IRESNE

Quelques notions.

Découvrez ici quelques notions élémentaires pour une meilleure compréhension de nos recherches sur les réacteurs dits de 4^e génération.​​​

L’Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d’Energie bas carbone (IRESNE) travaille sur les réacteurs dits de 4^e génération. Ces recherches nous permettent de contribuer, à l’échelle mondiale, aux progrès scientifiques et au développement des technologies et systèmes nucléaires innovants.

Réacteurs à neutrons rapides

Les réacteurs dits de 4^e génération étudiés par les chercheurs d’IRESNE sont des réacteurs dits rapides. Il s’agit plus exactement de réacteurs à neutrons rapides (RNR). Ce nouveau modèle de réacteur présente trois avantages majeurs :

• Une nouvelle source de combustible : Le plutonium.
  L’IRESNE étudie cette nouvelle technologie de réacteur qui est capable d’utiliser le plutonium comme combustible. Cet élément, qui n’existe pas dans la nature, est produit par le parc actuel des réacteurs à eau pressurisée qui, lors de leur fonctionnement (réaction de fission), convertissent une partie de l’uranium-238 de leur combustible en plutonium. Ce plutonium est séparé lors du retraitement, à l’usine de La Hague, des combustibles usés et utilisé pour la fabrication de combustibles au plutonium, dit MOX, qui alimentent les réacteurs 900 MW du parc EDF. Toutefois les MOX « usés » après utilisation dans les REP 900 sont stockés, car leur vecteur isotopique est trop dégradé pour une nouvelle utilisation en REP sous forme de MOX. Les réacteurs à neutrons rapides, grâce aux caractéristiques de leur spectre de neutrons, permettent d’utiliser ce plutonium et même de recycler « indéfiniment » les combustibles au plutonium usés. Ces réacteurs peuvent fonctionner suivant différents modes, sous-, iso- ou sur-générateur, ce qui signifie qu’ils peuvent consommer du plutonium, ou stabiliser l’inventaire en plutonium, ou produire du plutonium à partir d’U 238. Il est envisagé de déployer en France ce type de réacteurs dans la deuxième moitié de ce siècle.
  

• Une utilisation optimisée de la ressource uranium.
  Les réacteurs à eau pressurisée (REP) n’utilisent que l’uranium-235, seul isotope fissile de l’uranium naturel, comme combustible. Or cet uranium-235 ne représente que 0,7% de l’uranium naturel. Ce dernier est en effet majoritairement constitué à 99,3% d’uranium-238, élément non fissible. Les réacteurs à neutrons rapides produisent du plutonium 239 par capture d’un neutron par l’uranium-238. Ainsi, les réacteurs à neutrons rapides (RNR) ouvrent la possibilité d’utiliser le plutonium et la totalité de l’uranium comme combustibles. L’exploitation totale de l’uranium multiplie par plus de 100 l’énergie que l’on peut extraire de l’uranium naturel. De plus, avec tout l’uranium appauvri (uranium-238) conservé lors des phases d’enrichissement menées en France, et le plutonium issu du combustible usé, ces nouveaux réacteurs à neutrons rapides (RNR) pourrait fonctionner pendant plusieurs milliers d’années en se passant totalement d’extraction d’uranium naturel.
  

• Réduction des déchets nucléaires.
  Cette nouvelle technologie permet également la transmutation des actinides mineurs en éléments à durée de vie plus courte, limitant la quantité de déchets, de haute activité à vie longue, générés lors du fonctionnement des réacteurs à eau pressurisée.
  
  

RNR-Na

Le sodium (Na) comme caloporteur permet la transmutation.

Le CEA s’est activement engagé dans la recherche des réacteurs dits de 4^e génération. Ainsi, au sein de l’IRESNE, nous concentrons une partie de nos recherches sur cette technologie et plus particulièrement sur les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na, Na étant le symbole chimique du sodium). Il existe également d’autres fluides caloporteurs pouvant se substituer au sodium tels que le gaz, le plomb et les sels, également étudiés dans notre institut.

Les avantages du sodium.

Le sodium offre de réels avantages comme fluide caloporteur, justifiant ce choix d’étude et l’implication de nos collaborateurs dans ces recherches :

• De bonnes propriétés thermiques :
  Le sodium présente l’avantage d’avoir une forte inertie thermique permettant d’absorber, et surtout d’évacuer efficacement la chaleur produite dans le cœur du réacteur. Il a effectivement une forte capacité calorifique et une bonne conductivité thermique.
  

• Une faible viscosité :
  Le sodium présente également une faible viscosité ne nécessitant pas une puissance de pompage trop importante.
  

• Sans pression :
  Contrairement à l'eau, le sodium n'a pas besoin d'être sous pression. Sa température d'ébullition étant largement supérieure à la température de fonctionnement du réacteur, il n’est pas nécessaire de le pressuriser.
  

• Une faible activation par les neutrons :
  Le sodium est faiblement activé par les neutrons, ce qui évite de produire de grandes quantités de déchets radioactifs.
  

• Une très bonne compatibilité avec les matériaux :
  Le sodium est peu corrosif, ce qui le rend compatible avec les aciers et évite une dégradation prématurée des structures du réacteur.
  

• Purification :
  Le fluide caloporteur ne doit pas se décomposer sous irradiation, ni s’activer (devenir radioactif) outre mesure, afin de permettre la maintenance puis le démantèlement du réacteur. Bien souvent, les problèmes d’activation viennent des impuretés du caloporteur. Il est donc important de pouvoir conserver du sodium suffisamment pur lors du fonctionnement du réacteur.
  Le CEA, grâce notamment aux équipes de l’IRESNE, a développé des procédés de purification du sodium et de maîtrise des impuretés, basée essentiellement sur deux outils : le piège froid et l’indicateur de bouchage. Un certain nombre d’instruments de mesures ont été développés qui ont permis de mieux connaître les sources de pollution et de surveiller l’évolution de la qualité du sodium durant le fonctionnement des réacteurs.
  

• Faible coût et disponibilité :
  Le sodium est largement disponible et ce à faible coût, ce qui en fait un fluide caloporteur pertinent.
  

  
  

Découvrez les recherches de l'IRESNE sur les réacteurs dits de 4^e génération.