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Générations de réacteurs nucléaires

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Générations de réacteurs nucléaires en 2011 (illustration d'après le Forum Génération IV et le CEA).

Le Forum international Génération IV a défini en 2001 quatre générations de réacteur nucléaire (I, II, III et IV ou 1,2,3 et 4), dans lesquelles sont classés tous les réacteurs nucléaires mondiaux. Ces quatre générations se suivent dans le temps et correspondent à différentes maturités de design, de technologie et de niveaux de sûreté des réacteurs. Chaque génération est également associée à une période de déploiement à l’échelle industrielle.

Les générations de réacteurs nucléaires ne doivent pas être confondues avec les filières de réacteurs nucléaires, qui correspondent aux différentes technologies de réacteurs à fission nucléaire : réacteur à eau pressurisée, réacteur à eau bouillante, réacteur à eau lourde, réacteur refroidi au gaz, réacteur à neutrons rapidesetc.

Forum international Génération IV[modifier | modifier le code]

Le forum international Génération IV (Generation IV International Forum ou 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 dits de quatrième génération.

En , les pays et organisations internationales participants au projet Génération IV sont les États-Unis, le Canada, la Chine, le Japon, la Corée du Sud, l'Union européenne, la France, le Royaume-Uni, la Suisse, la Russie, l'Australie, le Brésil, l'Argentine et l'Afrique du Sud[1].

Chronologie des générations[modifier | modifier le code]

La chronologie de déploiement des générations est la suivante[2]:

  • génération I : réacteurs mis au point dans les années 1950-60 et entrés en service avant les années 1970. Ces réacteurs devaient faire la démonstration du potentiel civil de la fission nucléaire, notamment pour la production d'électricité. Ils sont généralement de puissance faible à modérée, de l'ordre de quelques centaines de MW, et sont de nombreuses filières nucléaires différentes ;
  • génération II : réacteurs de forte puissance, de l'ordre de 1 000 MW, de sûreté améliorée et construits entre 1970 et la fin du XXe siècle. La majorité des réacteurs actuellement en exploitation dans le monde sont de génération II et sont principalement des réacteurs à eau pressurisée (REP) ou des réacteurs à eau bouillante (REB) ;
  • génération III et III+ : réacteurs de forte puissance, de l'ordre de 1 000 MW, conçus à partir des années 1980-90 après la catastrophe nucléaire de Tchernobyl et déployée à partir du début du XXIe siècle. L’accent est mis sur un renforcement de la sûreté, notamment en situation accidentelle (limitation des impacts sur l'environnement), ainsi que sur la résistances aux agressions externes. La majeure partie des réacteurs nucléaires en cours de construction dans le monde sont de génération III/III+. Ils appartiennent tous à la filière des réacteurs à eau pressurisée (REP).
  • génération IV : réacteurs en cours de conception, et appartenant à six grandes filières définies par le Forum international Génération IV. Ils pourraient entrer en service à l'horizon 2030.

Génération I[modifier | modifier le code]

La « génération I » désigne les premiers réacteurs expérimentaux et industriels, construits avant 1970[2],[3]. L'enrichissement de l'uranium n'étant pas encore développé, la majorité de ces réacteurs utilisaient de l'uranium naturel comme combustible nucléaire[3]. Plusieurs filières de réacteurs nucléaires ont été testé par différents pays :

Magnox[modifier | modifier le code]

La filière des réacteurs Magnox (uranium naturel, modéré au graphite et refroidi au gaz carbonique), avec 26 réacteurs construit au Royaume Uni entre 1953 à 1971[4]. Un exemplaire a été exporté au Japon, le réacteur no 1 de la centrale de Tōkai[5], et un autre en Italie à la centrale nucléaire de Latina[6].

Le dernier réacteur MAGNOX, Wylfa-1 au Royaume-Uni, a été arrêté le [7].

