Rapport Technique titre
Conclusion relative aux propriétés du caloporteur sodium vis-à-vis de la seule physique du cœur d’un RNR (neutronique, thermique, hydraulique)
Yüklə 1,19 Mb.
|
- Bu səhifədəki naviqasiya:
- 3.Les grands choix technologiques adoptés pour la maitrise du caloporteur sodium bilan et perspectives
- 3.1La continuité et la cohérence de l’effort de développement en France
- 3.1.1RAPSODIE
- 3.1.2PHENIX
- 3.1.3SUPERPHENIX
- 3.1.4EFR
2.4Conclusion relative aux propriétés du caloporteur sodium vis-à-vis de la seule physique du cœur d’un RNR (neutronique, thermique, hydraulique)La question du caloporteur pour les RNR a fait l’objet de nombreuses études dont certaines sont très pertinentes (38) (38bis). Nous n’entendons évidemment pas apporter une réponse définitive à cette question extraordinairement complexe. Il n’y a d’ailleurs pas de réponse définitive qui puisse s’imposer par des arguments d’une logique linéaire. Ce qui est clair, c’est que le caloporteur a des conséquences considérables sur tous les choix technologiques et que ces choix, quels qu’ils soient, doivent faire l’objet d’études minutieuses sous peine d’erreurs grossières. Nous allons donc résumer le choix pertinent fait avec le sodium. Le sodium présente les qualités requises pour un caloporteur tout en respectant le caractère rapide du spectre indispensable à l’atteinte du caractère surgénérateur :
En fonctionnement normal le coefficient d’échange exceptionnellement élevé du sodium permet d’atteindre une puissance spécifique élevée donc un flux neutronique élevé. En convection naturelle la capacité qu’offre le sodium d’évacuer plus de 15 % de la puissance (par exemple dans la géométrie PHENIX, SUPER-PHENIX ou EFR) permet de tolérer en fonctionnement normal une puissance spécifique élevée qui est la clef d’un flux neutronique élevé. En outre, cette capacité à fonctionner facilement en convection naturelle sous la pression atmosphérique présente un avantage évident du point de vue de la sûreté.
La maîtrise de ces propriétés a conduit à un certain nombre de choix technologiques qui sont présentés succinctement dans le chapitre suivant. 3.Les grands choix technologiques adoptés pour la maitrise du caloporteur sodium bilan et perspectives(Réf. : 45 à 48, 50 à 52, 54 à 101 Bis, 102, 103) Il s’agit d’une question à choix multiples fortement imbriqués où le retour d’expérience acquis sur les réacteurs français et sur les réacteurs du monde entier, la R&D, l’ingénierie jouent un rôle considérable. En 30 ans, l’expérience acquise en France sur les réacteurs rapides est jalonnée par la conception, la construction et l’exploitation de 3 réacteurs RAPSODIE, PHENIX, SUPERPHENIX. La conduite de travaux de projets avec, outre le cas des réacteurs précédents, l’extrapolation de PHENIX à 450 MWe, le projet SUPERPHENIX 2, une étude, ECRA, destinée à faire l’inventaire des possibilités de changement ne mettant pas en cause le choix du Sodium, et enfin, le projet EFR. Une expérience considérable a ainsi été accumulée dans le domaine de la conception et dans celui de l’exploitation. Les interactions entre conception, retour d’expérience et R&D ont donc été permanentes. Tous les réacteurs français concernés ont en commun l’utilisation de Sodium, de l’oxyde mixte et exception faite de RAPSODIE sont de concept intégré.
