IRESNE

Nos recherches.

Découvrez ici nos recherches sur les réacteurs dits de 4^e génération.​​

Les équipes de l’Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d’Energie bas carbone (IRESNE) poursuivent leurs efforts et les recherches déjà réalisées dans le domaine des réacteurs à neutrons rapides afin de valider et de pérenniser le savoir acquis dans la perspective du déploiement de cette filière.

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Étude des réacteurs

Dans le domaine de l’étude des réacteurs, nous travaillons sur :

• La validation expérimentale :
  La validation expérimentale est une nécessité pour la mise en œuvre de modèles physiques représentatifs et prédictifs dans nos outils de simulation numérique. Elle permet de gagner en exactitude et d’accumuler des données précieuses et fiables. Ainsi, nous travaillons, en amont, sur le développement de modèles et d’outils de calculs basés sur nos expérimentations, puis sur la validation expérimentale de ces modèles. La validation expérimentale que nous entreprenons aujourd’hui (dans le domaine des réacteurs de 4^e génération), a pour objectif :
  
  - La confirmation des modèles développés sur les interactions sodium air ou sodium eau et les feux de sodium. Ce sont des modèles nécessaires afin d’appréhender et de développer des mesures, pour maîtriser ces risques et garantir la sûreté des installations utilisant le sodium.
  
  - La validation expérimentale en neutronique. Cette discipline qui utilise des données microscopiques (cheminement des neutrons dans la matière et les réactions qu'ils y induisent) pour calculer des grandeurs macroscopiques, est un axe de recherche permanent et fondamental.
  

• Développement et validation des outils de calculs multi disciplines :
  Nos experts développent et valident des outils de calculs nécessaires à la conception des futurs réacteurs à neutrons rapides rassemblant ainsi plusieurs disciplines : la neutronique, la thermohydraulique, la thermomécanique.
  Ce sont les compétences de nos physiciens, expérimentateurs, numériciens, informaticiens et mathématiciens qui sont réunies pour développer et valider les grands logiciels de calcul utilisés notamment pour le développement des réacteurs à neutrons rapides.
  

• Aller plus loin :
  Forts de nos découvertes et du savoir accumulés sur les réacteurs de 4^e génération, les équipes de l’IRESNE étudient les esquisses réalisées sur des concepts de réacteurs rapides innovants tels que les « petits réacteurs modulaires à neutrons rapides refroidis au sodium » (AMR, Advanced Modular Reactor, RNR Na).
  

• Couplage multiphysique :
  Dans notre démarche d’optimisation permanente des études et avancées technologiques, nous poursuivons le développement de logiciels multiphysiques.
  Ces outils nous permettent de rassembler et faire interagir des calculs de différents domaines de la physique (neutronique, thermohydraulique, chimie, mécanique) afin d’obtenir des prédictions toujours plus précises et fiables.
  

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Étude du combustible pour la 4^e génération

Concernant le combustible nos experts travaillent à l’amélioration des performances de ce dernier en développant :

• Une aiguille combustible « pré instrumentée » :
  

  Les équipes de l'IRESNE conçoivent une aiguille combustible (cylindre métallique de très petit diamètre contenant du combustible nucléaire) incluant une instrumentation intégrée et développée par leurs soins ou dans des cadres de collaboration internationale. La conception de cet outil permet de déterminer les propriétés du combustible nucléaire non accessibles directement par la caractérisation pendant l'irradiation ou les tests. Cette instrumentation doit être robuste, capable de résister à un milieu hostile (radioactif, chaud, opaque) et fournir des données de la plus grande fiabilité et exactitude.

• Étude des interactions fluide/structures :
  Les équipes de l’IRESNE étudient l'interaction dynamique entre une structure et un fluide. Ces interactions conduisent à un échange d'énergie entre l'écoulement et la structure. Dans certains cas, ce processus non-conservatif a un effet stabilisant favorable. Mais souvent il a un effet contraire en induisant des instabilités
  Quand la structure est élastique, ces interactions se traduisent par des forces dites « fluidélastiques » qui résultent en des vibrations excessives. Nous procédons ainsi à la caractérisation, la modélisation et la simulation des interactions fluide/structures pour les assemblages combustibles afin d’étudier et prévoir les différents scénarios d’interactions possibles lors du fonctionnement d’un réacteur grâce à notre plateforme hydraulique.
  

