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Les générations de réacteurs nucléaires : évolutions et révolutions technologiques


Le concept de génération signale les grandes ruptures technologiques qui ont jalonné et jalonneront encore l’histoire des réacteurs électrogènes



Si le principe de fonctionnement des réacteurs est toujours essentiellement le même, les architectures et les technologies diffèrent. Selon le fluide caloporteur et sa pression (eau, gaz, sodium, etc.), selon le spectre d’énergie des neutrons dans le coeur et le matériau modérateur éventuel (eau, graphite, eau lourde), et enfin, selon le combustible nucléaire, les réacteurs nucléaires se classent par filière. Deux filières de réacteurs à eau se sont imposées dans les années 1970 : ceux à eau pressurisée et la puissance électronucléaire en exploitation dans le monde.



La classification en filière ne rend cependant pas compte des évolutions technologiques des réacteurs. C’est pourquoi, considérés dans la durée, les réacteurs nucléaires sont classés en générations. La première génération correspond aux prototypes et aux premiers réacteurs de taille industrielle à usage commercial mis au point dans les années 1950 et 1960 et entrés en service avant les années 1970. En font partie les réacteurs français UNGG (Uranium naturel graphite-gaz) et les réacteurs Magnox, dont deux sont encore aujourd’hui en service au Royaume-Uni. Les caractéristiques des réacteurs UNGG et Magnox ont été influencées par l’absence à l’époque, en Europe, de technologie industrielle d’enrichissement de l’uranium mais aussi par la volonté de produire du plutonium à des fins militaires. Cette génération est donc définie en premier lieu par la période de construction.

Les réacteurs nucléaires aujourd’hui en exploitation sont majoritairement des réacteurs de « deuxième génération », construits à partir des années 1970. Aux États- Unis et en Europe occidentale, les choix de filières et de programmes ont été dictés par la nécessité d’une meilleure compétitivité de l’énergie nucléaire et d’une amélioration de l’indépendance énergétique dans un contexte de forte tension sur le prix des énergies fossiles, du pétrole en particulier. Il s’agit principalement de réacteurs à eau légère pressurisée (REP) ou bouillante (REB) aux États-Unis, en Europe et au Japon, qui constituent aujourd’hui plus de 85 % du parc électronucléaire mondial, de VVER (équivalent russe du REP) et de réacteurs eau-graphite de type RBMK dans les pays de l’Est, et des réacteurs à eau lourde pressurisée de type CANDU (PHWR) au Canada et en Inde, ainsi que quelques réacteurs à gaz (AGR) en XXe siècle appartiennent également à la deuxième génération (Phénix, Superphénix).

Une troisième génération, qui représente l’état de l’art industriel constructible le plus avancé, est prête à prendre le relais. Ces réacteurs intègrent les enseignements tirés de l’exploitation pendant plusieurs décennies des réacteurs à eau de deuxième génération et de gestion de leur combustible, le tout dans un souci de renforcement des dispositifs de sûreté. La troisième génération se distingue donc de la deuxième essentiellement par les objectifs de sûreté qui sont assignés au réacteur. Le fait qu’il n’existe pas, au plan mondial, de définitions universellement reconnues en matière d’objectifs de sûreté ne permet pas de donner une définition extrêmement précise de la génération III.

En Europe, dans le cadre d’une coopération franco-allemande, le choix a été fait d’un réacteur évolutionnaire, l’EPR, plutôt que d’un réacteur révolutionnaire, pour des raisons de maîtrise de l’évolution technologique et donc de la sûreté et de la disponibilité. Autorités de sûreté, exploitants et constructeurs partageaient en effet la conviction que, d’une part, le retour d’expérience du parc en exploitation pouvait apporter des gains considérables à une nouvelle génération de réacteurs et, d’autre part, que des innovations majeures pouvaient être intégrées à un concept évolutionnaire, en particulier s’agissant de la prévention et de la mitigation des accidents graves3. L’EPR intègre une somme considérable de connaissances et les résultats d’une vingtaine d’années de travaux de R & D et d’intégration de retours d’expérience, en particulier d’analyse de situations incidentelles. La prise en compte des accidents graves dès la conception représente une avancée technologique majeure, qu’il s’agisse du récupérateur de corium, de la conception de l’enceinte, de la prévention des détonations d’hydrogène, des explosions de vapeur, de l’échauffement direct de l’enceinte. La phénoménologie des accidents graves, tout comme les questions de facteur humain ou d’architecture des systèmes, ont accompli des progrès remarquables : les réacteurs authentiquement de génération III, et plus particulièrement l’EPR, représentent un progrès technologique majeur.