Depuis Rapsodie jusqu’à EFR, le développement est remarquable de cohérence et de continuité et a conduit à la démonstration de la faisabilité industrielle d’un réacteur rapide. La majeure partie du travail a été réalisée dans le cadre de la collaboration européenne. Il faut souligner que les principales étapes sont jalonnées par la construction d’un réacteur. 3.1.1RAPSODIECe réacteur a été construit de 1962 à 1966 dans le cadre d’une Association CEA/Euratom. Le fonctionnement excellent de 1967 à 1978 a permis d’apporter une première démonstration des possibilités offertes par l’oxyde, les matériaux en acier inoxydable et aussi bien entendu par un cœur à aiguilles refroidi au sodium. Le réacteur a été arrêté en 1982 à la suite de la détection d’aérosols de sodium dans l’enveloppe du circuit primaire. A cette époque PHENIX avait apporté la preuve qu’il couvrait tous les besoins en irradiation. 3.1.2PHENIXPHENIX a atteint sa première criticité en 1973 et sa pleine puissance en 1974 après une construction rapide de 1968 à 1973. Dès le début, ce réacteur s’avéra facile à exploiter. Comme RAPSODIE il fut, dès le début, un outil d’irradiation exceptionnel. La présence d’une cellule chaude sur site permettait en outre de procéder facilement à des examens intermédiaires d’aiguilles remises ultérieurement en réacteur. En matière de taux de combustion sur l’oxyde et de dose sur les matériaux (155 dpa), ce réacteur a atteint des records qui contribuent à l’optimisation du combustible oxyde. Les apports de ce réacteur sont considérables dans tous les domaines (physique, technologie sodium). En particulier, PHENIX a pu apporter la preuve de la surgénération et recycler du Pu qu’il avait produit. A plusieurs reprises, ce réacteur a aussi apporté la preuve de la faisabilité de l’extraction et de la réintroduction, après lavage de gros composants. Il faut aussi souligner le faible taux de rejets en 20 ans d’exploitation, taux de rejet qui est une propriété des RNR actuels. En 1989 et 1990, les arrêts d’urgence qui semblaient dus à une variation de réactivité négative ont conduit à arrêter le réacteur afin de rechercher des explications. A cette occasion, une inspection détaillée montra la nécessité d’effectuer des travaux considérables pour mettre le réacteur en conformité avec les exigences de sûreté relatives à l’extension de la durée de vie. Ce réacteur est aujourd’hui à l’arrêt. Son redémarrage devrait intervenir en 2001 et permettre d’effectuer des irradiations entrant dans le cadre de la transmutation des déchets radioactifs, conformément à l’un des axes de la loi de 1991.
La pleine puissance a été atteinte en 1985. Le 2 février 1998, le gouvernement français a décidé d’arrêter définitivement SUPERPHENIX qui avait été construit et exploité par NERSA, un consortium regroupant les compagnies d’Electricité Française, Italienne, Allemande et Belge. La période de fonctionnement a duré 11 ans. 4,5 ans ont été marqués par un fonctionnement variable mais il faut noter qu’en 1996, SUPERPHENIX a produit une quantité d’électricité équivalente à la consommation annuelle de la ville de LYON. (disponibilité en 1996 95%) 4,5 ans est la durée totale des arrêts dus uniquement à des procédures administratives alors que le réacteur était prêt à démarrer avec toutes les autorisations nécessaires des autorités de sûreté. 2 ans et 1 mois ont été marqués par divers incidents et les réparations correspondantes. Si on considère le facteur de charge en tenant compte des arrêts dus aux incidents et aux réparations et en défalquant les arrêts purement administratifs, SUPER PHENIX se compare avantageusement aux prototypes REP les plus importants. La décision du gouvernement, techniquement injustifiable, vient brutalement interrompre un programme de plus de 30 ans. Cependant, la conception, la construction et l’exploitation écourtée de SUPERPHENIX ont démontré la validité des principales options technologiques des réacteurs rapides refroidis au sodium. L’expérience acquise grâce à SUPERPHENIX concerne tout à la fois la conception, la technologie, l’exploitation, la sûreté, et la maintenance. Cette expérience concerne aussi les connaissances fondamentales. 3.1.4EFRLe programme EFR consacré pendant 10 ans à l’étude d’une centrale à neutrons rapides prototype d’un modèle industriel est l’aboutissement de plus de 30 ans d’expérience.
Ce réacteur intègre des progrès considérables par rapport à SUPERPHENIX, progrès que nous examinerons plus loin (§ les grandes spécifications d’EFR, évolutions intégrations d’options diverses). Yüklə 1,19 Mb. Dostları ilə paylaş:
|