Forum international génération IV

Le Forum International Génération IV (Generation IV International Forum - GIF) est une initiative du Département de l'Énergie des États-Unis destinée à instaurer une coopération internationale dans le cadre du développement des systèmes nucléaires de nouvelle génération.

Les réacteurs nucléaires de génération IV sont en 2006 à l'état de concepts sur lesquels s'engagent les recherches coordonnées dans le cadre du Forum International Génération IV. La mise en service d'un réacteur commercial fondé sur l'un de ces concepts n'est pas envisagée avant 2030. Les réacteurs actuellement en exploitation sont considérés comme de génération 2 ou 3. La première génération de réacteurs correspond essentiellement aux premiers réacteurs expérimentaux.

Les objectifs fixés pour les concepts développés dans le cadre du Forum international Génération 4 sont :

• améliorer la sûreté nucléaire,
• améliorer la résistance à la prolifération,
• minimiser les déchets,
• optimiser l'utilisation des ressources naturelles,
• diminuer les coûts de construction et d'exploitation des réacteurs.

La notion de systèmes apparait : chaque réacteur devra être concu et associé à son propre cycle du combustible (de la fabrication du combustible à la gestion des déchets).

Les opposants au nucléaire estiment que la formule "réacteurs de génération 4" est une appellation publicitaire inventée par les promoteurs de l'atome pour abuser l'opinion. Ils contestent la capacité de ces réacteurs à atteindre les objectifs affichés, et rappellent les déboires du réacteur Superphénix en France.^[1].

Le Forum International Génération IV consiste en une comparaison des différents systèmes nucléaires à l'aune des critères fixés. Cette comparaison est réalisée à l'aide d'un modèle développé afin de prendre en compte les spécificités des différents concepts.

Les modèles technico-économiques utilisés pour les réacteurs de génération II et III ne sont pas pertinents, étant donné les caractéristiques des concepts de génération IV (voir paragraphe moyens à mettre en œuvre).

Sommaire 1 Les différents systèmes 1.1 Réacteur à très haute température 1.2 Réacteur à eau supercritique (RESC) 1.3 Réacteur à sels fondus (RSF) 1.4 Réacteur rapide à caloporteur gaz (RNR-gaz) 1.5 Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) 1.6 Réacteur rapide à caloporteur plomb (RNR-Pb) 2 Moyens à mettre en œuvre 2.1 Évaluation technique 2.2 Évaluation économique 3 Voir aussi 3.1 Références 3.2 Liens externes 3.3 Pays et organisations internationales participants

Les différents systèmes

La liste originelle de concepts de réacteur a été, dans une première phase, réduite aux concepts les plus prometteurs selon l'analyse réalisée dans le cadre du GIF. Six concepts ont été retenus in fine pour la phase de recherche et développement :

• réacteur à très haute température,
• réacteur à eau supercritique,
• réacteur à sels fondus,
• réacteur rapide à caloporteur gaz,
• réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium,
• réacteur rapide à caloporteur plomb.

Selon les concepts, des applications spécifiques peuvent être envisagées au-delà de la production d'énergie électrique : production d'hydrogène, combustion des actinides, transmutation, etc. Le réacteur nucléaire piloté par accélérateur (ADS) n'a pas été retenu parmi les concepts génération 4, sa mise en service ne pouvant être envisagée à l'horizon 2030.

Réacteur à très haute température

Le concept de réacteur à très haute température (Very High Temperature Reactor - VHTR) est constitué d'un cœur modéré au graphite dans lequel circule un gaz (hélium) caloporteur qui entraîne une turbine avec un cycle direct pour la production électrique. Plusieurs matériaux fissiles sont envisageables (uranium, plutonium voire actinides mineurs) avec un arrangement prismatique ou à lit de boulets (pebble-bed). La température en sortie de cœur du concept est d'environ 1 000 °C. Dans le cadre de la production d'hydrogène, il n'y a pas de turbine mais un échangeur qui permet de récupérer de la chaleur à haute température pour alimenter un procédé thermo-chimique iode-soufre.

Bien que des modélisations de cycle avec multi-recyclage aient été étudiées, la possibilité d'atteindre de hauts taux de combustion conduit à privilégier un cycle à stockage direct du combustible irradié. Les performances de confinement du combustible (type TRISO) conduisent à supprimer l'enceinte en béton du réacteur dans certaines variantes du concept, ce qui est favorable du point de vue économique.

