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ASTRID, une option pour la quatrième génération

ASTRID, un démonstrateur technologique pour la quatrième génération de réacteurs nucléaires


​Les études de conception d’ASTRID ont commencé en 2010. Le CEA, maître d’ouvrage du programme, dresse le portrait-robot de ce projet de démonstrateur technologique de quatrième génération.

Publié le 19 octobre 2017

Répondre aux critères de la quatrième génération

« Un réacteur doté des meilleurs standards de sûreté du moment et capable d’optimiser la gestion des matières. » Telle est pour Nicolas Devictor qui dirige les programmes de recherche dans ce domaine au CEA, la définition d’un réacteur de quatrième génération. « Sûreté maximum » parce qu’elle devra être au moins à la hauteur de celle de l’EPR et intégrer le retour d’expérience des évaluations de sûreté réalisées sur les centrales françaises, suite à l’accident de Fukushima. « Capacité d’optimisation », car cette technologie futuriste devra pouvoir tirer de la ressource disponible « cent fois plus d’énergie que ne le font les réacteurs actuellement déployés sur le parc nucléaire français ». Ce cahier des charges explique les principaux choix technologiques que les équipes du CEA ont opérés pour le projet ASTRID, en partenariat avec des industriels.


Etre un démonstrateur technologique

ASTRID sera un réacteur de 600 MWe raccordé au réseau car, explique Nicolas Devictor, « son rôle sera de démontrer que les options techniques retenues pour ASTRID sont extrapolables à une filière de réacteurs de production d’électricité, grâce à des progrès sur l’opérabilité du réacteur. » Cette puissance a été définie pour concilier une flexibilité d’utilisation suffisante et la nécessaire représentativité au regard des principaux aspects industriels. En effet, en exploitation commerciale, un réacteur du futur devra être disponible pour produire de l’énergie au moins 90 % du temps. Dès lors, il s’agit de démontrer aux industriels par la mise au point progressive de procédures adaptées, que la technologie du RNR sodium est capable d’atteindre cet objectif.

VidéoLes réacteurs nucléaires du futur



Expérimentation en boîte à gants sodium
Expérimentation en boîte à gants sodium
© P.F.Grosjean / CEA

Les partenaires et leur contribution au projet
Pour la mise en œuvre du projet Astrid, le CEA est entouré d’industriels partenaires qui participent aux études au travers d’accords de collaboration prévoyant une contribution sur leurs fonds propres. Ce projet implique d’ores et déjà 600 personnes, dont près de la moitié sont des personnels de ces partenaires. Tandis que la maîtrise d’ouvrage et le pilotage du projet sont assurés par le CEA, de nombreux industriels, français mais aussi étrangers, y participent :

  • CEA : pilote du projet et chargé de la conception du cœur
  • Ariane Group : fiabilité et sûreté de fonctionnement
  • Alcen : cellules chaudes
  • Areva NP : chaudière, contrôle commande et auxiliaires nucléaires
  • Bouygues : génie civil et ventilation
  • CNIM : valorisation de la chaleur pour optimiser le rendement du système de conversion d'énergie au gaz
  • EDF : assistance à maîtrise d’ouvrage, retour d’expérience d’exploitation, des études de sûreté et de conception du cœur, de l'inspection en service et des matériaux (durée de vie)
  • General Electric : système de conversion d’énergie eau-vapeur et gaz
  • JAEA, MHI et MFBR : conception de systèmes de sûreté d'Astrid et contribution à la R&D associée
  • NOX : moyens communs et infrastructures
  • Onet technologies : innovations sur robotique et manutention
  • Rolls-Royce : échangeurs compacts sodium-gaz et manutention du combustible
  • TOSHIBA : pompes électromagnétiques de grande taille
  • Velan : conception et développement de vannes sodium d’isolement sur la boucle secondaire
  • Technetics : développement de solutions innovantes d’étanchéité pour les traversées de dalle et la robotique

Un réacteur à neutrons rapides

Ce réacteur sera à « neutrons rapides » (RNR), parce que la physique impose que seul ce procédé puisse convertir en énergie la quasi totalité de l’uranium naturel, tout en utilisant comme matières premières les énormes stocks d’uranium 238 constitués par l’exploitation du parc EDF durant des décennies, ainsi que le plutonium contenu dans les combustibles usés. Il sera également en « rupture technologique » pour que son niveau de sûreté dépasse celui de tous les autres RNR ayant existé jusqu’ici, comme par exemple Phénix ou Superphénix.


