- Réacteur à neutrons rapides et à caloporteur sodium
-
Réacteur à neutrons rapides
Pour les articles homonymes, voir RNR.
Schéma d'un réacteur rapide à caloporteur sodium (architecture boucle)
Un réacteur à neutrons rapides (RNR), ou réacteur nucléaire rapide, est un réacteur nucléaire dont le cœur n'est pas modéré. Le fonctionnement en spectre rapide permet de limiter les captures stériles (faibles sections efficaces), ce qui est également favorisé par l'absence de modérateur capturant. En revanche, le taux de fuite des neutrons est plus élevé que dans un réacteur à neutrons thermiques, d'où la nécessité d'un cœur plus enrichi en matière fissile. Des couvertures fertiles peuvent être disposées en périphérie de cœur de sorte à utiliser les neutrons de fuite par capture fertile.
En 2007, tous les réacteurs RNR en fonctionnement sont conçus avec un circuit de refroidissement par du sodium liquide, c'est la filière des réacteurs nucléaires à neutrons rapides et à caloporteur sodium. D'autres caloporteurs métalliques sont étudiés, par exemple l'alliage Pb-Bi.
Actuellement (2007), des réacteurs à neutrons rapides sont exploités en Russie, en Inde, aux USA et au Japon. 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. La France n'a désormais plus de RNR: le prototype industriel Superphénix a été arrêté en 1998, tandis que le réacteur expérimental Phénix dont il s'inspirait a été arrêté plus tardivement, le 12 Septembre 2009. Il doit encore servir de laboratoire de recherches jusqu'en 2012, date prévue pour le début de son démantèlement. En Russie, un réacteur de 600MWe de type BN-600 fonctionne depuis 1980 et un autre (de type BN-800) est en construction. Il existe également des projets en Inde et en Chine. Il est prévu que le réacteur de Monju au Japon redémarre en 2008, bien qu'il ait subit un grave accident récemment.
Sommaire
Architecture du réacteur
Les réacteurs à métal liquide peuvent être de type piscine ou de type boucle (voir schémas ci-contre). L'architecture piscine permet de maintenir en permanence le caloporteur du circuit primaire au sein de l'enceinte de confinement.
Risques
Le sodium liquide peut s'enflammer au contact de l'air et générer une explosion au contact de l'eau. C'est ce qui s'est produit lors de l'accident qui est survenu dans le réacteur de Monju (Japon) en décembre 1995 (La Gazette Nucléaire n°157/158, mai 1997).
Pour éviter le risque de réaction sodium / eau, on adopte plusieurs précautions :
- Adjonction d'un circuit de refroidissement supplémentaire, appelé circuit secondaire ou intermédiaire, destiné à éliminer la possibilité de contact entre le sodium primaire, radioactif, et l'eau du circuit eau/vapeur.
- Mesures en sortie des générateurs de vapeur d'éventuelles traces de réaction entre le sodium et l'eau qui aurait traversé les tubulures du générateur de vapeur.
Pour limiter les conséquences d'inflammation au contact de l'air :
- Surveillance systématique des risques de fissures sur les canalisations du circuit secondaire.
Expérimentations
Russie
- BOR 60
- BN-600, RNR à caloporteur sodium de puissance (600MWe), en fonctionnement à la centrale de Beloïarsk (depuis 1980)
- BN-800, RNR à caloporteur sodium de puissance (800MWe), en construction sur le site de la centrale de Beloïarsk (prévu pour 2012)
- BN-1800, projet d'un RNR à caloporteur sodium de grande puissance
- BREST, projet d'un RNR à caloporteur plomb de grande puissance
France
Superphénix- Rapsodie, réacteur expérimental, en phase de démantèlement
- Phénix, réacteur de démonstration, arrêté en Septembre 2009. Servira de laboratoire expérimental jusqu'en 2012.
- Superphénix, réacteur tête de série, arrêté définitivement.
- EFR, projet européen de réacteur à caloporteur sodium de type superphénix.
Japon
- réacteur de recherche Monju de la centrale de Tsuruga
- Joyo
- DFBR projet remplacé par FBR puis JSFR
- JSFR projet de réacteur à neutrons rapides de 1500MWe[1]
Allemagne
- SNR 300,Surgénérateur de Kalkar construit mais jamais démarré.
Italie
- PEC, à Brasimone, abandonné en cours de construction (1990).
États-Unis
Voir :
- EBR I, réacteur expérimental
- EBR II réacteur expérimental
- Integral Fast Reactor
- SEFOR (Southwest Experimental Fast Oxide Reactor)
Kazakhstan
Bâtiment réacteur du BN-350
Unité de dessalement associéeLe réacteur BN-350 est situé à Aktau (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).
Inde
- FBTR démarré en 1985 près de la ville de Kalpakkam.
- PFBR dont le démarrage est prévu en 2010 sur le même site que FBTR
Royaume-Uni
Le site de Dounreay à l'extrême nord de l'Écosse a abrité deux prototypes de réacteurs à neutrons rapides :
- DFR (Dounreay Fast Reactor) qui a divergé juste après en 1959. D'une puissance électrique de 14 MWe, ce réacteur a cessé de fonctionner en 1977. Il était refroidi par un alliage de sodium et de potassium liquide.
- PFR (Prototype Fast Reactor) qui a divergé près de 20 ans plus tard en 1974 et fonctionné jusqu'en 1994. Ce réacteur était refroidi au sodium liquide et alimenté en combustible MOX
Le site de Dounreay appartient depuis 2004 au NDA. Son démantèlement est opéré par Dounreay Site Restauration Limited sous le contrôle de l'autorité de l'énergie atomique du Royaume-Uni (UKAEA). Son démantèlement fait partie de la priorité numéro deux du NDA, après le site de Sellafield.
Sur ce site se trouve également le DMTR (Dounreay Materials Test Reactor), un réacteur du type DIDO, qui a divergé pour la première fois en 1958. Son objectif premier était de faire des tests de comportement des matériaux sous haut flux d'irradiation neutronique. Il a été arrêté en 1969.
Chine
- CEFR prototype en construction et prévu pour démarrage en 2009
Voir aussi
Liens externes
- (fr) Réacteur à neutrons rapides - laradioactivite.com
Notes
- ↑ H. Hayafune, M. Konomura, Y. Tsujita, T. Nakamura, T. Iitsuka, N. Sawa, « Status of development of an integrated IHX/Pump Component », Proceedings of GLOBAL 2005 in Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005
Portail de l’énergie
Catégorie : Filière de réacteur nucléaire
Wikimedia Foundation. 2010.
