TPE 1èreS
L'énergie nucléaire en France

Matthieu Burnand-Galpin
Chandima De Silva
Eran Diler
John Fleury
L'énergie nucléaire en France
III 2 - La Génération IV
         (Nous voulons préciser que cette sous partie n'est pas la même que dans le dossier écrit, à cause d'un manque de place dans le dossier. Ici, sur le site, la partie est plus détaillée et explique mieux les réacteurs nucléaires de Génération IV.
         Cependant toutes les autres sous parties du site sont identiques à celles du dossier.)

         Le Forum International Génération IV est une initiative du Département de l'Énergie des États-Unis destinée à instaurer une coopération internationale. Actuellement, l’Afrique du Sud, l’Argentine, le Brésil, le Canada, la Corée du Sud, les Etats-Unis, la France, le Japon, le Royaume-Uni et la Suisse sont les pays membres de ce forum. Cette collaboration a pour but de développer des systèmes nucléaires de nouvelle génération.
         Quels sont les concepts sélectionnés par le Forum International Génération IV ?
Nous verrons quels sont les concepts et comment ils fonctionnent.
Source: http://nucleaire.cea.fr/fr/nucleaire_futur/4eme_generation.htm
         Six concepts de réacteurs nucléaires sur environ cent ont été sélectionnés pour une mise en service à partir de 2030.
         Tout d’abord, il y a le réacteur nucléaire à très haute température (Very High Temperature Reactor en anglais). Il a été choisi pour son rendement proche de 50 % et sa capacité à produire du dihydrogène sans émission de CO2. Le réacteur est sûr par conception car il a une faible puissance volumique (6,5 W/cm3) et une grande quantité de modérateur (placé au cœur d'un réacteur nucléaire, le modérateur est l'élément qui ralentit la vitesse des neutrons, permettant ainsi une réaction nucléaire en chaîne efficace. L'élément retenu pour concevoir le modérateur d'un réacteur nucléaire est le plus souvent de l'hydrogène, du deutérium ou du carbone) autour du combustible. Celle-ci constitue un réservoir de chaleur permettant de temporiser en cas de perte de réfrigérant. Le prix du réacteur devrait rester faible grâce à une conception permettant une construction rapide, réduisant ainsi les frais financiers. D'autre part, la simplicité du design joue en sa faveur. Il serait avantageux de construire le réacteur à proximité des centres de consommation afin de réduire les coûts de transport. Outre cet avantage, il permettrait d’économiser le combustible et de réduire le volume des déchets radioactifs.
Source: http://fr.wikipedia.org/wiki/Image:Vhtr-french.gif
         Ensuite, on trouve le réacteur à eau supercritique. Le SCWR serait un réacteur de forte puissance, le niveau de 1700 MWe étant fixé comme objectif. En conséquence, l'accent est mis avec ce type de machine sur la production d'électricité, l'objectif de minimisation des déchets n'étant atteint qu'à travers l'augmentation du rendement du combustible. Dans ce réacteur, il y a une pression de 25 MPa(méga pascal) et une température de sortie du coeur de 550 °C permettant un rendement thermodynamique (quantité de chaleur apportée moins quantité de chaleur dissipée sur quantité de chaleur apportée) de 44 %. La puissance unitaire du système de référence est de 1 700 MWe. Le SCWR a été évalué comme ayant un potentiel élevé en matière de compétitivité économique. Le principal enjeu de recherche concerne la corrosion par l'eau, notablement accélérée par rapport aux réacteurs à eau actuels, du fait d'une température de fonctionnement plus élevée.
Réacteur à eau supercritique
Source : http://nucleaire.cea.fr/fr/nucleaire_futur/4eme_generation.htm
         Puis, nous avons le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (Sodium cooled fast reactor en anglais).Un caloporteur est un fluide ou liquide circulant dans le cœur d’un réacteur pour en évacuer la chaleur et la transmettre à une turbine permettant de produire l’électricité. Ce réacteur fonctionne avec un circuit de refroidissement par du sodium  liquide permettant le recyclage de l'ensemble des actinides (éléments radioactifs). De ce fait, ce type de réacteur peut fonctionner très longtemps sans intervention sur le coeur du réacteur.
Source: http://fr.wikipedia.org/wiki/Image:Schema_reacteur_neutrons_rapides_caloporteur_
sodium.png
Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium
         Il y a également le réacteur à sels fondus. Il se caractérise par un caloporteur sel fondu. La température en sortie de cuve étant de 700 à 800 °C, la puissance du réacteur pourrait atteindre 1000 MWe. Les principaux avantages des réacteurs à sels fondus devraient être de simplifier la mise au point des combustibles une fois les problèmes de corrosion résolus, de minimiser les déchets radioactifs et d'offrir peu de prise à la prolifération.
Réacteur à sels fondus
Source: http://nucleaire.cea.fr/fr/nucleaire_futur/4eme_generation.htm
         On trouve aussi le réacteur rapide à caloporteur 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. La date prévue pour la mise en service du démonstrateur GFR est 2030.
Réacteur rapide à caloporteur gaz
Source: http://nucleaire.cea.fr/fr/nucleaire_futur/4eme_generation.htm
         Nous avons le réacteur rapide à caloporteur plomb. Le réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb est décrit par ses concepteurs comme ayant un haut degré de sûreté. Le réacteur LFR pourrait être conçu avec un coeur sous forme de cartouche scellée remplaçable après 15 à 30 ans de fonctionnement.
         En prolongement de son utilisation comme réacteur embarqué, l'objectif du LFR est donc la production décentralisée d'énergie, non seulement sous la forme d'électricité, mais aussi de chaleur utilisée dans différents processus industriels, en particulier la production d'eau potable.
Réacteur rapide à caloporteur plomb
Source: http://nucleaire.cea.fr/fr/nucleaire_futur/4eme_generation.htm
         Ces concepts ont quatre objectifs communs. Le premier est un objectif durable, c'est-à-dire économiser les ressources naturelles et respecter l’environnement en réduisant la production de déchets en terme de radiotoxicité à long terme et en utilisant de façon optimale les ressources naturelles en combustible. Le deuxième but est de réduire le budget financier en diminuant le coût d’investissement par kWe installé, le coût du combustible, le coût d’exploitation de l’installation et par conséquent, le coût de production, du kWh, qui doit être compétitif par rapport à celui d’autres sources d’énergie. Le troisième objectif commun est la sûreté et la fiabilité. En effet, après de nombreuses recherches par rapport aux réacteurs actuels, les chercheurs du monde entier ont essayé de diminuer autant que possible les besoins d’évacuation de population autour du site nucléaire quelles que soient la cause et la gravité de l’accident à l’intérieur de la centrale. Enfin, le quatrième objectif est la résistance vis-à-vis des risques de prolifération et la protection contre les agressions externes.
Les 6 concepts sélectionnés par le GIF(récapitulatif)







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