1. INTRODUCTION
Les générations de réacteurs nucléaires
se suivent, mais ne se ressemblent pas !
La première génération, mise en service avant les années
1970, avait pour mission initiale la production de plutonium à des
fins militaires, puis le développement progressif de la production
d'électricité.
La deuxième génération, née dans les années
1970 et qui constitue la majorité du parc mondial actuel, avait pour
fonction principale de réduire la dépendance énergétique
des pays vis-à-vis du pétrole. En France, cette génération
s'est accompagnée d'une politique de recherche intensive sur le retraitement
des déchets.
La troisième génération, décidée après
les accidents de Three Mile Island (1979) et de Tchernobyl (1986), se devait
d'améliorer la sûreté et de redonner confiance dans
la filière nucléaire. Le résultat en France de ces
études communes franco-allemandes (FRAMATOME et SIEMENS) est le réacteur
EPR (European Pressurised Reactor). Un exemplaire a été commandé
par TIPO, société privée finlandaise, à la firme
AREVA. Le gouvernement français a donné aussi son accord pour
la commande par EDF d'un réacteur analogue. Bien que des améliorations
aient été obtenues au niveau de la sûreté et
du rendement énergétique, le problème des déchets
n'est pas encore totalement résolu l'abandon de Super Phénix
ayant privé la France de son avance dans l'utilisation plus complète
de l'uranium.
Les réacteurs de quatrième génération devront
y répondre de façon plus satisfaisante. Ils sont étudiés
dans le cadre d'une association dite Forum International Génération
IV, en vue d'une maturité technique autour de 2030 et d'un
développement industriel vers 2035-2040. Ces réacteurs
de quatrième génération devraient permettre
des utilisations plus diversifiées (électricité,
hydrogène, eau potable, chaleur).
Mais quelle est la raison d'une telle dynamique ?
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2. EXPANSION DES BESOINS 
L'assurance d'un approvisionnement en énergie est la préoccupation
quotidienne des pays pauvres en pétrole, en gaz, ou en charbon.
Les échanges sociaux et économiques progressant entre
les pays, c'est une vision mondialiste qu'il faut aujourd'hui avoir
présente à l'esprit.
Sur les six milliards d'habitants que compte aujourd'hui notre planète,
deux milliards n'ont pas encore l'accès à l'électricité,
et ceci n'est qu'un des vecteurs. Vers 2050 nous serons huit milliards.
Pour répondre à cette demande humaine et logique des
pays pauvres et pour suivre en parallèle l'évolution
des pays riches, il va falloir multiplier par 1,5 ou 2 la production
mondiale d'énergie à l'horizon 2050, même si
l’on s'attaque dès maintenant à une politique
d'économie de l'énergie.
Cette évolution croissante devra se faire dans un contexte
où les dates limites des réserves fossiles qu'entrevoient
les spécialistes commencent à les préoccuper
eux-mêmes ; ces limites pourront toujours être un peu
repoussées, à condition d'accroître le prix
d'obtention des combustibles fossiles recherchés. Les échéances
que l'on voit énoncer, et que l'on doit afficher avec prudence,
seraient de moins de 100 ans pour le pétrole et le gaz, et
de 200 à 300 ans pour le charbon.
Mais ces faibles durées nécessitent dès maintenant
le respect d'une politique environnementale déjà soumise
à la menace d'un réchauffement climatique et à
la réduction drastique du CO2, déchet envahissant
des combustibles fossiles carbonés.
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3. DIVERSITE DES UTILISATIONS
3.1. LES REACTEURS ACTUELS , principalement des réacteurs
refroidis par eau, en majorité pressurisés (REP), sont
exclusivement à vocation électrogène ; leur rendement
de production électrique est voisin de 33%, le reste de la
puissance générée l’est sous forme de chaleur,
généralement rejetée dans cette famille de réacteurs
; il y aura donc lieu d'augmenter ce rendement, ce qu'essaie de faire
aujourd'hui l'EPR avec un rendement de 38 %.