Réacteur à eau supercritique (RESC)

Le concept de réacteur à eau supercritique est une tentative de reprendre les meilleures caractéristiques des REP et des REB. C'est un réacteur à eau légère dont le caloporteur/modérateur est de l'eau supercritique à une température et une pression de fonctionnement supérieures à celles des réacteurs déployés en 2006. Ce concept reprend le cycle direct du REB et la phase fluide unique du REP.

Inspiré à la fois des réacteurs actuels, dont il en reprend de nombreux éléments, et des chaudières à combustible fossile supercritique, il se démarque par son efficacité thermique élevée (45% comparés aux 33% des REP actuellement déployés). Ce concept est largement étudié, au-delà des pays participant au Forum International Génération 4.

Réacteur à sels fondus (RSF)

Le concept de réacteur à sels fondus se caractérise par un caloporteur sel fondu. De nombreuses variantes ont été étudiées et quelques prototypes construits. La plupart des concepts actuellement étudiés se basent sur un combustible dissous au sein d'un sel fluoré. Ce sel circule dans un cœur en graphite qui modère les neutrons et assure la criticité. D'autres concepts reposent sur un combustible dispersé dans le graphite, le sel agissant en tant que modérateur. Les concepts les plus innovants associent au réacteur une usine de retraitement en ligne qui permet d'extraire en continu les produits de fission.

Réacteur rapide à caloporteur gaz (RNR-gaz)

Les concepts de réacteur rapide à caloporteur gaz reposent sur différentes configurations de combustible (crayons, plaques, prismatique), différentes formes physico-chimiques du combustible (notamment à base de céramique) et un caloporteur hélium. La température en sortie de cœur est d'environ 850 °C, la production électrique est réalisée par une turbine à gaz selon un cycle direct Brayton qui assure une bonne efficacité thermique.

Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na)

Le concept de réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium a connu un fort développement avant que le contre-choc pétrolier ne freine la R&D dans l'énergie nucléaire. Il repose sur un combustible métallique qui peut contenir uranium et plutonium, voire des transuraniens sous certaines hypothèses. Les circuits primaires et secondaires sont au sodium, métal non modérateur.

Réacteur rapide à caloporteur plomb (RNR-Pb)

Le concept de réacteur rapide à caloporteur plomb a connu un fort développement en URSS. Le caloporteur est du plomb métal ou un eutéctique plomb/bismuth, transparent aux neutrons rapides. Le combustible est métallique ou nitreux et peut contenir des transuraniens. La circulation du caloporteur dans le cœur se fait par convection naturelle. La température en sortie est de l'ordre de 550 °C, certaines variantes atteignant 800 °C.

Moyens à mettre en œuvre

Évaluation technique

La conception d'une filière nucléaire dépend de trois paramètres principaux :

• le combustible,
• le modérateur,
• le fluide caloporteur.

Voir : Filière nucléaire

Évaluation économique

Les filières nucléaires innovantes considérées dans la Génération IV demandent de nouveaux outils pour leur évaluation économique, puisque leurs caractéristiques diffèrent de manière significative de celles des installations nucléaires de génération II et III.

Les modèles économiques actuels n'ont pas été conçus pour comparer des technologies ou des filières nucléaires alternatives, mais plutôt pour comparer l'énergie nucléaire avec des alternatives fossiles.

Les projections fondées sur une estimation du prix des ressources naturelles (uranium) ont montré leurs limites, dans le cas des réacteurs à neutrons rapides.

Voir aussi

Références

Liens externes

• (en) Generation IV International Forum (GIF)
• (en) U.S. Department of Energy Office of Nuclear Energy, Science and Technology
• (fr) www.x-environnement.org, numéro de La Jaune et la Rouge consacré aux réacteurs nucléaires de génération IV.
• (en) [pdf] Gen IV presentation

Pays et organisations internationales participants

• (en)  États-Unis [1]
• (en)  Royaume-Uni [2]
•  Suisse [3]
• (ko)  Corée du Sud [4]
•  Afrique du Sud [5]
•  Japon [6]
•  France [7]
•  Canada [8]
• (pt)  Brésil [9]
• (es)  Argentine Argentina [10]
• Union européenne [11]
• Russie

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