MYRRHA

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Le projet MYRRHA[1] pour Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications (Réacteur de recherche multifonctionnel hybride pour applications de hautes technologies) est un projet de réacteur de recherche visant à démontrer la faisabilité du concept de réacteur nucléaire piloté par accélérateur de protons (Accelerator Driven System = ADS en anglais).

Il s'agit d'un projet de réacteur rapide refroidi au plomb liquide avec deux configurations possibles, critique ou sous-critique. Le projet est géré par le centre belge de recherches nucléaires, le SCK•CEN.

Les principales applications seraient notamment la destruction des actinides dans le combustible usagé, les tests de résistance des matériaux avancés à l'irradiation ou la production d'isotopes à des fins médicales[2].

La cuve du réacteur et les composants internes
La cuve du réacteur et les composants internes

Historique[modifier | modifier le code]

MYRRHA a acquis une renommée internationale et a été choisi en décembre 2010 par la Commission européenne[3] comme l'un des 50 projets à réaliser afin de garder l'Europe en position de leader dans la recherche en haute technologie pour les 20 prochaines années.

Le projet MYRRHA se base sur l'expérience acquise avec la maquette GUINEVERE[4],[5] qui a été exploitée avec succès en 2012 en mode sous-critique.

Particularités[modifier | modifier le code]

Accélérateur[modifier | modifier le code]

Le concept d'ADS correspond au couplage d'un réacteur sous-critique avec un accélérateur de protons. Les neutrons manquants pour alimenter la réaction en chaîne sont fournis par une réaction de spallation entre des protons ultra-énergétiques avec des éléments lourds (Z important comme le plomb, l'eutectique plomb-bismuth ou le tungstène, par exemple). Le projet MYRRHA envisage un facteur de multiplication de 0,95 et un courant de protons à 600 MeV de 4 mA produit dans un accélérateur linéaire de protons (LINAC).

Pour optimiser l'usage d'un accélérateur aussi avancé (important courant et stabilité extrême), MYRRHA propose d'héberger une expérience de physique fondamentale Isol@myrrha qui utilisera une fraction du faisceau de protons.

Éléments combustibles[modifier | modifier le code]

Le combustible envisagé est du MOX enrichi à 30 % en oxyde de plutonium. Le revêtement du combustible est en acier austénitique inoxydable (15-15 Ti) parce que ce matériau résiste correctement à une importante corrosion et son comportement est très bien connu.

Cœur sous-critique[modifier | modifier le code]

Un atout majeur de MYRRHA réside dans sa flexibilité due aux deux configurations de cœur possibles : critique ou sous-critique. Les trois éléments combustibles centraux peuvent être remplacés par l’extrémité de l'accélérateur et des échantillons à irradier. Ainsi, MYRRHA pourra fonctionner comme un ADS et ses applications pourront comprendre la destruction des actinides dans les combustibles usagés, la production d'isotopes médicaux ou le test de résistance de matériaux avancés à l'irradiation.

Design mécanique[modifier | modifier le code]

MYRRHA est un projet de réacteur de type piscine refroidi par un mélange eutectique de plomb-bismuth à pression atmosphérique. Ainsi, le cœur est très dense et lourd, et la corrosion est assez importante même aux températures modérées d'opération.

Maîtrise de la corrosion[modifier | modifier le code]

Les trois principaux types de corrosion attendus dans le cœur de MYRRHA refroidi avec l'eutectique plomb-bismuth sont les suivants :

  • dissolution des métaux (Fe, Ni, Cr, ...) des matériaux structurels dans l'eutectique plomb-bismuth, comme l'or se dissout dans le mercure par formation d'amalgame ;
  • fragilisation des métaux des structures par l'eutectique liquide qui s'insinue dans les joints de grain métallique (liquid metal embrittlement, LME, en anglais), et ;
  • érosion mécanique des matériaux de structure par le flux de plomb-bismuth très dense (densité ~11) circulant à vitesse élevée dans le cœur du réacteur.

Les revêtements des combustibles MOX seront soumis aux mêmes sollicitations que les métaux des matériaux de structure.