• Une plateforme numérique pour l'étude du comportement du combustible :
  La plateforme numérique PLEIADES permet l’étude du comportement des combustibles pour toutes les filières de réacteur et utilise ou développe des outils de calculs scientifiques dédiés. Pour le RNR Na, le code de calcul scientifique nommé « GERMINAL », développé et validé à partir des années 1990 par le CEA, est perfectionné par nos physiciens et mathématicien. Ce code permet de simuler le comportement thermo-mécanique du combustible (oxyde mixte (U, Pu) O2) des réacteurs à neutrons rapides (RNR) en conditions de fonctionnement nominales et incidentelles. Autrement dit, il nous permet d’étudier la réponse en déformation et en rupture du combustible, lorsqu'il est soumis à l'action de contraintes (mécanique) et de température (thermique).
  

• « Le trésor Phénix » :
  Le prototype de réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium « Phénix », situé sur le centre CEA Marcoule (aujourd’hui en cours de démantèlement), a permis de mener des recherches sur la gestion de déchets nucléaires, grâce à des expériences menées sur la transmutation des actinides mineurs envisageable dans les systèmes du futur. Les expériences menées au sein de ce réacteur nous permettent aujourd’hui d’extraire des données précieuses et fiables qui servent au développement des outils de calculs scientifiques tels que « GERMINAL ». Les aiguilles de combustibles issues de ces expérimentations sont toujours à l’étude par nos experts afin d’en tirer des données capitales à l’avancement des technologies et systèmes nucléaires de 4^e génération.
  

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Structures et composants des réacteurs

L'IRESNE étudie les technologies nucléaires adaptées au milieu sodium des réacteurs à neutrons rapides.

Les experts de l’IRESNE focalisent également leurs recherches dans le domaine des structures et composants des réacteurs. Ces derniers doivent être en mesure de résister aux diverses interactions entre leurs éléments et ceux qui composent le réacteur en fonctionnement. Ils doivent ainsi être robustes et ne pas se dégrader dans le milieu hostile dans lequel ils sont plongés. Les technologies impliquées dans ce type de réacteurs doivent prendre en compte de nouvelles propriétés notamment dues à l’utilisation du sodium comme fluide caloporteur.

L’institut étudie ainsi la faisabilité de certains composants innovants et développe une instrumentation capable d’inspecter les structures lorsqu’elles sont plongées dans le sodium.

• Pompes magnétohydrodynamiques :
  Nos chercheurs étudient des concepts de pompes magnétohydrodynamiques adaptées aux caractéristiques du caloporteur métallique sodium. Celles-ci mettent en mouvement un fluide conducteur, grâce à un champ électrique et un champ magnétique combinés. Une pompe de démonstration nommée PEMDYN sur notre plateforme expérimentale dédiée à l’étude des métaux liquides, a été entièrement conçue et testée par nos équipes.
  

• Echangeurs de chaleur :
  Les échangeurs de chaleur sont également étudiés de près par nos scientifiques. Le sodium réagissant chimiquement avec l’eau, il est envisagé de remplacer le générateur en eau-vapeur actionnant le turbogénérateur par un système de conversion en gaz. Ainsi, la chaleur du sodium du circuit secondaire est communiquée à de l’azote qui, sous pression, se détend dans les turbines pour les faire tourner et produire l’électricité. Les échangeurs de chaleur sodium-gaz constituent un véritable défi technologique de ce système de conversion d’énergie et de nombreux verrous restent encore à lever, notamment en terme de rendement.
  

• Pièges froids :
  Les pièges froids sont des composants spécifiques aux RNR-Na permettant la purification du sodium par un procédé de cristallisation de l’oxyde de sodium (Na2O) ou de l’hydrure de sodium (NaH). Cette purification permanente du fluide est nécessaire car un certain nombre d’impuretés existent (au départ puis lors du fonctionnement du réacteur). Ces impuretés sont activées lors de leur passage en cœur, elles contaminent le sodium qui devient alors radioactif, compliquant ainsi la maintenance et le démantèlement du réacteur. Ce procédé a des avantages indéniables et, notamment, une très bonne efficacité et une grande capacité de rétention. Il permet au sodium de conserver toutes ses qualités pour le refroidissement du cœur du réacteur.