VidéoSimulation numérique pour le nucléaire du futur


Un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium

Le choix des RNR impose des contraintes sur la nature du liquide caloporteur à utiliser pour refroidir le cœur du réacteur. Ne devant pas ralentir les neutrons, ce fluide ne peut être de l’eau comme dans les REP du parc EDF. D’autres critères comme la viscosité, la corrosivité ou les propriétés thermiques doivent être aussi considérés. Et au bout du compte, indique Nicolas Devictor : « même si on peut employer du gaz, le meilleur choix possible est le sodium liquide porté à des températures de 200 à 550°C. »


Des innovations en rupture

Mais les défauts du sodium demandent à être corrigés, et ce, dès la conception du réacteur. Dans les réacteurs comme Superphénix, une vidange du sodium se traduisait, par exemple, par une hausse de la réactivité du cœur ; ce que les ingénieurs-chercheurs du CEA veulent maintenant éviter en développant pour ASTRID un cœur à sûreté améliorée (CFV). Pour limiter les conséquences d’une mise en contact accidentelle de ce métal liquide avec l’eau, ils envisagent également de remplacer le générateur de vapeur servant à produire de l’électricité par un circuit et une turbine fonctionnant à l’azote pressurisé.

Enfin, les risques d’incendie, liés à une fuite de sodium dans le bâtiment, seront limités par les progrès sur la détection de fuites ainsi que par le casematage ou l’inertage des locaux les plus exposés. Des capteurs ultrasonores hautes températures ou des robots résistant aux fortes chaleurs devront aussi être employés lors des opérations d’inspection qui sont plus compliquées dans un RNR sodium, puisque le sodium est naturellement opaque.

Une telle présentation des faits ne signifie pas que toutes les options techniques soient déjà décidées. L’important est de donner la priorité à l’innovation et un effort important de R&D reste nécessaire, en soutien aux études d’ingénierie cofinancées par le CEA et les partenaires industriels.

Cet état des lieux ne préjuge pas non plus de la date à laquelle les premières centrales de génération IV arriveront sur le marché, puisque le projet ASTRID n’a pas une vocation commerciale.

Il vise simplement « à préparer le futur et faire en sorte qu’une filière de IVe génération atteigne une maturité technologique pour la seconde moitié de ce siècle en France ». Pour ce faire, il devra, à cette date, avoir accumulé une quinzaine d’années d’exploitation tout en ayant pu réaliser une série d’expériences visant à démontrer ses capacités : essais d’opérabilité, tests de vieillissement des matériaux, tests de transmutation, etc.


Un cœur innovant à sûreté améliorée

Breveté en 2010, le cœur « à faible vidange » (CFV) est l’un des principaux éléments qui différencient la conception d’Astrid de celle des réacteurs à neutrons rapides précédents. L’enjeu, pour les équipes du CEA et de ses partenaires, était de développer un cœur dont la réactivité diminue en cas de fuite de sodium, jusqu’à l’arrêt des réactions nucléaires.

Le sodium ralentit un peu, réfléchit ou capture les neutrons. Par conséquent, sa disparition ou sa dilatation locale dans le cœur entraîne une variation de la réactivité, qui résulte de deux effets antagonistes : un effet positif, dû au fait que les neutrons sont moins ralentis et moins capturés, et un effet négatif, lié à l’augmentation des fuites de neutrons hors du cœur. Le taux de fuite de neutrons diminuant avec l’augmentation de la taille du cœur, l’effet d’une vidange du sodium sur la réactivité est largement positif pour les grands cœurs de forte puissance de conception traditionnelle, ce qui constitue une problématique de sûreté délicate à gérer pour les RNR-Na.

