« Réacteur à neutrons rapides » : différence entre les versions
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{{Voir homonymes|RNR}}
Un '''réacteur à neutrons rapides''' ('''RNR''', en anglais ''Fast-neutron reactor'') est un [[réacteur nucléaire]] qui utilise des [[
Jusqu'à présent, tous les réacteurs rapides commerciaux en [[Démantèlement nucléaire|démantèlement]], construits ou en projet sont [[Réacteur rapide refroidi au sodium|refroidis au sodium]], mais d'autres technologies de réacteurs rapides ont été étudiées. Les réacteurs à neutrons rapides sont à nouveau à l'étude depuis l'an 2001 dans le cadre du [[Forum International Génération IV]]. <br />
À ce jour (juin 2017), il y a trois réacteurs à neutrons rapides alimentant un [[réseau électrique]] : les réacteurs russes Beloyarsk-3 [[BN-600]] et Beloyarsk-4 ([[BN-800]]) et le [[réacteur à neutrons rapides expérimental chinois]] près de Pékin, ainsi qu'un réacteur qui s'approche de la phase opérationnelle :
== Conception ==
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=== Stratégies d'utilisation des neutrons rapides ===
Les neutrons émis lors de la fission d'un actinide ont initialement une vitesse élevée qui limite la probabilité qu'ils interagissent avec la matière fissile et conduisent à une réaction en chaîne<ref name=Opecst/>.
Une première solution est de les ralentir par un modérateur (eau, [[graphite]], ou [[eau lourde]]) qui leur fait perdre leur énergie par chocs successifs. Ils sont alors appelés neutrons ''thermiques'' <ref name=Opecst/>, ''{{Citation|permettant une réaction en chaîne efficace et donc un meilleur rendement du réacteur pour l’uranium 235 dont la probabilité de fission par neutrons thermiques est élevée}}''<ref name=Opecst/>. C'est cette solution qui est utilisée dans les réacteurs actuels (type REP, REB,...).
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Les réacteurs à métal liquide peuvent être de type piscine ou de type boucle. L'architecture piscine permet de maintenir en permanence le [[caloporteur]] du circuit primaire au sein de la cuve principale (les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires sont plongés dans la cuve principale), alors que les réacteurs à boucles utilisent des pompes primaires et des tuyauteries à l'extérieur de la cuve et des échangeurs externes.
En 2007, tous les RNR en fonctionnement sont conçus avec un [[circuit de refroidissement]] par du [[sodium]] liquide. C'est la filière des [[Réacteur nucléaire à neutrons rapides et à caloporteur sodium|réacteurs nucléaires à neutrons rapides et à caloporteur sodium]]. Bien qu'inflammable au contact de l'air, corrosif<ref>[http://www.reptox.csst.qc.ca/DetailSimdut.asp?no_produit=10181&langue=F]</ref> et réagissant violemment au contact de l'eau, le sodium est privilégié pour les raisons suivantes :
* à la différence de l'eau, il freine peu les neutrons et les capture peu. La masse atomique du sodium est de 23,
** supérieure à celle de l'oxygène du combustible oxyde (=16) et de l'eau,
** très supérieure à celle de l'hydrogène de l'eau (=1)
* capacité calorifique massique importante 1 230 J/(kg⋅K) contre 4 180
* conductivité thermique élevée = 141 W/(m⋅K) contre 0,6 W/(m⋅K) pour l'eau
* point de fusion bas (97,80 °C).
{{article connexe|Superphénix#Principe_de_fonctionnement{{!}}Principes de fonctionnement de Superphénix}}
D'autres caloporteurs métalliques sont étudiés, par exemple l'alliage [[Plomb|Pb]]-[[Bismuth|Bi]] ou le plomb.
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=== Point de vue des Etats et des scientifiques ===
La filière s'est développée à l'origine dans le but de réduire le coût de production du combustible utilisé dans les centrales, en évitant l'étape de l'[[enrichissement de l'uranium]], et parce qu'on craignait dans les [[années 1960]], une pénurie des réserves d'[[uranium]]. La justification économique du réacteur à neutrons rapides vient surtout de sa capacité à générer du [[plutonium]] en plus de l'énergie produite, ce plutonium pouvant ensuite être en partie recyclé dans du [[combustible MOX]].