Pour maîtriser les processus de corrosion chimique des métaux, il est prévu de contrôler la pression partielle d'oxygène (ou d'ions oxydes, O2–) dissout dans l'eutectique Pb/Bi afin de permettre la formation d'une couche d'oxyde nécessaire à la passivation et à la protection des surfaces métalliques. Le contrôle de la chimie (métal/oxydes) de l'eutectique Pb/Bi est critique du point de vue de la maîtrise des processus de corrosion.

Confinement de la radioactivité[modifier | modifier le code]

Le Bi-209 présent dans l'eutectique Pb/Bi s'active facilement sous haut flux neutronique pour donner du Bi-210 qui par décroissance béta donne lieu à la formation de Po-210.

Le polonium-210 est une émetteur alpha pur d'une demi-vie de 138,38 jour. C'est le radionucléide le plus radiotoxique connu et il est volatile à température élevée. Des précautions très importantes devront donc être prises pour empêcher tout relâchement vers l'atmosphere et l'environnement et protéger les opérateurs. L'entiéreté des opérations de maintenance et de réparation du réacteur MYRRHA et de la tête de son accélérateur de protons proche de la cible de spallation devront être réalisées dans des conditions de confinement drastique par des bras de télémanipulateurs robotisés. Les opérations de décontamination des pièces à réparer et le traitement des effluents liquides et gazeux et des déchets radioactifs solides constituent un des nombreux défis technologiques qui restent encore à résoudre.

Phase de validation[modifier | modifier le code]

En 2014, MYRRHA a entamé une phase de validation avancée en inaugurant deux nouvelles expériences qui doivent démontrer le comportement hydromécanique du réacteur et sa résistance aux séismes[6].

Application à la transmutation[modifier | modifier le code]

En avril 2015, l’Institut de physique nucléaire d'Orsay lance le projet Myrte « MYrrha Research and Transmutation Endeavour », dont le but est de poursuivre pendant 4 nouvelles années les recherches sur la transmutation des déchets nucléaires de haute activité, une piste étudiée en France depuis 1991 dans le cadre de la loi relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs[7].

La recherche sur la transmutation des actinides mineurs et des produits de fission présents dans les combustibles usés est une recherche multidisciplinaire à très long terme et qui s'étendra sur de nombreuses décennies afin de faire face à des défis technologiques de grande ampleur. Les recherches sur la transmutation devront nécessairement aller de pair avec celles sur la séparation chimique avancée des radionucléides à transmuter (advanced reprocessing dans des usines de retraitement comme celle de La Hague) et avec les recherches sur les cibles céramiques capable de supporter des températures très élevées.

Dans plusieurs décennies, à la fin du XXIe siècle, si tout va bien, il pourrait être envisageable d'exploiter des réacteurs de quatrième génération à neutrons rapides et de commencer les longs cycles d'incinération nucléaire qui devraient durer environ 200 ans[8] pour être en mesure d'éliminer un pourcentage élevé de la radiotoxicité du combustible.

Sources[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. « site officiel » (consulté le 14 janvier 2015)
  2. (en) [PDF] Site web de l'IAEA, Hamid Aït Abderrahim : MYRRHA, An innovative and unique irradiation research facility, 2010
  3. (fr) Commission européenne, Projet de recherche de l'UE : Viser les déchets nucléaires avec un faisceau de protons, 06.06.2013
  4. « GUINVERE : une meilleure gestion du nucléaire », Communiqué du CNRS,‎ (lire en ligne)
  5. (en) Alexander Hellemans, Science Magazine : Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run, 12.01.2012
  6. (fr) Journal L’Écho, vendredi 31 janvier 2014, p6 : Deux installations test dédiées au futur réacteur nucléaire Myrrha
  7. « Projet Myrte : vers une transmutation des déchets nucléaires ? », sur http://www.futura-sciences.com, (consulté le 26 juillet 2015)
  8. (en)(en) L.H. Baetslé et Ch. De Raedt, « Limitations of actinide recycle and fuel cycle consequences: a global analysis Part 1: Global fuel cycle analysis », Nuclear Engineering and Design, vol. 168, nos 1–3,‎ , p. 191-201 (ISSN 0029-5493, DOI 10.1016/S0029-5493(96)01374-X, lire en ligne)

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Liens internes[modifier | modifier le code]

  • Brest-300 : un projet russe de réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb

Liens externes[modifier | modifier le code]