Les concepts de 4^ème génération

Le forum international « Generation IV »

Les objectifs visés pour les systèmes du futur, de même que les choix des technologies clé pour les atteindre, font l’objet d’une coopération très active au plan international, notamment dans le cadre du forum « Generation IV ».

Prenant conscience de risques de pénurie et de dépendance énergétique à moyen terme, le gouvernement américain, à travers le Department of Energy (DOE), s’est engagé dans un effort de relance des moyens de production en électricité. Dans le domaine de l’énergie nucléaire, cela s’est traduit par deux actions complémentaires :

• La première, purement américaine, est destinée à faciliter la construction de nouveaux réacteurs aux États-Unis, à court terme (2010) ; il s’agit du programme « Nuclear Power 2010 » (NP 2010). Un groupe ad hoc, le « Near Team Deployment Group » (NTDG), a évalué les réacteurs susceptibles d’être construits d’ici 2010, a identifié les problèmes éventuels à résoudre tant au niveau technique que réglementaire ou administratif, et a proposé des actions facilitant le déploiement à court terme de ces réacteurs nucléaires de troisième génération ;
• La seconde est le forum international « Generation IV ». Son principe fondateur est la reconnaissance, par les treize pays qui en sont membres, des atouts de l’énergie nucléaire pour satisfaire les besoins croissants en énergie dans le monde, dans une démarche de développement durable et de prévention des risques de changement climatique. Ce principe est inscrit dans la charte du forum et se concrétise par l’engagement d’une R&D internationale chargée de définir, développer et permettre le déploiement de systèmes nucléaires de 4e génération à l’horizon 2030. Les pays membres du forum international « Generation IV » sont l’Argentine, le Brésil, le Canada, la Chine, la Corée du Sud, la Fédération de Russie, la France, le Japon, la République de Corée [1], l’Afrique du Sud, la Suisse, le Royaume-Uni, les États-Unis et l’Union européenne. D’autres pays ou instances internationales pourraient également, à terme, rejoindre cet effort de recherche…

Méthodologie du choix des orientationstechnologiques

Trois étapes ont déjà été franchies :

• L’évaluation, selon une méthodologie très codifiée, de concepts proposés par les pays participants (étape réalisée entre avril 2001 et avril 2002) ;
• La sélection d’un petit nombre de concepts porteurs de technologies jugées particulièrement prometteuses lors de l’évaluation (étape réalisée en mai 2002) ;
• L’élaboration d’un plan de développement de ces technologies, édité en octobre 2002, préparant une phase ultérieure de coopération internationale (objectif principal du forum depuis 2003).

D’emblée, une forte convergence s’est affirmée sur les grands objectifs du programme « Generation IV » et sur la démarche. Quatre objectifs principaux (« goal areas ») ont été définis pour caractériser les systèmes du futur. Ils doivent être à la fois :

• Durables : c’est-à-dire économes des ressources naturelles et respectueux de l’environnement (en minimisant la production de déchets en termes de radio-toxicité à long terme, et en utilisant de façon optimale les ressources naturelles en combustible) ;
• Économiques : aux plans du coût d’investissement par kWe installé, du coût du combustible, du coût d’exploitation de l’installation et, par voie de conséquence, du coût de production, du kWh, qui doit être compétitif par rapport à celui d’autres sources d’énergie ;
• Sûrs et fiables : avec une recherche de progrès par rapport aux réacteurs actuels, et en éliminant autant que possible les besoins d’évacuation de population à l’extérieur du site, quelles que soient la cause et la gravité de l’accident à l’intérieur de la centrale ;
• Résistants vis-à-vis des risques de prolifération et susceptibles d’être aisément protégés contre les agressions externes.

Une centaine d’ingénieurs et de chercheurs ont participé à la première phase des travaux du forum. Des groupes techniques ont été chargés, pour chaque filière considérée (réacteurs à eau, à gaz, à métal liquide…) de l’évaluation des différents concepts proposés au regard des objectifs et critères retenus, et de l’élaboration des plans de R&D pour les concepts finalement sélectionnés. La méthodologie d’évaluation a été élaborée et affinée par un groupe de travail spécifique qui a décliné en une trentaine de critères élémentaires les quatre grands objectifs de progrès évoqués ci dessus.

Des groupes techniques pluridisciplinaires ont identifié les développements nécessaires dans le domaine du combustible, des procédés du cycle, des matériaux, de la sûreté et des produits énergétiques pour les différents systèmes considérés par le forum. Un groupe de coordination a animé l’ensemble de l’activité des groupes techniques et a assuré l’intégration des résultats dans les documents d’étape et la synthèse finale.