Cependant la rentabilité de la filière MOX issue de la [[surgénération]] a, par exemple, été contestée par l'[[Académie nationale des sciences (États-Unis)|académie des sciences des États-Unis]]. Elle a en effet estimé, en 1995<ref>[http://www.ieer.org/ensec/no-1/no1frnch/plueng.html Institute for Energy and Environmental Research: le Plutonium]</ref>, que celle-ci n'était pas rentable au prix du marché de l'[[uranium]]. Depuis 2001 la surgénération a d'ailleurs été arrêtée aux [[États-Unis]]<ref>[http://www.nuklearforum.ch/fr/actualites/e-bulletin/arret-definitif-probable-du-surgenerateur-fftf "Nuklear Forum 2001"]</ref>{{,}}<ref>[http://www.larecherche.fr/idees/autre/tres-bref-01-03-2002-73029 "Journal, La Recherche 2002"]</ref>. La filière MOX issue du [[traitement du combustible nucléaire usé]] des centrales classiques est par contre en développement dans le même pays puisqu'un centre de production doit ouvrir en 2016 à Savannah River<ref>[http://www.lefigaro.fr/sciences/2011/11/17/01008-20111117ARTFIG00636-la-filiere-mox-un-choix-strategique-vieux-de-30-ans.php "Le Figaro 2011, La Filière Mox"]</ref>. Une commission d'enquête du parlement français, sur les coûts du nucléaire a conclu en 2014, qu'elle avait une grande difficulté à évaluer l'intérêt économique du Mox par rapport au simple stockage des déchets, mais que dans le meilleur des cas « il ne revenait pas plus cher de stocker directement le combustible usé que de le retraiter »<ref>{{pdf}} [http://www.assemblee-nationale.fr/14/pdf/rap-enq/r2007-tI.pdf "Commission enquête, Assemblée nationale, juin 2014, pages:152/495"]</ref>, la filière MOX impliquant des risques supérieurs<ref>[http://www.assemblee-nationale.fr/14/pdf/rap-enq/r2007-tI.pdf "Commission enquête, Assemblée nationale, juin 2014, p:154/495"]</ref>.
En France, le réacteur à neutrons rapides a été conçu dans l'optique de développer une filière [[Combustible MOX|MOX]], pour alimenter, d'une part certains réacteurs de la [[Réacteur à eau pressurisée|filière REP]] française qui ont été adaptés afin de pouvoir utiliser ce [[Combustible MOX|type de combustible]] (22 réacteurs sur 58 réacteurs en 2013)<ref>[https://www.lemonde.fr/planete/article/2013/05/30/le-mox-autorise-dans-deux-nouveaux-reacteurs-de-la-centrale-de-blayais_3420681_3244.html "Journal le Monde, 30-05-2013"]</ref>, ainsi que les centrales les plus récentes comme l'[[Réacteur pressurisé européen|EPR]] qui par conception pourra aussi fonctionner potentiellement uniquement avec du [[combustible MOX]]<ref>[http://www.senat.fr/rap/o97-612/o97-61214.html "Site du Sénat: Epr"]</ref>.
=== Point de vue des militants anti-nucléaires ===
Les opposants aux surgénérateurs soulignent qu'il faut environ 20-30 ans pour arriver à doubler la quantité de plutonium initialement apportée à un réacteur à neutrons rapides (temps de doublement<ref>[https://books.google.fr/books?id=dGFxU2IDOIAC&pg=PA222&lpg=PA222&dq=%22temps+de+doublement%22+plutonium&source=bl&ots=HjgaBsAVQ-&sig=8SKnDrZhhVjCDYnkrffpIWMQFA0&hl=fr&sa=X&ei=xPxjUoOPFYua1AWknIDIAQ&ved=0CF4Q6AEwCQ#v=onepage&q=%22temps%20de%20doublement%22%20plutonium&f=false "Introduction au génie nucléaire, p 222"]</ref>). Compte tenu de la décroissance des [[Extraction de l'uranium|réserves d'uranium]] à partir de 2025, en l'état actuel des gisements connus<ref>[http://futura24.voila.net/nucle/generation4.htm "Site Futura24 : plutonium et pénurie d'uranium"]</ref>, il faudrait remplacer progressivement le parc de [[Réacteur à eau pressurisée|réacteurs à eau pressurisée]] par un parc de surgénérateurs, pour disposer d'assez de combustible plutonium. En effet, seulement 10 tonnes de plutonium sont produites chaque année par les centrales françaises de la filière traditionnelle<ref>[http://www.sfen.org/IMG/pdf/nifenecker_thorium-2.pdf "Sfe :Un combustible nucléaire