• Une instrumentation ingénieuse et robuste au sodium :
  - Mesurer la qualité des apports de gaz en ciel de pile.
  Grâce au retour d’expériences dans les réacteurs expérimentaux, il a été mis en lumière la nécessité de la bonne surveillance de la qualité des apports de gaz en ciel de pile. Ainsi, les équipes de l’IRESNE développent une instrumentation capable de mesurer précisément et dans un milieu hostile, la constitution des éléments accumulés dans la partie haute du réacteur afin de desceller toute anomalies. Cette instrumentation contribue ainsi à assurer la sûreté du réacteur.
  
  - Effectuer des mesures sous sodium.
  Pour s’adapter aux caractéristiques particulières du sodium (hautes températures d’environ 550°C en fonctionnement et 200°C à l’arrêt et opacité du sodium) nos experts conçoivent des solutions novatrices et astucieuses. Le sodium conduisant bien le son, l’instrumentation acoustique constitue un bon moyen de contrôler l’absence d’apparition de situations anomales lors du fonctionnement du réacteur (présence de bulles, ébullition du sodium, cavitation dans les pompes mécaniques, fuites de gaz ou d’eau, chocs dus aux corps migrants, défaillances mécaniques etc.) et de vérifier lors de l’arrêt de ce dernier le bon état des structures. Cette instrumentation permet également l’identification de composants ou des assemblages combustibles pour les manutentions.
  
  - Détecter les fuites sodium.
  Les fuites de sodium peuvent avoir des conséquences considérables sur la sûreté d’un réacteur. C’est pourquoi, les équipes de l’IRESNE conçoivent de nouveaux dispositifs et perfectionnent des méthodes qui font l’objet de brevets quant à la détection de fuite sodium. Ces nouvelles méthodes visent en particulier à réduire significativement le temps nécessaire à la détection d’une éventuelle fuite.
  
  

• L’expérimentation au service de l’étude des structures et composants des réacteurs de 4^e génération :
  Les recherches effectuées sur la structure et les composants des RNR-Na sont possibles grâce à la validation expérimentale sur notre plateforme métaux liquides nommée PAPIRUS. Cette plateforme nous permet de tester de nouvelles technologies pour la conception des réacteurs de 4^e génération. Des expérimentations sur fluide simulant sont également menées pour la qualification des codes lorsque cela est possible : l’eau est un bon simulant du sodium pour la caractérisation des écoulements par exemple.
  

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Sûreté

La sûreté est au cœur des enjeux de tous les acteurs participant au développement et à la construction des réacteurs nucléaires en France et dans le monde.

Dans le cadre de la 4^e génération de réacteurs refroidis au sodium, nos recherches en termes de sûreté sont axées sur la gestion des accidents de fusion de cœur et celle des risques chimiques liés au sodium. Les scientifiques de l’IRESNE travaillent donc sur :

• L’étude des scénarios d’accidents graves.
  

• Le développement d’outils de simulation numérique :
  Afin d’étudier les scénarios d’accidents graves et de développer des solutions innovantes et fiables, nos experts développent des outils de simulation numérique afin de mieux appréhender les interactions induisant les accidents et décrire le déroulement des différents scénarios possibles.
  

• L’expérimentation sur matériaux modèles :
  Nos scientifiques expérimentent également les modèles développés grâce à notre plateforme expérimentale PLINIUS. Cette plateforme est dédiée à l’étude des accidents graves de réacteurs nucléaires en réalisant des essais entre 200 et 3500 K avec du corium simulant et prototypique.
  

• La mesure du déplacement de matière combustible en fusion :
  Afin d’étudier les phénomènes pouvant impacter la sûreté d’un réacteur, nous travaillons au développement d’une instrumentation nucléaire en cœur dédiée à la mesure du déplacement de matière combustible en fusion​.