Uranium naturel graphite gaz (UNGG)[modifier | modifier le code]

La filière des réacteurs UNGG (Uranium naturel graphite gaz) à été développée en France des années 1950 jusqu'en 1994, date d'arrêt du dernier réacteur Bugey-1. Au total 9 réacteurs auront été construit en France. Cette filière a été abandonnée par EDF au profit de la filière américaine des réacteurs à eau pressurisée (REP) pour la construction du parc nucléaire français de deuxième génération.

Un exemplaire a été exporté au Espagne à visée électrogène, le réacteur no 1 de la centrale nucléaire de Vandellos[8] ; et un autre en Israël à la centrale nucléaire de Dimona à visée militaire.

Réacteurs à eau pressurisée (REP)[modifier | modifier le code]

La filière des réacteurs à eau pressurisée (REP), avec notamment les réacteurs VVER soviétiques : les réacteurs expérimentaux VVER-70, VVER-210 et VVER-365[9],[10], et le modèle de série VVER-440/V230 dont 16 réacteurs ont été construit[10]. Ces réacteurs sont généralement considéré par les pays occidentaux comme ayant un niveau de sûreté insuffisant. C'est sur ce modèle qu'une version à la sûreté améliorée à été développé, le VVER-440/V213, qui appartient à la génération II[10].

Les quatre derniers réacteurs de première génération encore en fonctionnement en 2024 sont des réacteurs soviétiques de modèle VVER-440/V230. Il s'agit du réacteur no 2 de la centrale nucléaire arménienne de Metsamor (modèle V270, dérivé du V230 avec une résistance antisismique augmentée)[11], des réacteurs no 1 et 2 de la centrale russe de Kola, et du réacteur no 4 de la centrale russe de Novovoronej (modèle V179, prototype du V230)[12].

Réacteur à eau lourde refroidi au gaz (HWGCR)[modifier | modifier le code]

Réacteur à eau lourde refroidi au gaz (HWGCR), en France, en Suisse et en Tchécoslovaquie.

Réacteur à eau bouillante (REB)[modifier | modifier le code]

La filière des réacteur à eau bouillante (REB).

Génération II[modifier | modifier le code]

La « génération II » désigne les réacteurs industriels construits entre 1970 et 1998 et actuellement en service. Ils sont en majorité de la filière réacteur à eau pressurisée, REP (ou Pressurized Water Reactor, PWR) [13]:

Génération III et III+[modifier | modifier le code]

La « génération III » désigne les réacteurs conçus à partir des années 1990 et qui prennent en compte le retour d'expérience des précédentes générations (plus de 12 000 années-réacteur d'exploitation), ainsi que des enseignements de la catastrophe nucléaire de Tchernobyl[2],[14]. Des réacteurs de « génération III+ » intégrant le retour d'expérience de l'accident de Fukushima sont développés dans les années 2000/2010[15],[16].

Les réacteurs de générations III et III+ développés jusqu'en 2015 sont[17] :

Après le développement de plusieurs modèles de réacteurs de génération III puis III+ par plusieurs entreprises, seul cinq grands modèles de réacteurs ont été construit. Ils appartiennent tous à la filière des réacteurs à eau pressurisée (REP)[2]:

  • l'EPR, initialement développé par la co-entreprise franco-allemande NPI (consortium Areva/Siemens), puis depuis 2011 par EDF et Framatome. Deux autres réacteurs nucléaires sont dérivés de l'EPR et développés par Edvance (coentreprise EDF/Framatome) : l'EPR2 et sa version de moindre puissance l'EPR1200[18];
  • l'APR1400, développé par le sud-coréen KEPCO, ainsi que sa version de moindre puissance l'APR1000[19];
  • l'AP1000, développé par l'américain Westinghouse. Deux autres réacteurs nucléaires sont dérivés de l'AP1000 et développés par Westinghouse et l'entreprise chinoise CNNC : le CAP1000 (version sinisée de même puissance) et le CAP1400 (version sinisée de plus forte puissance)[20],[21];
  • le VVER-1000 (modèles V428, V412 et V446), le VVER-1200 et le VVER-TOI, tous développés par le russe Rosatom. Le VVER-1200 est une version de génération III+ du VVER-1000 de génération III. Le VVER-TOI est une version de plus forte puissance du VVER-1200[22];
  • le Hualong-one, développé par les chinois CNNC et CGN. Une version optimisée et de plus forte puissance est en cours de développement par CNNC, le Hualong-two[21].

