Amélioration du parc

L’industrie nucléaire a atteint sa maturité. Cependant, il reste encore des marges de compétitivité à gagner :

• En améliorant la rentabilité du parc grâce à une utilisation plus efficace du combustible nucléaire ;
  
• En allongeant la durée de vie des réacteurs existants. Le parc de réacteurs mondial vieillit plutôt bien, et de nombreux électriciens dans le monde envisagent de faire fonctionner les réacteurs existants au-delà de la durée de vie pour laquelle ils ont été initialement conçus. Encore faut-il obtenir les autorisations et, pour cela, démontrer que le vieillissement des composants du réacteur est prévisible et maîtrisé ;
  
• En préparant le remplacement du parc de réacteurs REP actuel par des réacteurs évolutionnaires de troisième génération, dotés d’un rendement amélioré et d’un niveau de sûreté (encore) accru.

Ces trois pistes d’amélioration pour le futur proche nécessitent de la R&D. Le CEA en prend une large part, en partenariat étroit avec les industriels français du nucléaire, AREVA et EDF.

Utiliser plus efficacement le combustible nucléaire

Les enjeux industriels

À l’époque du démarrage du programme de construction de centrales REP de production d’électricité d’origine nucléaire, dans les années soixante-dix, un des arguments mis en avant (outre l’indépendance énergétique) était lié au coût relativement faible du cycle du combustible. En effet, la part du cycle du combustible dans le coût du coût du kWh (30% en y incluant les volets « amont » et « aval » du cycle), n’avait pas porté d’effort particulier d’optimisation des performances du combustible.

Aujourd’hui, compte tenu des bilans économiques actualisés entre les différentes filières de production d’énergie, il existe des gains importants de productivité à réaliser grâce au combustible nucléaire et à son mode de gestion.
Il s’agit pour les électriciens d’augmenter l’efficacité globale de leur parc nucléaire pour être compétitif dans un marché ouvert :

• En augmentant le taux de combustion* des assemblages combustibles ;
  
• En allongeant les campagnes d’irradiation ;
  
• En diminuant le nombre d’assemblages à chaque recharge (flexibilité des recharges) ;
  
• En réduisant les contraintes de fonctionnement, notamment pendant les périodes transitoires imposées par le suivi de charge du réseau (ces transitoires mettent, en effet, le combustible à l’épreuve, et le développement d’un combustible capable de résister à de rapides changements de régime du réacteur est un enjeu important) ;


• En maîtrisant l’équilibre du cycle du combustible sur l’ensemble du parc, par une politique d’adéquation des flux de retraitement-recyclage.

Objectifs et dÉfis de la R&D sur le combustible des REP

L’irradiation maximum (moyenne par assemblage) est aujourd’hui de 52 GWj / t pour les gestions les plus récentes alors que l’on était à 33 GWj / t dans les années 80. Cet accroissement important a été obtenu principalement grâce à :

• une meilleure connaissance (associée à la compréhension et à la modélisation) du comportement du combustible en irradiation apportée par la R&D et le retour d’expérience du combustible standard ou expérimental irradié en cœur REP, permettant un dimensionnement optimisé ;
  
• des progrès sur les combustibles eux-mêmes (matériau de gainage, pastille, importance de la microstructure de la céramique combustible…). Actuellement, le taux de combustion est limité par la tenue de la gaine (on retire le combustible du réacteur avant que la gaine ne casse, ou plutôt, avant qu’elle ne risque de casser en situation incidentelle). Avec l’objectif d’atteindre des taux de combustion dépassant 70 GWj / t dans la prochaine décennie, un certain nombre de développements et / ou de confirmations sont nécessaires.
  Ces développements portent sur de nombreux phénomènes souvent couplés (corrosion du gainage, pression interne, comportement mécanique de l’assemblage et des crayons en situation incidentelle et accidentelle…).

Le CEA, en collaboration très étroite avec ses partenaires industriels, a mis en place des programmes de R&D sur le combustible, en s’appuyant à la fois sur ses moyens expérimentaux et sur sa capacité d’expertise.