Pour résumer, l’EPR apporte trois améliorations décisives en matière de sûreté :
  • une diminution importante du risque de fusion de coeur ;
  • la diminution des risques d’impact radiologique extérieur en cas de fusion du coeur ; et au plan pratique, la possibilité de n’avoir à mettre en oeuvre que des mesures limitées dans le temps et dans l’espace vis-à-vis de la population ;
  • une protection efficace des fonctions de sûreté contre les agressions externes, y compris les chutes d’avion.


Si l’on se réfère à ces critères, il existerait aujourd’hui une quinzaine de réacteurs de troisième génération en exploitation ou en construction : quatre unités de réacteurs avancés à eau bouillante ABWR, réacteur développé conjointement par General Electric, Hitachi et Toshiba, sont actuellement en exploitation au Japon, et quatre en construction au Japon et à Taïwan ; l’EPR est actuellement en construction en Finlande, en France et en Chine ; plusieurs unités de l’AP1000, réacteur à eau pressurisée américain conçu par Westinghouse, sont en cours de construction en Chine ; l’APR1400, réacteur coréen de génération III, est en construction en Corée du Sud et a été retenu par les Émirats arabes unis ; enfin, des réacteurs VVER AES 92 sont en cours de construction notamment en Inde.

La quatrième génération, sur laquelle nous reviendrons, est celle des « systèmes du futur » et son développement est engagé dès à présent, dans un cadre international avec pour objectif initial, selon la feuille de route Génération IV de l’US-DoE, « un déploiement industriel progressif à l’horizon 2030 ». Elle vise à assurer un développement durable du nucléaire grâce à une utilisation plus efficiente des ressources en uranium3, à une gestion améliorée du plutonium, dont elle permet la consommation, et enfin grâce à une optimisation potentielle de la gestion des déchets ultimes par transmutation des actinides mineurs, si cette option est retenue. Elle ouvre en outre des perspectives de diversification des applications de l’énergie nucléaire à d’autres utilisations que la production d’électricité : production d’hydrogène, de chaleur industrielle, d’eau douce, élaboration de carburants de synthèse.

L’évolution des réacteurs nucléaires en France depuis les années 1950
L’évolution des réacteurs nucléaires en France depuis les années 1950


L’intégration progressive des progrès technologiques dans le parc de réacteurs tend à estomper les frontières générationnelles



C’est ainsi qu’en France, la génération II représentée par les 58 réacteurs à eau pressurisée (REP) a bénéficié d’une intégration continue de progrès technologiques qui ont amélioré sur bien des points ses performances en matière de sûreté en s’appuyant sur le concept de défense en profondeur1. Symétriquement, les travaux sur le réacteur à neutrons rapides (RNR) au sodium, choisi comme voie préférentielle pour le développement de la quatrième génération en France, bénéficient du retour d’expérience des RNR de génération II (Phénix et Superphénix).

La réduction des risques et des durées de construction, une plus grande standardisation, les progrès au niveau de nombreux composants, l’intégration du retour d’expérience de Fukushima dans les réacteurs à eau légère en construction ainsi que dans le design des réacteurs futurs sont des enjeux importants à la fois en termes industriels et de sûreté.

Le développement de réacteurs à eau légère à haut facteur de conversion2 (0,85 et audelà contre de l’ordre de 0,6 pour les REP actuels) pose des questions de faisabilité technologique et de sûreté nécessitant des efforts de R & D importants. Des évolutions plus modestes des facteurs de conversion (autour de 0,7) seraient envisageables vers 2030-2050. Mais existera-t-il un marché suffisant pour ce type de réacteurs, sachant que deux acteurs majeurs sur la scène internationale, la Chine et l’Inde, auront besoin de taux de conversion nettement supérieurs à 1, ce que seuls les réacteurs à neutrons rapides peuvent offrir ?

Pour la génération IV, plusieurs pistes restent ouvertes mais la France a opté pour le réacteur rapide refroidi au sodium : RNR-Na



=> Le Forum international « Génération IV »
Lancé en 2000 à l’initiative du ministère américain de l’Énergie (DoE), le « Forum Génération IV » (GIF) rassemble aujourd’hui douze pays (Afrique du Sud, Argentine, Brésil, Canada, Chine, États-Unis, France, Japon, République de Corée, Royaume- Uni, Russie, Suisse) en plus de la Communauté européenne de l’énergie atomique (Euratom), qui souhaitent mettre en commun leurs efforts de recherche afin de développer des systèmes nucléaires innovants et soucieux du développement durable. Ces systèmes devront répondre à des objectifs précis de durabilité (économie des ressources en uranium et réduction des déchets radioactifs à vie longue), de compétitivité économique, de sûreté et fiabilité, et enfin, de résistance à la prolifération.