La plupart des réacteurs de génération III/III+ ont subit des retards de constructions : 16 des 18 réacteurs en construction en 2015 (quatre EPR, huit AP1000 et six VVER-1200) subissent des retards de un à quatre ans par rapport à leur planning de construction (ce qui est, de façon plus générale, le cas des trois quarts des 67 réacteurs en construction dans le monde). Les explications évoquée sont des problèmes de conception, une pénurie de main d’œuvre qualifiée, des contrôles qualité insuffisants, ou encore des défauts de planification[23].

Le premier réacteur de génération III mis en service dans le monde est le réacteur no 1 de la centrale chinoise de Tianwan de modèle VVER-1000/V428 le [24]; et pour la génération III+ le réacteur Novovoronezh II-1 de modèle VVER-1200 le [25].

Caractéristiques des modèles de réacteur de génération III et III+, en juin 2024[18],[19],[20],[21],[22]
Drapeau de la FranceFrance Drapeau de la RussieRussie Drapeau de la Corée du SudCorée du Sud Drapeau des États-UnisÉtats-Unis Drapeau de la République populaire de ChineChine
EPR EPR2 EPR1200 VVER-1000 VVER-1200 VVER-TOI APR1400 APR1000 AP1000 CAP1000 CAP1400 Hualong-one
Société NPI (Areva/Siemens) Edvance (EDF/Framatome) Rosatom KEPCO Westinghouse CNNC/Westinghouse CNNC/Westinghouse CNNC/CNG
Puissance thermique 4 500 MW 4 590 MW 3 270 MW 3 000 MW 3 200 MW 3 300 MW 4 000 MW 2 850 MW 3 400 MW 3 400 MW 4 600 MW 3 100 MW
Puissance nette 1 650 MW 1 670 MW 1 200 MW 1 000 MW 1 100 MW 1 200 MW 1 400 MW 1 000 MW 1 100 MW 1 100 MW 1 500 MW 1 100 MW
Réacteurs opérationnels 2 (Chine)

1 (Finlande)

0 0 4 (Chine)

2 (Inde) 1 (Iran)

2 (Biélorussie)

4 (Russie)

0 4 (Corée du Sud)

4 (Émirats arabe unis)

0 4 (Chine)

2 (États-Unis)

0 0 3 (Chine)

2 (Pakistan)

Réacteurs en construction (pays) 1 (France)

2 (Royaume-Uni)

0 0 4 (Inde)

1 (Iran)

2 (Bangladesh)

4 (Chine) 4 (Égypte) 1 (Russie) 4 (Turquie)

2 (Russie) 2 (Corée du Sud) 0 3 (Pologne)

10 (Ukraine)

7 (Chine) 2 (Chine) 12 (Chine)
Réacteurs en projet (pays) 2 (Royaume-Uni) 6 +/- 8 (France) 4 ? (Tchéquie)

2 ?(Slovénie)

0 2 (Bangladesh)

2 (Hongrie) 1 (Russie)

4 (Russie) 2 (Corée du Sud)

2 (Pologne)

4 ?(Tchéquie) 0 1 (Chine) ? 1 (Pakistan)

Génération IV[modifier | modifier le code]

La « génération IV » désigne six filières de réacteurs à l’étude au sein du Forum international Génération IV, et dont les premiers modèles pourraient entrer en service à l’horizon 2030[26].

Objectifs[modifier | modifier le code]

Les objectifs attribués aux réacteurs de 4e génération sont[27] :

Les trois modalités d'utilisation du combustible nucléaire part des réacteurs de génération IV peuvent être[28],[29]:

  • la surgénération, où le réacteur produit plus d'isotope fissile qu'il n'en consomme ;
  • l'« incinération », où le réacteur consomme des déchets radioactifs à très longue durée de vie en les transmutants ;
  • la fission « normal », mais avec utilisation de combustible uranium 238 (constituant plus de 99 % de l'uranium extrait des mines mais non utilisable dans les réacteurs de génération I, II ou III) ; ou de combustible thorium (élément trois à quatre fois plus abondant que l'uranium).