3.2. AVEC UNE VISION DE PRODUCTION " ELECTRICITE ET/OU CHALEUR
", nous pouvons envisager :
• des réacteurs hybrides " électricité
+ chaleur ", c'est à dire la cogénération
• des réacteurs à vocation exclusivement calogène,
en vue d'obtenir:
-soit chaleur basse température (BT), vers 200°C, en
vue du chauffage urbain
-soit chaleur moyenne température (MT), entre 500 et 800°C,
pour applications industrielles, dessalement de l'eau de mer
-soit chaleur haute température (HT), entre 1000°C et
1200°C, pour applications spécifiques, H2
par exemple.
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4. PRINCIPAUX OBJECTIFS
Devant l'éventail de solutions alternatives ou concurrentielles,
l'énergie nucléaire présente encore certains
défauts auxquels va s'attaquer GENE IV, (déchets du
combustible par exemple).
Cette énergie présente par contre des qualités
qui retiennent de plus en plus l'attention des gouvernements :
1) Indépendance énergétique
(le combustible représente 5 à 10% du prix)
2) Pas de production de CO2.
3) Prix du kWh raisonnable, encore amélioré
par une durée de vie plus longue et un rendement amélioré.
4) Retraitement partiel des déchets
dans le cycle propre du combustible (point fort du programme GENE
IV)
5) L'échéance d'approvisionnement
(dans le cas de la fission) peut encore être reportée
par l'utilisation de réacteurs surgénérateurs,
de réacteurs utilisant le thorium comme combustible, en attendant
la mise au point, en cours d'étude, de réacteurs à
fusion.
Concernant le point 4), plusieurs idées – force ont
été évoquées. Elles représentent
les grandes lignes des programmes de R&D dans la génération
IV décrite ici, à savoir le recyclage en bloc de tous
les actinides, la minimisation des effluents et déchets technologiques,
la mise en œuvre de procédés compacts.
Deux axes principaux semblent se dégager :
• d'une part, les procédés
hydrométallurgiques (dissolution des combustibles à
recycler, gestion groupée des actinides) qui ont démontré
leur capacité à délivrer de remarquables performances
de récupération, tout en limitant les déchets
technologiques générés,
• d'autre part, les procédés
pyrochimiques (mise en solution des éléments dans
un bain de sels fondus à haute température, récupération
sélective des éléments par techniques de génie
chimique) déjà expérimentés aux USA
et en Russie.
Les recherches engagées par le CEA, dans le domaine du cycle
du combustible, portent sur ces 2 axes.
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5. FORUM INTERNATIONAL " GENERATION
IV "
Devant les besoins énergétiques croissants, le coût
et/ou les difficultés d'approvisionnement des combustibles
fossiles et le coût du CO2 produit qu'il faudra faire disparaître,
dix pays (Argentine, Brésil, Canada, France, Japon, Corée
du Sud, Afrique du Sud, Suisse, Royaume-Uni et Etats-Unis), sur l'initiative
en 2000 du DOE américain, se sont donc associés pour
étudier les systèmes nucléaires de quatrième
génération susceptibles d'être déployés
vers 2030.
Dès octobre 2002, après l'étude d'une première
phase, une sélection de six systèmes nucléaires a été
publiée. Ils permettent des avancées notables en matière
de compétitivité économique, de sûreté,
d'économie des ressources en uranium, et de réduction de la
production de déchets radioactifs à vie longue.
Les six concepts retenus dans la sélection finale "GENE IV ",
avec leurs schémas présentés en fin d'article, sont
:
5.1. CONCEPT DE REACTEUR RAPIDE A CALOPORTEUR GAZ :
GFR – (Gas-cooled Fast Reactor System)
Le réacteur rapide à caloporteur gaz (projet RCG-R du
CEA) contient dans son cahier des charges les caractéristiques
fondamentales des réacteurs nucléaires du futur. Combinant
le spectre rapide et un cycle de combustible fermé, il offre
la perspective d'une rentabilité maximale de l'uranium naturel,
tout en minimisant les déchets ultimes et le risque de prolifération.
Opérant à hautes températures, il ouvre la voie
à la production d’hydrogène ou au cycle de conversion
direct à haut rendement thermodynamique.
