur constitué de sodium liquide

Le Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) est une filière expérimentale de réacteur à neutrons rapides qui utilise du sodium liquide pour son refroidissement.

Projet de RNR-Na[modifier | modifier le code]

Le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium est un projet actuellement étudié au sein du Forum International Génération IV.

Il s'appuie sur deux projets similaires, le réacteur à caloporteur métallique (Liquid metal cooled reactor) et le « réacteur rapide intégral » (Integral Fast Reactor) arrêté par les États-Unis en 1994.

Les réacteurs de ce type sont destinés à être utilisés comme source d'énergie atomique dans une centrale nucléaire électrogène.

Cycle du combustible[modifier | modifier le code]

Le cycle envisagé comporterait le retraitement des actinides produits, avec deux variantes.

Dans une première variante, le réacteur serait de puissance intermédiaire (150–600 MWe), refroidit au sodium, et utiliserait comme élément combustible un alliage uranium-plutonium-actinide mineur-zirconium, les éléments combustibles usagés étant directement retraités dans des installations intégrées à la centrale.

Une deuxième variante de puissance plus importante (500–1,500 MWe) utiliserait un Combustible MOX, le retraitement, fondé sur des procédés innovants en phase aqueuse, étant centralisé dans une usine desservant plusieurs réacteurs.

La température de sortie du caloporteur serait de 510 à 550 degrés Celsius dans les deux cas.

Refroidissement au sodium[modifier | modifier le code]

Un avantage des réacteurs à métal fondu est la grande capacité thermique du caloporteur, dont l'inertie thermique protège le cœur contre la sur-chauffe et une fusion potentielle[1].

L'eau n'est pas un bon caloporteur pour un réacteur à neutrons rapides, parce qu'elle agit comme modérateur et tend à thermaliser le flux neutronique. Les neutrons sont ralentis quand ils peuvent transférer de l'énergie cinétique aux atomes du caloporteur, ce transfert par choc élastique étant d'autant plus important que les masses en collision sont de même ordre. De ce point de vue, le sodium présente l'avantage que sa masse atomique est plus élevée que celle de l'hydrogène (et de l'oxygène) de l'eau, si bien que les neutrons sont moins ralentis.

Il resterait théoriquement possible d'utiliser de l'eau supercritique comme caloporteur dans un réacteur à neutrons rapides, mais cela impliquerait également des pressions très élevées. Contrairement à l'eau, le sodium n'a pas besoin d'être sous pression, parce que sa température d'ébullition est très supérieure à la température de fonctionnement du réacteur.

En outre, le sodium n'entraîne pas de corrosion sur l'acier du réacteur. En revanche, il présente l'inconvénient d'être un produit chimique fortement réactif, ce qui demande des précautions particulières pour maîtriser le risque de feu de sodium. Le sodium peut brûler dans l'air, et s'il est mis en contact avec de l'eau il peut exploser. La centrale nucléaire de Monju a été victime d'un tel accident en 1995.

Le sodium est lui-même activé en 24Na par le flux neutronique, mais ce produit d'activation n'a qu'une demi-vie de 15 heures[1].

Objectifs de conception[modifier | modifier le code]

La température d'exploitation ne devrait pas excéder la température de fusion du combustible. Il faut concevoir à nouveau l'interaction chimique entre le combustible et son revêtement, qui forme un eutectique car l'uranium, le plutonium et le lanthane (un produit de fission) se diffusent dans le fer du revêtement. L'alliage ainsi formé possède une faible température de changement d'état. L'interaction chimique entre le combustible et le revêtement entraine une réduction de la résistance mécanique du revêtement et pourrait finalement provoquer sa rupture. La transmutation des transuraniens est limitée par la production de plutonium à partir de l'uranium. Une autre approche de conception consiste à utiliser une matrice inerte en oxyde de magnésium. En effet, la probabilité d'interaction avec des neutrons (thermique et rapides) est beaucoup plus faible pour l'oxyde de magnésium que pour d'autres éléments comme le fer[2]

Le réacteur rapide refroidi au sodium est conçu pour la gestion de déchets radioactifs de haute activité (HA) en particulier le plutonium et d'autre actinides. Les caractéristiques importantes de sécurité du système incluent un long temps de réponse thermique, une grande marge au bouillonnement du liquide de refroidissement, un circuit primaire qui fonctionne à la pression atmosphérique et un circuit au sodium intermédiaire entre le sodium radioactif du circuit primaire et l'eau et la vapeur dans le circuit de la centrale électrique. Avec des innovations pour réduire le coût d'investissement, comme une conception modulaire, l'enlèvement d'une boucle principale, l'intégration de la pompe et de l'échangeur thermique intermédiaire, ou simplement la découverte de meilleurs matériaux de construction, le réacteur rapide refroidi au sodium peut être une technologie viable pour produire de l'électricité[3].

Réalisations de RNR-Na[modifier | modifier le code]

Réacteurs arrêtés[modifier | modifier le code]

Réacteurs en fonctionnement[modifier | modifier le code]

Réacteurs en construction[modifier | modifier le code]

Réacteurs jamais mis en route[modifier | modifier le code]

Réacteurs en projet[modifier | modifier le code]

Références et liens[modifier | modifier le code]

  1. a et b (en) Thomas H. Fanning, « Sodium as a Fast Reactor Coolant » [PDF], Topical Seminar Series on Sodium Fast Reactors., Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy,‎ May 3, 2007
  2. (en) Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (February 2008). "Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries" (PDF). Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy. INL/EXT-07-13643 Rev. 1.
  3. (en) Lineberry MJ, Allen TR (October 2002). "The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)" (PDF). Argonne National Laboratory, US Department of Energy. ANL/NT/CP-108933.