En outre, sont évalués des projets de réacteurs sous-critiques (hybrides réacteur nucléaire piloté par accélérateur ou Rubbiatron), éventuellement consacrés à la transmutation[réf. souhaitée].

Technologie de réacteur retenue[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 forum Génération IV. Six concepts ont été retenus in fine pour la phase de recherche et développement[27]:

Les réacteurs de technologie REP ou REB, constituant la quasi totalité des réacteurs de deuxième et troisième génération en exploitation, sont exclus de cette génération[30].

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, sa mise en service ne pouvant être envisagée à l'horizon 2030[réf. souhaitée].

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

Réacteur à très haute température.

Le réacteur à très haute température (very high temperature reactor, VHTR) est constitué d'un cœur modéré au graphite. Un gaz caloporteur (hélium) y circule et 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.

Il peut aussi ne pas y avoir de turbine mais un échangeur récupérant des calories à très haute température (tHT) alimentant un procédé thermo-chimique (de type iode-soufre) pour la production d’H2.

Des modélisations de cycle avec multi-recyclage ont été étudiées, mais la possibilité d'atteindre de hauts taux de combustion conduit à privilégier un cycle à stockage direct du combustible irradié. Dans certaines variantes du concept, les performances attendues de confinement du combustible de type TRISO permettraient de supprimer l'enceinte en béton du réacteur, ce qui serait économiquement favorable.

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

Réacteur à eau supercritique (à traduire).

Le concept de réacteur à eau supercritique est une tentative de reprendre les meilleures caractéristiques des réacteurs à eau pressurisée (REP) et des réacteurs à eau bouillante (REB) du début des années 2000. C'est un réacteur à eau légère dont le caloporteur/modérateur est de l'eau supercritique à une température et à une pression de fonctionnement supérieures à celles des réacteurs déployés en 2006. Ce concept reprend donc le cycle direct du REB et la phase fluide unique du REP.

Il s'inspire aussi des chaudières à combustible fossile supercritiques, se démarquant par son efficacité thermodynamique améliorée (45 % comparés aux 33 % des REP actuellement déployés). Ce concept est largement étudié, au-delà des pays participant au Forum International Génération 4.

Il pourrait permettre une surgénération modérée, offrant 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 réacteur nucléaire à sels fondus utilise le sel fondu comme caloporteur. 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 circulant 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. Des variantes innovantes associent au réacteur une usine de retraitement en ligne pour extraire en continu les produits de fission.

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

Réacteur rapide à caloporteur gaz.

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 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, notamment à travers le projet Brest-300 à Seversk. Le caloporteur est du plomb métal ou un eutectique 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.

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 et caloporteur sodium a connu un fort développement et bénéficié 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, le fluide caloporteur des circuits primaire et secondaire étant du sodium. Lors des opérations de démantèlement, l'étape de la vidange du sodium s'avère particulièrement délicate pour ce type de réacteur[31],[32].

Une quinzaine de réacteurs de ce type ont été construits dans le monde (dont en France le prototype Rapsodie, et les deux réacteurs électrogènes Phénix et Superphénix). Fin 2018 seuls les BN-600 et BN-800 russes et le CEFR chinois restent opérationnels[33],[34]. De nouveaux réacteurs sont cependant en construction, notamment en Inde (Prototype Fast Breeder Reactor) et en Chine (réacteur CFR-600, prévu pour 2023)[35]. La France a travaillé quant à elle sur le projet Astrid[36] jusqu'en 2019.

Sûreté[modifier | modifier le code]

L'état des maturités 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[37].

Critiques évoquées[modifier | modifier le code]

À la suite de l'accident nucléaire de Fukushima en 2011, la motivation des membres du Forum International Génération IV a baissé en raison du ralentissement de l'industrie nucléaire, et l'essor des énergies renouvelables dans le monde[38].