Le réacteur proposé s'appuiera sur la technologie hélium
développée par ailleurs pour les projets HTR. Ses spécificités
sont le combustible et son cycle, le système et sa sûreté.
Le cycle du combustible est en rupture avec l'existant, puisqu'on propose
de ne pas séparer U et Pu, de ne pas séparer les actinides
majeurs (U, Pu) des actinides mineurs (Np, Am, Cm). La conception du cœur
(sans couverture fertile) visera l'homogénéité de la
production du plutonium et un cycle entretenu par apport d'uranium appauvri.
Les premières études ont déjà porté sur
le combustible qui devra être dispersé et tenir à haute
température (70% de carbures d'uranium et de plutonium, dans une
matrice 30% en carbure de silicium). On vise comme conditions de fonctionnement
pour l'hélium à l'entrée de turbine : 70 bars et 850°C.
Le rendement attendu serait de 70%.
5.2. CONCEPTS DE REACTEURS A METAUX LIQUIDES :
SFR – (Sodium-cooled Fast Reactor System)
LFR – (Lead-cooled Fast Reactor System)
Les concepts à métaux liquides, du fait de leur spectre
rapide, présentent un fort intérêt dans le contexte
du développement durable.
Les réacteurs SFR au sodium bénéficient d'un retour
d'expérience considérable et d'un travail important sur des
projets visant la diminution des coûts et l'augmentation de la sûreté
(EFR, JSFR). L'engagement du Japon comme leader de ce concept et le soutien
apporté par la France permettent d'envisager un déploiement
industriel dès 2015.
Les réacteurs LFR au plomb présentent certains avantages dans
le domaine de la sûreté, mais nécessitent par ailleurs
une R&D très importante. Les aléas associés à
cette R&D ainsi que l'absence d'un pays leader de premier plan, hypothèquent
les perspectives de déploiement de ce concept.
5.3. CONCEPT DE REACTEUR A SELS FONDUS :
MSR – (Molten Salt Reactor System)
C'est un concept aux caractéristiques inhabituelles, donc mal
connues. Le combustible se présente sous la forme d'un mélange
liquide de UF4, de ThF4, de fluorure de lithium, de béryllium
(éventuellement de sodium et de zirconium), dans lequel les
actinides sont dissous.
Dans le schéma proposé par le laboratoire d' OAK RIDGE (ORNL),
à l'origine du concept, ce sel combustible pénètre
par le bas du cœur à une température d'environ 550°C,
le traverse de bas en haut en circulant dans des canaux de graphite, dont
l'effet modérateur permet d'obtenir la criticité et la production
d'énergie de fission. Le sel joue en même temps le rôle
de caloporteur et ressort du cœur à environ 700°C, avant
de passer à travers des échangeurs de chaleur. L'énergie
thermique est ainsi transférée à un sel caloporteur
secondaire, puis via un générateur de vapeur supercritique
jusqu'au système de conversion d'énergie, avec un rendement
assez élevé (44%).
La circulation d'un combustible liquide offre l'avantage de permettre un
retraitement en ligne, ou presque en ligne, extraction des produits de fission
et rajout de combustible frais si nécessaire.
Pour la sûreté : un système non pressurisé avec
une grande marge avant l'ébullition, absence de réserve de
réactivité grâce au traitement en continu, piégeage
des produits de fission. En cas d'incident, il est possible de vider le
réacteur par simple gravité dans plusieurs réservoirs,
où il devient très sous-critique en l'absence de modération
par le graphite.
Enfin ce concept paraît optimal pour assurer la surgénération
en cycle thorium, dont le bilan neutronique est très serré.
5.4. CONCEPT DE REACTEUR A EAU A PRESSION SUPERCRITIQUE :
SCWR – (Supercritical Water-cooled Reactor System)
L'eau est utilisée comme caloporteur et modérateur dans
la grande majorité des centrales nucléaires actuellement
en fonctionnement.
Dans les Réacteurs à Eau Bouillante (REB), l'eau est vaporisée
au niveau du combustible nucléaire dans le cœur du réacteur,
on parle alors de cycle direct.