Coeur innovant du réacteur Astrid
Cœur d'Astrid à faible effet de réactivité en cas de vidange du sodium (vue en coupe). © CEA

Pour obtenir un effet négatif – voire faible – sur la réactivité, le CEA a développé avec ses partenaires un cœur dont le principe est d’amplifier la composante de fuite, grâce à la combinaison de plusieurs dispositions géométriques : la réduction de la proportion volumique du sodium dans le cœur, obtenue en diminuant le diamètre du fil espaceur situé entre les aiguilles de combustible ; le concept de plénum sodium,  qui se matérialise sous la forme d’une cavité remplie de sodium et placée au-dessus du faisceau d’aiguilles, à l’intérieur des assemblages combustibles (ce plénum, en situation vidangée, favorise la fuite des neutrons hors du cœur), et celui d’un cœur à géométrie hétérogène, avec une plaque non fissile placée à environ mi-hauteur du cœur ; le concept de cœur « en creuset », dans lequel la  différence de hauteur des zones fissiles interne et externe augmente l’effet de fuite des neutrons du plénum et contrebalance ainsi l’apport de réactivité en cas de vidange. Les développements réalisés se sont appuyés sur les résultats d’études expérimentales et de simulations numériques. Pour maîtriser la spécificité du cœur CFV et certifier les calculs, plusieurs programmes ont été menés par les équipes du CEA. Il s’agit en particulier d’essais effectués en Russie sur un réacteur expérimental et d’analyses comparatives menées indépendamment par le CEA et le DOE (le Department of Energy des États-Unis), qui ont toutes les deux confirmé les performances de ce cœur.


Des ultrasons pour percer
l'opacité du sodium

Parmi les innovations autour du projet Astrid, le développement d’une instrumentation permettant la visualisation sous sodium constitue un enjeu majeur. L’objectif étant d’améliorer la démonstration des capacités d’inspection et de surveillance.

Comment voir à travers le sodium chaud, milieu opaque à l’aspect d’aluminium fondu ? À partir du retour d’expérience des réacteurs à neutrons rapides ayant déjà fonctionné dans le monde, une équipe de la direction de l’énergie nucléaire du CEA, en collaboration avec le CEA-List, a  développé deux techniques de contrôle non destructif par ultrasons. Ce​lles-ci utilisent des traducteurs (dispositif convertissant un signal physique en un signal mécanique) électromagnétiques et piézoélectriques immergés en sodium, tel que l’explique Olivier Gastaldi, chef de service au CEA : « Ils émettent des ultrasons et enregistrent les échos qui leur reviennent. Les données sont ensuite analysées par des algorithmes de traitement du signal pour générer une image permettant de visualiser en 3D l’objet ou la surface rencontrés, détecter d’éventuelles fissures ou encore identifier un assemblage de combustible dans le cœur. »

Une prouesse au regard des contraintes propres à un réacteur : températures élevées (200 à 600 °C selon l’application), irradiations, compatibilité chimique des matériaux avec le sodium. Une fois ces techniques développées, elles ont été testées dans l’eau qui présente des similitudes avec le sodium en termes de transfert d’ondes ultrasonores.

Elles ont ensuite été vérifiées sous sodium. À présent, les scientifiques innovent sur des systèmes autorisant une déviation électronique du faisceau des ultrasons. En effet, pour qu’un objet soit vu par un traducteur monoélément, il faut qu’il soit dans l’axe de diffusion de celui-ci, ce qui est limitant pour l’obtention d’une image.
En parallèle, le développement des algorithmes pour traiter l’information se poursuit pour reconstituer de façon optimale l’image attendue.