Les programmes de R&D sur le combustible

RÉpondre aux besoins industriels

À court et moyen terme, les besoins en R&D exprimés par les industriels nécessitent la poursuite, voire l’accroissement des efforts de R&D dans les domaines suivants :

• Le comportement et la fiabilité des structures mécaniques des assemblages combustibles pour des taux de combustion élevés. Les progrès visés consistent en une réduction de l’usure mécanique des crayons grâce à une meilleure maîtrise de leur comportement vibratoire dans le cœur du réacteur. Ils passent notamment par des essais réalisés en situation représentative (conditions de température, pression, chimie et géométrie des cœurs de réacteurs…). Ces essais, conduits sur l’installation Hermès du CEA / Cadarache (Bouches-du-Rhône) servent à valider la modélisation et la simulation du comportement des assemblages, et à démontrer que les principaux phénomènes en jeu sont compris et maîtrisés ;
  
• L’augmentation de la compétitivité du combustible MOX par l’accroissement de son taux de combustion. Dans ce but, on cherche à réaliser une céramique capable de retenir efficacement les gaz de fission. Il a été démontré récemment que l’utilisation d’additifs introduits dans la poudre d’oxydes avant le frittage permet d’améliorer l’homogénéité et d’accroître significativement la taille des grains de la céramique, deux conditions importantes pour minimiser son relâchement gazeux sous irradiation. Les expériences d’irradiation actuellement en cours sur ces nouvelles céramiques permettront de quantifier le gain obtenu en taux de combustion. Les expériences consistent essentiellement en des irradiations instrumentées (par exemple, dans le réacteur Osiris à Saclay), suivies ou non de recuits thermiques associés à des mesures du relâchement des gaz de fission (en laboratoires de haute activité, par exemple au LECA / STAR à Cadarache). Les examens postexpérimentaux utilisent des outils classiques : microscopie électronique, microsonde, spectrométrie de masse d’ions secondaires, avec cela de particulier que les appareillages correspondants sont adaptés à l’examen d’objets fortement radioactifs ;
  
• Le gainage. Même avec les matériaux actuels ou en cours de déploiement (comme l’alliage zirconium-niobium M5), le comportement des gaines dans les domaines plus sollicitants (oxydation à haute température avec vapeur, hydruration, fragilisation…) doivent être explorés plus avant, notamment pour les démonstrations de sûreté des nouveaux modes de gestion du combustible ;
  
• À l’horizon 2010, la qualification d’un combustible beaucoup moins sensible à l’interaction pastille-gaine. Celle-ci apparaît comme un objectif majeur du projet EPR, notamment dans le but d’améliorer les performances du réacteur, de simplifier sa conception et de minimiser les contraintes liées au suivi de charge du réseau électrique.

Pour mener à bien ces études, le CEA dispose de moyens « lourds » : les laboratoires du LECA et du LEFCA permettent la fabrication d’éléments combustibles expérimentaux ; le réacteur Osiris (Saclay) en permet l’irradiation ; les cellules chaudes du LECI (Saclay), LECA (Cadarache) et ATALANTE* (Marcoule) permettent l’analyse de ces éléments irradiés.

Certains de ces moyens lourds sont récents, d’autres sont vieillissants. C’est le cas du réacteur Osiris, qui devrait être remplacé, à l’horizon 2014, par un réacteur de recherche puissant et polyvalent destiné à couvrir l’essentiel des besoins expérimentaux d’irradiation européens : le réacteur Jules Horowitz*.

Un autre objectif pour le CEA est de faire évoluer les méthodes de R&D, notamment dans les secteurs où l’expérimentation lourde est largement utilisée. Il s’agit soit de tirer le meilleur parti de l’expérimentation intégrale, soit d’y substituer, quand cela est possible, une expérimentation plus analytique fondée sur une approche réellement cognitive des phénomènes et des grandeurs qui les régissent. Cela doit se faire en complémentarité avec le développement de la modélisation.