redécouvert : le thorium"]</ref>. La rentabilité à long terme apparaît incertaine, en particulier à cause d'une ''technicité importante liée à la gestion de risques plus significatifs'', que pour la filière traditionnelle. Ainsi, à titre d'exemple, le démantèlement de Superphénix est prévu à ce jour pour durer 31 ans<ref>[http://energie.edf.com/fichiers/fckeditor/Commun/En_Direct_Centrales/Nucleaire/Centrales/creys_malville/vie_centrale/la%20deconstruction%20de%20superphenix.pdf "Edf: la déconstruction de Superphenix"]</ref>, tandis que pour le démantèlement d'une centrale ordinaire, les travaux principaux
== Expérimentations mondiales ==
Au 31 décembre 2010, il n'existe, d'après l'[[Agence internationale de l'énergie atomique]] (AIEA) qu'un seul réacteur à neutrons rapides qui soit connecté au [[réseau électrique]] : le réacteur russe [[BN-600]] de 560 MW situé à la [[centrale nucléaire de Beloïarsk]]. Un autre réacteur à neutrons rapides est en arrêt à long terme depuis décembre 1995 : le réacteur Monju de la [[centrale nucléaire de Tsuruga]] au Japon. Les 7 autres réacteurs rapides construits aux [[États-Unis]], au [[Royaume-Uni]], en [[France]], en [[Allemagne]] et au [[Kazakhstan]] sont tous définitivement à l'arrêt<ref name="AIEA">{{en}} [http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/RDS2_web.pdf ''Nuclear power reactor in the World''], AIEA Reference Data Series n°2, 2011 Edition</ref>.
Fin 2010, deux réacteurs à neutrons rapides sont en construction dans le monde :
* 1 réacteur de 470 MW est en construction depuis octobre 2004
* 1 réacteur de 800 MW (le BN-800) est en construction depuis juillet 2006 en Russie à la [[centrale nucléaire de Beloïarsk]]<ref name="AIEA" />.
Deux autres réacteurs à neutrons rapides de type BN-800 sont planifiés en Chine dans la ville de [[Sanming]]<ref name="AIEA" />.
Ce type de réacteur nucléaire fait partie des [[Filière nucléaire|filières]] examinées par le [[Forum International Génération IV|Forum international Generation IV]] dans le but de concevoir les réacteurs nucléaires futurs.
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=== Kazakhstan ===
[[Fichier:Shevchenko BN350.gif|
[[Fichier:Shevchenko BN350 desalinati.jpg|
Le réacteur [[BN-350]] est situé à [[Aktaou]] (auparavant Shevchenko de [[1964]] à [[1992]]), Kazakhstan, sur les rives de la [[mer Caspienne]]. Ce réacteur rapide surrégénérateur est mis en service en [[1973]] et arrêté en 1999. En plus de produire de l'électricité pour la ville voisine (150 MW), il produisait du plutonium ([[surgénération]] du combustible) et de l'eau potable par [[dessalement]] (120 000 m³/jour).
=== Russie ===
En Russie, le réacteur de 600 MWe [[BN-600]] fonctionne depuis 1980 à la [[centrale nucléaire de Beloïarsk]] (Russie). Le réacteur [[BN-800]] reprenant la même technologie, mais de puissance supérieure fonctionne depuis 2016<ref name=Opecst>Assemblée nationale & Sénat, OPECST, ''[http://www.assemblee-nationale.fr/13/pdf/rap-off/i3108.pdf Rapport sur l'évaluation du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2010-2012]'' (19 janvier 2011), rapporteurs : [[Christian Bataille]] et [[Claude Birraux]], PDF, 347 pages</ref>.
* [[BOR 60]], refroidi au sodium, dont la durée de fonctionnement doit être prolongée jusqu’en [[2015]]<ref name=Opecst2>Assemblée nationale & Sénat, OPECST, ''[http://www.assemblee-nationale.fr/13/pdf/rap-off/i3108.pdf Rapport sur l'évaluation du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2010-2012]'' (19 janvier 2011), rapporteurs : [[Christian Bataille]] et [[Claude Birraux]], PDF, 347 pages ; Voir chap. ''A. La centrale de Beloyarsk'', page 89/347 de la version PDF du rapport</ref>
* [[BN-600]], [[RNR-Na|RNR à caloporteur sodium]] de puissance (600 MWe), en fonctionnement à la [[centrale nucléaire de Beloïarsk]] depuis 1980.