Dans les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP), le caloporteur
est utilisé pour vaporiser l'eau du circuit secondaire à l'aide
de générateurs de vapeur, on parle alors de cycle indirect.
Ces deux types de réacteurs fonctionnent en dessous du point critique
de l'eau (221 bars, 374°C), ce qui limite le rendement théorique
de Carnot, et donc aussi le rendement net (actuellement 33%).
On peut augmenter ce rendement en dépassant ce point critique : dans
ce cas, on ne peut plus distinguer la vapeur du liquide. Les crises d'ébullition
qui limitent la puissance spécifique des REB ou des REP n'existent
plus. Les propriétés physiques de l'eau, en particulier la
chaleur spécifique, qui subissent de fortes variations au voisinage
du point critique, permettent d'avoir aussi des réacteurs plus compacts
à puissance donnée.
Le CEA participe à une veille active depuis 1999 : il s'est intéressé
à un réacteur nucléaire à spectre thermique
fonctionnant à 250 bars. Dans les prochaines années, le CEA
poursuivra son effort limité de R&D en privilégiant l'étude
des versions à spectre rapide. Dans le cadre de GENERATION IV, un
plan de R&D a été proposé.
5.5. CONCEPT DE REACTEUR A GAZ A HAUTE TEMPERATURE :
VHTR – (Very High Temperature Reactor System)
La motivation principale pour le VHTR est la production d'hydrogène
par un moyen non polluant, donc à partir de l'eau, car produire
de l'hydrogène, à partir de gaz naturel par reformage,
est polluant :
Q + CH4 + 2H2O ----->
4H2 + CO2
Aux USA, ce procédé (95%) consomme 5% du gaz naturel et produit
74 millions de tonnes de CO2.
La solution idéale consiste à séparer la molécule
d'eau en H2 et O2 par un procédé
thermochimique qui requiert 900°C (procédé S-I,
soufre–iode) :
H2SO4 ----->
H2O + SO3 (400-600°C)
SO3 -----> SO2 +1/2 O2 (800-900°C)
2 HI -----> H2 + I2 (200-400°C)
SO2 + 2 H2O + I2 ---- > H2SO4
+ 2 HI aqueux (25-120°C)
Le réacteur VHTR doit produire la chaleur à 1000°C
: un VHTR de 600 MWth produirait environ 60 000 t/an de H2 sans
émission de gaz à effet de serre.
Les défis à relever du coté
nucléaire sont :
• Au niveau des matériaux pour l'échangeur intermédiaire
et pour une longévité raisonnable, les matériaux
classiques, y compris les superalliages à base de nickel
(Hastelloy X) semblent insuffisants. Les candidats de remplacement
seraient des céramiques, ODS (oxyde dispersion strengthened
alloys). Concernant les éléments du réacteur,
les points à examiner sont les gaines des barres de contrôle,
le supportage du cœur, l'enveloppe du cœur, la cuve du
réacteur, etc.
• Pour le combustible, il faut essayer de garder une température
de fonctionnement inférieure à 1250°C pour du
SiC, évoluer vers un enrobage de ZrC permettant des températures
plus élevées de 200°C,et viser probablement une
combinaison de ces approches.
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6. CONCLUSION
L'expérience acquise par l'exploitation de plus de 450 installations
nucléaires dans le monde, pendant trente ans, a permis de démontrer
la qualité des réacteurs électronucléaires
de la filière REP.
L'accident de Tchernobyl, réacteur de type très différent
des REP, est dû à un grave défaut de conception et à
une succession d'erreurs humaines. Il ne remet absolument pas en cause les
acquis industriels.
L'EPR valorise tout le retour d'expérience et améliore
notamment la sûreté et le rendement de la filière.
Il reste à franchir de nouvelles étapes :
• meilleure utilisation de l'énergie contenue dans
l'uranium (actuellement 98 % reste disponible),
• réduction des déchets ultimes du cycle du
combustible,
• diversification des formes de production d'énergie.
Le niveau du challenge de la Génération IV doit
être haut placé pour répondre aux besoins en
énergie de nos générations futures.
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