En 2002, six concepts, dont la diversité s’explique par la volonté de répondre aux besoins d’un large éventail d’utilisateurs, ont été sélectionnés : le réacteur rapide refroidi au sodium (RNR-Na) associé à un cycle du combustible fermé ; le réacteur rapide refroidi au gaz (RNR-G) associé à un cycle du combustible fermé ; le réacteur rapide refroidi au plomb (RNR-Pb) associé à un cycle du combustible fermé ; le réacteur à sels fondus (RSF) associé à un cycle thorium fermé ; le réacteur refroidi à l’eau supercritique (RESC) associé à un cycle du combustible ouvert ; et le réacteur à très haute température (RTHT ou VHTR) associé à un cycle du combustible ouvert.

Ces concepts n’ont pas du tout la même maturité technologique :
  • le réacteur rapide au sodium (RNR-Na) dispose d’une avance de plusieurs décennies sur les autres concepts. Le RNR-Na est un réacteur dont la démonstration industrielle a déjà été faite (mais pas avec les critères de quatrième génération), et qui dispose grâce à ce retour d’expérience du potentiel de remplir les critères de la quatrième génération ;
  • le concept de réacteur rapide refroidi au gaz (RNR-G) est intéressant mais sa faisabilité reste encore à établir ;
  • les réacteurs rapides refroidis au plomb (RNR-Pb), n’ont fait l’objet que de quelques réalisations russes ;
  • les réacteurs à eau supercritique (RESC) et les réacteurs à sels fondus (RSF) sont des concepts en rupture complète : la faisabilité des RESC doit encore être démontrée et pour ce qui est des RSF, l’étape de démonstration doit être franchie. Un déploiement industriel éventuel ne semble réaliste qu’au-delà de 2080 ;
  • le VHTR constitue une catégorie à part : disposant d’une certaine expérience de réalisation et présentant certaines caractéristiques intéressantes en matière de sûreté, ce concept à neutrons thermiques ne répond pas aux critères concernant l’utilisation optimale des ressources. Son intérêt pourrait résider dans des applications à hautes températures, comme la production d’hydrogène.
Ces six concepts ne bénéficient pas d’une attention égale de la part des pays membres du GIF : les partenaires majeurs du Forum Génération IV (Chine, États-Unis, France, Japon, Russie) s’intéressent prioritairement au réacteur rapide refroidi au sodium (RNR-Na) et au réacteur rapide au gaz (RNR-G).

=> La R & D française sur les réacteurs de quatrième génération
En matière de R & D sur les réacteurs de quatrième génération, la France a décidé de concentrer ses efforts sur les réacteurs rapides refroidis au sodium et au gaz tout en ayant capitalisé des connaissances sur la filière des réacteurs avancés à très haute température.

La filière nucléaire française est ainsi mobilisée pour permettre à la France d’être l’un des premiers pays à exploiter un réacteur de quatrième génération :
  • le CEA, chef de file, EDF et AREVA préparent ensemble la construction d’un démonstrateur industriel de RNR-Na d’une puissance de 600 MW électriques (MWe), ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), avec un objectif de mise en service à l’horizon 2020 ; d’autres industriels participent à ces études : Alstom, Comex Nucléaire, Bouygues ;
  • en ce qui concerne les réacteurs rapides au gaz, est envisagée dans le cadre d’une collaboration avec la Hongrie, la République tchèque et la Slovaquie, la construction dans l’un de ces trois pays d’un réacteur expérimental d’une puissance de 80 MW thermiques (MWth), Allegro.


Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium


Ces réacteurs sont depuis les années 1950 l’objet de recherche et développement dans la plupart des grands pays nucléarisés. Leur faisabilité technique est aujourd’hui démontrée puisqu’ils ont été exploités notamment en France, aux États-Unis, au Japon, au Royaume-Uni, en Russie, en Inde, au Kazakhstan et en Chine. Quelques réacteurs sont d’ailleurs toujours en fonctionnement en Russie, en Inde et en Chine. Deux réacteurs de ce type sont aujourd’hui arrêtés au Japon, suite à des incidents. Un réacteur de 800 MWe est en construction et doit être mis en service dans les prochaines années en Russie, un réacteur de 1 200 MWe étant prévu par la suite. Un prototype de réacteur à neutrons rapides d’une capacité de 500 MWe est également en construction dans le sud de l’Inde depuis 2004 et devrait entrer en service en 2012. Deux autres RNRs, têtes de série du réacteur commercial, sont programmés pour entrer en service vers 2018 sur le même site.