Les choix réalisés au sein du forum

Six systèmes nucléaires ont été sélectionnés, qui peuvent permettre des avancées notables sur les critères énoncés ci-dessus. Ces systèmes permettent d’autres applications que la production d’électricité, telles que la production d’hydrogène ou le dessalement de l’eau de mer.

La diversité des besoins à couvrir et des contextes au plan international explique que l’on n’aboutisse pas à un unique système « Generation IV », mais à quelques concepts de systèmes parmi les plus prometteurs, sur lesquels se concentrent désormais les efforts de R&D des pays membres du forum.

Carte d’identité des systèmes sélectionnés

La sélection opérée dans l’initiative « Generation IV » suscite plusieurs remarques :

• Dans les choix retenus, ce sont les critères de développement durable qui ont été les plus discriminants. L’éventail des évaluations sur les aspects économiques et de sûreté a été beaucoup plus resserré. Cela se traduit par une majorité de systèmes à spectre rapide et à cycle fermé ;
• Les concepts les plus innovants se sont trouvés pénalisés par les incertitudes importantes pesant sur leur définition et sur la possibilité de lever les difficultés technologiques pour une réalisation d’ici 2040. Dans cette classe de systèmes nucléaires, le choix final s’est porté sur le réacteur à sels fondus, intéressant pour la gestion des actinides et le déploiement du cycle thorium ;
• Le regroupement en familles de réacteurs – homogènes du point de vue des performances et des besoins en R&D – s’est avéré important car il a permis de prendre en compte les troncs communs de R&D et de structurer les recommandations autour de grands axes fédérateurs.À titre d’exemple, la famille des réacteurs à caloporteur gaz (RCG) comporte un tronc commun important de recherche sur les matériaux à haute température, les circuits hélium, la conversion par turbine à gaz. En complément, différentes variantes sont étudiées pour des niches de marché différentes : réacteurs à très haute température pour la production massive d’hydrogène, réacteurs spécialisés pour brûler les actinides, version à spectre neutronique* rapide et recyclage intégral pour un développement énergétique durable ;
• Les différents réacteurs à gaz (GFR, VHTR) traduisent la reconnaissance de l’intérêt pour ce caloporteur avec, en particulier, la possibilité qu’il offre de développer une gamme évolutive de systèmes fondés sur cette technologie.

La deuxième étape des travaux du forum est la phase de coopération internationale destinée à consolider la faisabilité des systèmes en levant les verrous technologiques et à valider leurs performances. Elle se met actuellement en place et la France y joue un rôle très actif. Les systèmes dont la faisabilité sera confirmée entreront dans une phase de validation de leurs performances techniques et économiques.

L’ensemble de ces travaux aboutira, entre 2015 et 2025 selon le degré d’innovation des systèmes, à un développement et à une maturité technique suffisants, dans la perspective d’un déploiement industriel important à l’horizon 2040.

Quelles recherches pour les systèmes nucléaires du futur ?

Les recherches sur les systèmes nucléaires du futur doivent s’appuyer sur une modélisation de qualité. Les phénomènes physiques de base sont, la plupart du temps, bien connus, ce qui ne signifie pas que leur modélisation soit facile…

Heureusement, le progrès des outils informatiques permet d’envisager des modélisations ambitieuses. Une nouvelle génération de codes de calcul est en cours de développement pour décrire le comportement des systèmes nucléaires : ces plate-formes logicielles utilisent une approche « multiéchelle » (du microscopique au macroscopique) et multidisciplinaire (prenant en compte les interactions entre la neutronique et la thermohydraulique, par exemple).

Dans les réacteurs du futur, les matériaux, en général, et le combustible, en particulier, seront soumis à des conditions sévères, du fait des hautes températures envisagées dans certains concepts de réacteurs, et à cause de l’irradiation par le haut flux de neutrons rapides envisagés dans d’autres. La corrosion est, en général, accélérée à haute température, et ce thème représente un sujet de recherche à part entière. Les dégâts d’irradiation causés dans les matériaux par les neutrons rapides sont qualitativement différents de ceux causés par des neutrons lents, en raison de la possibilité qu’ont les premiers de produire des réactions nucléaires. Les alliages réfractaires et les céramiques, massives ou composites, sont de bons candidats pour les applications nucléaires. Ces matériaux ont fait récemment des progrès spectaculaires et trouvent des applications dans de nombreux domaines industriels, mais leur adaptation aux besoins du nucléaire demandera du travail…

Un des verrous importants pour le développement des systèmes nucléaires du futur est le combustible lui-même, qui devra combiner des caractéristiques de résistance mécanique et thermique sous irradiation, tout en respectant des contraintes liées à la neutronique qui restreignent sévèrement la géométrie et les matériaux utilisables. Par exemple, un des plus grands défis dans la réalisation d’un réacteur rapide à caloporteur gaz sera de concevoir un combustible dense et réfractaire.