En 2006, le Réseau Sortir du nucléaire parle « d’échec » du réacteur prototype français Superphénix, et conteste les aspects novateurs du projet Génération IV[39]. Échec tout relatif car 41 % du temps il était à l'arrêt pour des raisons administratives, 19 % pour des réparations dont 60 % ne concernaient pas la chaudière nucléaire. Finalement il a fonctionné 40 % du temps et que pour un prototype de cette taille cela a été une prouesse technologique. Et durant la seule année 1996, il a été couplé au réseau 245 jours et a été critique 265 jours soit 95 % du temps hors arrêts programmés[40].

Déploiement de la génération IV[modifier | modifier le code]

En Russie, le réacteur à neutrons rapides BN-600 fonctionne depuis 1980. Un nouveau modèle BN-800 est entré en service depuis 2015, et d'autres sont en projet en Chine[41]. En France, le réacteur Phénix (réacteur expérimental au sodium) a fonctionné durant 36 ans, de 1973 à 2010[42].

A posteriori, en France, les réacteurs Phénix et Superphénix peuvent être classés comme des prototypes de réacteurs de 4e génération. Leur réacteur successeur développé par le CEA et nommé ASTRID, devait être une nouveau prototype de 600 MWe et viser une mise en service à l'horizon 2020[43],[44]. Ce projet a finalement été abandonné en 2019 « au moins jusqu'à la deuxième moitié du siècle »[45].

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Lien externe[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

Document utilisé pour la rédaction de l’article : document utilisé comme source pour la rédaction de cet article.

  • Panorama des filières de réacteurs de génération IV : Appréciations en matière de sûreté et de radioprotection, IRSN, , 91 p. (lire en ligne [PDF]). Ouvrage utilisé pour la rédaction de l'article

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. GIF Membership, GenIV International Forum, (consulté le 5 mars 2021).
  2. a b c et d CEA, « Les générations de réacteurs nucléaires », sur CEA/Découvrir & Comprendre, (consulté le )
  3. a et b Céline Deluzarche, « Réacteurs nucléaires : quelles sont les différentes générations ? », sur Futura (consulté le )
  4. « Nuclear Power in the United Kingdom - World Nuclear Association », sur world-nuclear.org (consulté le )
  5. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le )
  6. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le )
  7. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le )
  8. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le )
  9. « RAPPORT CEA DES/111 Description des VVER », .
  10. a b et c « Nuclear Power in Russia | Russian Nuclear Energy - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le ).
  11. « RAPPORT CEA DES/111 Description des VVER », .
  12. Russie - Base de données PRIS de l’AIEA, AIEA, 14 février 2023.
  13. (en) IAEA, « Nuclear Power Reactors in the World - 2023 » Accès libre [PDF], sur pub.iaea.org,
  14. (en) GIF annual report 2007, Forum international Génération IV (GIF), chap. 1, p. 7 [PDF].
  15. (en) Stephen M. Goldberg and Robert Rosner, Nuclear Reactors: Generation to Generation, Académie américaine des arts et des sciences, 2011 [PDF], p. 7-8 :
    « Gen III+ reactor designs are an evolutionary development of Gen III reactors, offering significant improvements in safety over Gen III reactor designs certified by the NRC in the 1990s. In the United States, Gen III+ designs must be certified by the NRC pursuant to 10 CFR Part 52.