Le développement de la modélisation et de la simulation

Le CEA dispose d’outils de modélisation et poursuit le développement de codes de calcul améliorant toujours plus la finesse de prédiction des comportements des réacteurs ou de leurs composants. Outre le code de thermohydraulique* Cathare, il faut mentionner les futures plateformes EDF /CEA Descartes (neutronique*), Neptune (thermohydraulique) et Pléiades (combustible).

L’effort de modélisation des combustibles consiste à étendre le domaine de validité des modèles de comportement du combustible et à assurer leur qualification par une expérimentation spécifique souvent plus précise. Ce domaine recouvre notamment la modélisation du comportement thermomécanique du crayon, du relâchement des gaz de fission au niveau de la microstructure, de l’interaction pastille-gaine et du grandissement sous flux. L’ensemble de ces modèles est introduit dans le logiciel Pléiades codéveloppé par le CEA et ses partenaires industriels.

Allonger la durÉe de vie des rÉacteurs existants

Prévues initialement pour durer une quarantaine d’années, les centrales nucléaires vieillissent plutôt bien, comme en témoigne le retour d’expérience sur le parc mondial. Or, les centrales nucléaires voient leur rentabilité augmenter considérablement une fois l’investissement initial amorti.
L’allongement de la durée de vie des réacteurs est donc un enjeu majeur pour les électriciens. C’est pourquoi de nombreux exploitants nucléaires dans le monde demandent actuellement à l’autorité de sûreté de leur pays l’autorisation de prolonger la durée de vie de leurs installations. Le parc de réacteurs français est plus jeune que la moyenne mondiale, mais EDF souhaite également prolonger la durée de vie de ses réacteurs. Encore faut-il démontrer que la sûreté du système est préservée…

Le prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires demande une très bonne connaissance et une grande maîtrise des mécanismes de vieillissement de tous leurs composants. Il faut aussi disposer de moyens de diagnostic et de contrôle fiables. Le CEA conduit des recherches dans ces deux domaines.
Les mécanismes de vieillissement des composants d’un réacteur nucléaire sont très divers. Certains, comme la fatigue des matériaux, la corrosion sous contrainte, la corrosion-érosion, et l’usure par frottement sont tout à fait classiques et se retrouvent dans de nombreux autres installations ou objets industriels. D’autres mécanismes sont plus spécifiques du nucléaire, en particulier la fragilisation et le gonflement des aciers sous irradiation et la corrosion sous rayonnement. Ces différents mécanismes n’agissent pas isolément : c’est leur action conjointe, « synergique », qui contribue à accélérer le vieillissement des composants d’une centrale nucléaire, et qu’il s’agit de maîtriser.

Le vieillissement des composants de la centrale

La cuve du circuit primaire des réacteurs à eau est un des éléments supposés non remplaçables. Elle constitue une partie de la seconde barrière de confinement : à ce titre, elle est un élément dont la tenue mécanique est requise de manière impérative en conditions accidentelles. Aussi fait-elle l’objet d’un programme spécifique de surveillance et d’évaluation de durée de vie. Ainsi, à chaque visite décennale, EDF présente à l’autorité de sûreté un dossier de tenue en service des cuves justifiant leur aptitude à remplir cette fonction de sûreté pour les dix ans à venir.

Le phénomène majeur de vieillissement des cuves est naturellement lié aux dommages d’irradiation* : les principaux facteurs influents sont le degré d’irradiation de la cuve et les chargements subis au cours des transitoires de puissance.
L’exploitant minimise l’irradiation de la cuve en utilisant des plans de chargement du combustible optimisés du point de vue de la neutronique. La connaissance de l’état du matériau de cuve, notamment sur sa face interne, est primordiale car les défauts existants peuvent, selon leur taille, favoriser la propagation de fissures. Expérimentalement, l’irradiation de la cuve est suivie grâce à des mesures de dose avec des éprouvettes d’irradiation. En outre, la santé de la cuve est contrôlée par ultrasons, ce qui permet de détecter et d’évaluer la taille des défauts liés à la fissuration à froid et ceux résultant des décohésions intergranulaires dues au réchauffage.