Les concepts « Generation IV » ne sont pas seulement des réacteurs nucléaires : ils sont conçus pour fonctionner avec un cycle du combustible bien déterminé. Le traitement-recyclage du combustible dépend beaucoup de la nature du combustible et de ce que le réacteur peut consommer. C’est pourquoi on ne parle pas de « réacteur » isolé, mais plutôt de « système », pour englober le réacteur et le traitement-recyclage de son combustible. En conséquence, la séparation, l’entreposage et la transmutation des matières nucléaires impliquées dans ces cycles resteront de grands thèmes de recherche…

Les réacteurs à caloporteurs sodium :
une expertise qui conserve toute son actualité…

L’objectif de maintien et de valorisation de l’expertise s’applique, en particulier, aux réacteurs rapides à caloporteur sodium, sur lesquels la France a acquis une grande avance technologique en termes de R&D, d’expérimentation et de développement industriel. Grâce aux connaissances acquises lors du développement des réacteurs Phénix, Superphénix et du projet EFR, le CEA maîtrise aujourd’hui l’ensemble des aspects de la filière des réacteurs rapides à caloporteur sodium :

• Réalisations d’installations depuis le réacteur expérimental Rapsodie (40 MWth) jusqu’aux prototypes industriels Phénix (563 MWth) et Superphénix (3 000 MWth) ;
• Maîtrise industrielle des principales étapes du cycle du combustible (fabrication des combustibles à base d’uranium et de plutonium, retraitement du combustible usé avec une démonstration, en 1981, de la capacité de Phénix d’utiliser le plutonium qu’il avait lui-même produit lors d’un cycle précédent) ;
• Expérience du bon comportement en service d’une large gamme de matériaux de structure (principalement des aciers).

Une telle expérience est mise à profit dans le cadre de la recherche sur la gestion des déchets, puisque le réacteur Phénix est actuellement utilisé avec succès pour une série d’expériences sur la transmutation des actinides.

Cette expertise est également valorisée à travers la coopération internationale, principalement avec le Japon et les États- Unis, au sein du forum « Generation IV », ainsi qu’avec la Russie. Un des principaux défis de cette recherche menée en commun est d’amener les RNR à caloporteur sodium à un bon niveau de compétitivité économique, en les rendant plus compacts, et donc moins chers à l’investissement.

Le CEA travaille aussi sur le SMFR, concept de réacteur rapide modulaire refroidi au sodium avec le laboratoire d’Argonne et l’institut de recherche japonais JNC. Ce réacteur a la particularité d’une puissance modeste et d’une très longue durée de séjour du combustible en réacteur. Une des évolutions envisageables pour les réacteurs refroidis au sodium consiste à remplacer l’eau du circuit secondaire par un autre fluide moins susceptible de réagir chimiquement avec le sodium. Le cas d’un circuit secondaire utilisant le CO₂ supercritique est actuellement exploré en détail au CEA. Saurait-on faire un RNR-Na avec un circuit secondaire au CO₂ supercritique ? Quels seraient ses avantages et ses inconvénients par rapport à un circuit secondaire à l’eau, en termes de sûreté et de rendement ?

Les réacteurs à caloporteurs gaz (RCG) :
un axe de développement privilégié…

Dans le cadre du forum international « Generation IV », la France a exprimé notamment un intérêt prioritaire pour les systèmes avancés à caloporteur gaz à très haute température (VHTR) et à neutrons rapides avec recyclage intégral des actinides (GFR). Elle accompagnera aussi les développements sur le système à neutrons rapides et caloporteur sodium (SFR). Le très bon positionnement des réacteurs à gaz dans l’évaluation finale, et donc la reconnaissance de l’intérêt de ce concept par le forum « Generation IV », confortent la décision prise par le CEA en 2000 d’approfondir ses recherches sur ce thème.