* [[BN-800]], RNR à caloporteur sodium de puissance (800 MWe), sur le site de la centrale nucléaire de Beloïarsk, en opération commerciale depuis 2016<ref>{{Lien web|titre = Russia's BN-800 unit brought to minimum controlled power|url = http://www.world-nuclear-news.org/NN-Russias-BN-800-unit-brought-to-minimum-controlled-power-04081501.html|site = www.world-nuclear-news.org|consulté le = 2015-08-11|langue = English}}</ref>{{,}}<ref name=Opecst/>.
* [[BN-1200]], projet d'un RNR à caloporteur sodium de grande puissance<ref name=Opecst/>.
* [[Brest-300]], projet d'un RNR à caloporteur plomb de grande puissance.
=== France ===
[[Fichier:Superphénix.jpg|
La France a construit trois réacteurs à neutrons rapides dans la filière des [[réacteurs rapides à caloporteur sodium]] :
* [[Rapsodie]], réacteur expérimental, en phase de [[démantèlement nucléaire|démantèlement]] ;
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<!--* [[European Fast Reactor|EFR]], projet européen de réacteur rapide à caloporteur sodium de type Superphénix.-->
[[
{{article détaillé|ASTRID_(réacteur)}}
=== Japon ===
* [[Centrale nucléaire de Tsuruga|Réacteur de recherche Monju de la centrale de Tsuruga]]
* [[Joyo]]
* [[DFBR]] projet remplacé par FBR puis JSFR
Ligne 107 :
=== Allemagne ===
En Allemagne, un RNR fut construit en 1973 à [[Kalkar]] en [[Basse-Rhénanie]]. Après de nombreuses protestations, il ne fut pas mis en service comme prévu en 1987.
*
=== Italie ===
Ligne 116 :
=== Inde ===
* Le [[:en:FBTR|FBTR (Fast Breeder Test Reactor)]] d’une puissance de 13 MWe, basé sur [[Rapsodie]] a été mis en service en 1985 sur le site de la [[centrale nucléaire de Madras]] située près de la ville de [[Kalpakkam]].
* Son successeur, le PFBR ([[Prototype Fast Breeder Reactor]]) d’une puissance de 470 MWe<ref>[http://www.igcar.ernet.in/press_releases/press15.htm A creditable performance at Kalpakkam
=== Royaume-Uni ===
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Le [[Réacteur à neutrons rapides expérimental chinois]] prototype chinois de RNR construit par les russes OKBM Afrikantov, OKB Gidopress, Nikiet et l'institut Kurchatov a effectué sa première [[Réaction en chaîne (nucléaire)|divergence]] le 21 juillet 2010<ref>{{en}} [http://www.neimagazine.com/story.asp?sectionCode=132&storyCode=2056921 Criticality for China’s first fast reactor], ''Nuclear Engineering'', 21 juillet 2010.</ref>. Ce premier réacteur expérimental chinois à neutrons rapides de [[Génération de réacteur nucléaire|quatrième génération]] d’une puissance électrique de {{unité|20 MWe}} ({{unité|65 MW thermiques}}) a été couplé au réseau le 21 juillet 2011<ref>[http://www.lepoint.fr/monde/la-chine-met-en-service-un-reacteur-de-quatrieme-generation-22-07-2011-1355129_24.php La Chine met en service un réacteur de quatrième génération], ''[[Le Point]]'', 22 juillet 2011.</ref>{{,}}<ref>[http://www.chine-informations.com/actualite/le-premier-reacteur-experimental-a-neutrons-rapides-de-la-chine-commence-a-produire-de_32546.html Le premier réacteur expérimental à neutrons rapides de la Chine commence à produire de l'énergie], ''Chine Nouvelle ([[Xinhua]])'', 21 juillet 2011.</ref>.
[[Compagnie nucléaire nationale chinoise|CNNC]] a annoncé fin décembre 2017 le début de la construction d'un démonstrateur de {{unité|600|MW}} à Xiapu, dans la province de Fujian. CNNC avait également annoncé en octobre 2017 la création d'une coentreprise avec l'américain
== Voir aussi ==
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