    Examples of Gen III+ designs include:

    • VVER-1200/392M Reactor of the AES-2006 type
    • Advanced CANDU Reactor (ACR-1000)
    • AP1000: based on the AP600, with increased power output
    • European Pressurized Reactor (EPR): evolutionary descendant of the Framatome N4 and Siemens Power Generation Division KONVOI reactors
    • Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR): based on the ABWR
    • APR-1400: an advanced PWR design evolved from the U.S. System 80+, originally known as the Korean Next Generation Reactor (KNGR)
    • EU-ABWR: based on the ABWR, with increased power output and compliance with EU safety standards
    • Advanced PWR (APWR): designed by Mitsubishi Heavy Industries (MHI)
    • ATMEA I: a 1,000–1,160 MW PWR, the result of a collaboration be- tween MHI and AREVA. »
  16. (en) A Technology Road Map for Generation IV Nuclear Energy Systems, décembre 2002, p. 5

    « Advances to Generation III are underway, resulting in several (socalled Generation III+) near-term deployable plants that are actively under development and are being considered for deployment in several countries. New plants built between now and 2030 will likely be chosen from these plants. »

  17. (en) A Technology Road Map for Generation IV Nuclear Energy Systems, décembre 2002, p. 19 :

    « International Near-Term Deployment (by 2015): ABWR II, ACR-700, AP600 et AP1000, APR1400, APWR+, CAREM, EPR, ESBWR, GT-MHR,HC-BWR, IMR, IRIS, PBMR, SMART, SWR-1000 »

    .
  18. a et b « Nuclear Power in France - World Nuclear Association », sur world-nuclear.org (consulté le )
  19. a et b « Nuclear Power in South Korea - World Nuclear Association », sur world-nuclear.org (consulté le )
  20. a et b « Nuclear Power in the USA - World Nuclear Association », sur world-nuclear.org (consulté le )
  21. a b et c (en) « Nuclear Power in China - World Nuclear Association », sur world-nuclear.org (consulté le )
  22. a et b « - World Nuclear Association », sur world-nuclear.org (consulté le )
  23. Nucléaire : des retards généralisés sur les chantiers, Les Échos, le .
  24. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  25. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le ).
  26. Fermer le cycle avec des réacteurs de 4e génération, CEA, octobre 2007.
  27. a et b Les concepts de 4e génération, CEA.
  28. IRSN 2012, p. 3, 9, 40 et 63.
  29. « Une filière nucléaire au thorium », Découvrir & Comprendre, sur CEA, (consulté le ).
  30. Frank Carré, Les systèmes nucléaires du futur : Le Forum international Generation IV et les axes de R&D du CEA, Direction de l’énergie nucléaire du CEA, DEN/DDIN/Systèmes du futur, sur Office of Scientific and Technical Information (en), p. 3 : « Objectifs ».
  31. Tristan Hurel, « À Creys-Malville, tout est prêt pour la découpe de la cuve de Superphénix », Société française d'énergie nucléaire, 14 janvier 2019.

    « Entre 2010 et 2014, l’évacuation des 6 000 m3 de sodium de la cuve et du circuit secondaire a été une étape particulièrement délicate de ce chantier »

  32. « Superphénix : 14e année de démantèlement », France Bleue, Radio France, 30 septembre 2013.
  33. « Country details - Russian Federation », sur Power Reactor Information System, AIEA (consulté le ).
  34. « Country details - People's Republic of China », sur Power Reactor Information System, AIEA (consulté le ).
  35. « China begins building pilot fast reactor », World Nuclear News -, .
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  37. "« Panorama des filières de réacteurs de génération IV : Appréciations en matière de sûreté et de radioprotection », sur le site de l'IRSN.
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  39. « Nucléaire : l’illusion génération IV » (communiqué de presse), Réseau Sortir du nucléaire, .
  40. Gérard Prêle, Superphenix : les acquis techniques et scientifiques, dl 2017 (ISBN 978-94-6252-135-3 et 94-6252-135-2, OCLC 1034023438, lire en ligne)
  41. (en) « Nuclear Power in China », sur Association nucléaire mondiale (consulté le )
  42. (en) « Phénix », base de données PRIS, Agence internationale de l'énergie atomique (consulté le 13 décembre 2019).
  43. Quatrième génération : vers un nucléaire durable, CEA, 31 mars 2010 [PDF].
  44. Nucléaire : lancement des études d’avant-projet d’Astrid, Industrie et Technologies, 23 juin 2011.
  45. « Nucléaire : la France abandonne la quatrième génération de réacteurs », Le Monde,‎ (lire en ligne, consulté le ).