Un large programme de R&D auquel participe très activement le CEA suit les études sur la durée de vie de la cuve. Il couvre les principaux facteurs influant sur l’évaluation de la tenue de la cuve et sa durée de vie.

Le principal programme de R&D porte sur les critères physiques justifiant la tenue des cuves. Outre l’évaluation de la fluence* atteinte par la cuve, le programme comporte notamment :

• Des irradiations d’échantillons d’aciers de cuve en réacteur expérimental (Osiris) ;
  
• le développement de méthodes pour la détermination des propriétés mécaniques ;
  
• le développement de méthodes avancées en mécanique de la rupture (méthodes probabilistes), visant à mieux évaluer les marges de résistance disponibles.

Le suivi de l’état du matériau de cuve par les méthodes de contrôle non destructif fait l’objet d’actions de R&D, en particulier autour de l’amélioration et de la qualification des procédés ultrasoniques mis en oeuvre.

Le retour d’exploitation des réacteurs montre quelques phénomènes de vieillissement qu’il faut prendre en compte afin de pouvoir assurer la durée de vie de l’enceinte de confinement. Celle-ci constitue la dernière barrière pour la rétention des matières radioactives en cas d’accident grave. Pour justifier d’une augmentation de la durée de vie de l’enceinte, il est nécessaire de démontrer qu’elle pourrait jouer encore son rôle en situation accidentelle. Les différents phénomènes de vieillissement observés ou envisagés sont la corrosion de la peau métallique interne et la dégradation du béton de l’enceinte, par fissuration ou corrosion des armatures. Le CEA contribue, par ses programmes de R&D, à l’amélioration des connaissances sur ces questions.

Le vieillissement des composants remplaçables

Le CEA ne conduit pas de programme spécifique sur le vieillissement des différents composants remplaçables des réacteurs : ce dernier est dû à des phénomènes communs, qui font l’objet d’une R&D générique. Toutefois, compte tenu de leur importance, certains composants font l’objet d’une attention particulière. C’est le cas des tubes générateurs de vapeur, dont la rupture peut avoir des conséquences sérieuses. Les programmes de R&D réalisés au CEA portent sur les méthodes de contrôle non destructif applicables à ces tubes et sur les deux mécanismes principaux de vieillissement identifiés : la corrosion sous contrainte et l’usure par frottement, du fait des vibrations induites par l’écoulement.

Les internes de cuve font également l’objet d’une attention particulière, avec l’étude du durcissement des aciers sous irradiation, et de la corrosion sous contrainte accélérée par irradiation. Les programmes de R&D sur le sujet se traduisent, en particulier, par des irradiations de matériaux d’internes dans des réacteurs à neutrons rapides.

L’usure des grappes de commande, guides de grappes et mécanismes de commande, a été constatée sur le parc et est également surveillée de près. Le mécanisme identifié est la tribo-corrosion [1], qui associe usure et cycle de passivation dépassivation des surfaces métalliques par la création et la disparition d’un film oxyde. Ce programme associant la physico-chimie et la mécanique doit conduire à la compréhension de ces phénomènes, leur modélisation et la production de règles pour l’évaluation du vieillissement et la politique de remplacement des grappes de commande.

Enfin, il importe de préciser que les méthodes de calcul en mécanique du solide, notamment dans le domaine de la mécanique de la rupture, ont fait de tels progrès avec la révolution informatique et numérique (analyse par éléments finis) qu’on est mieux armé aujourd’hui pour prédire le comportement détaillé de l’installation sans devoir recourir à des hypothèses trop simplificatrices. Si, à l’heure actuelle, on est capable de prévoir une plus longue durée de vie des composants, c’est en grande partie aux techniques modernes d’analyse numérique qu’on le doit.