La France a construit et exploité trois réacteurs de ce type : d’abord, un réacteur expérimental Rapsodie d’une puissance de 40 MWth puis un prototype industriel, Phénix, d’une puissance de 233 MWe et mis en service industriel en 1974. Enfin, un réacteur commercial, Superphénix, d’une puissance de 1 200 MWe, a été relié au réseau en 1986 avant d’être arrêté définitivement en 1998.

Aucun des réacteurs rapides au sodium construits à ce jour ne répond cependant aux critères caractérisant les réacteurs RNR-Na de quatrième génération tels que définis par le Forum Génération IV. L’expérience tirée des différents réacteurs exploités jusqu’ici n’en sera pas moins précieuse dans le cadre des travaux de recherche et développement qui permettront aux futurs RNR-Na d’atteindre les objectifs de la quatrième génération.

Le principe de fonctionnement d’un réacteur à neutrons rapides au sodium est fondamentalement le même que celui de tout réacteur nucléaire classique : la fission des noyaux du combustible, amorcée par un bombardement neutronique, libère de l’énergie ainsi que des neutrons qui vont à leur tour pouvoir provoquer d’autres réactions de fission entretenant ainsi la réaction en chaîne. Il existe cependant une différence fondamentale entre les RNR et les réacteurs à eau sous pression d’aujourd’hui. Dans un REP, les neutrons impliqués dans la réaction en chaîne sont de faible énergie car ralentis à l’aide d’un modérateur (l’eau, dans ce cas) ce qui permet d’utiliser des combustibles enrichis à moins de 5 % en uranium 235 (235U) ou de l’ordre de 8 % à 10 % en plutonium pour les MOX. Dans un RNR, les neutrons impliqués dans les réactions de fission sont nettement moins modérés et donc de beaucoup plus forte énergie, ce qui suppose l’utilisation de combustibles de concentrations plus élevées en matériaux fissiles (typiquement de l’ordre de 20 % à 30 % en plutonium ou en uranium 235).

Un avantage décisif des neutrons rapides tient à la valorisation du plutonium1 par son multi-recyclage. En effet, le spectre rapide permet de brûler tous les isotopes du plutonium sans dégrader sa composition isotopique, grâce à la conversion de l’uranium 238 en plutonium. Dans ce type de cycle, il faut juste compenser les quantités d’uranium 238 ayant été converties en plutonium, ce qui permet de valoriser tout l’uranium contenu dans le minerai. Dans un système électronucléaire, les réacteurs à neutrons rapides pourraient ainsi jouer un rôle régulateur en gérant au mieux le cycle du plutonium et en valorisant l’uranium appauvri.

En outre, les réacteurs à neutrons rapides limitent la production d’actinides mineurs (éléments radioactifs de longue durée issus de la capture successive de neutrons par les noyaux du combustible, présents à hauteur de 0,1 % dans le combustible usé2). Ils permettent également d’envisager la transmutation des actinides mineurs 3 en radioisotopes de radiotoxicité à long terme réduite : la séparation suivie de la transmutation des actinides mineurs dans les RNR permettrait, si cette option était retenue, de réduire la puissance thermique résiduelle des déchets ultimes.

Afin de ne pas ralentir les neutrons, dans un réacteur à neutrons rapides, il est nécessaire d’utiliser un fluide caloporteur adapté. Le sodium dispose des qualités requises pour un tel réacteur et peut-être utilisé jusqu’à 550 °C. Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) présentent donc un autre avantage par rapport au REP dont la température de l’eau est limitée à 270 °C en permettant un rendement plus élevé du turbo alternateur (40 % environ, contre 33 % pour un REP).

Les principaux défis à relever avant le déploiement de RNR-Na de quatrième génération concernent essentiellement :
  • l’atteinte d’un niveau de sûreté au moins équivalent à celui d’un réacteur de troisième génération comme l’EPR ;
  • la simplification du système et la réduction de son coût d’investissement ;
  • la prise en compte dès la conception des exigences spécifiques concernant les inspections en service, la manutention et les réparations éventuelles ;
  • la réduction des risques de prolifération ;
  • la conception précise du cycle de combustible, y compris, éventuellement, le recyclage de tous ou certains actinides mineurs.
Dans cette perspective, la conception du prototype ASTRID et la R & D associée intègrent des ruptures technologiques fortes portant, en particulier, sur :
  • le comportement dynamique du coeur au plan neutronique ;
  • la limitation des conséquences d’une réaction sodium/eau, voire sa suppression ;
  • la gestion du corium ;
  • la robustesse des systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle ;
  • les techniques d’inspection en service et de réparabilité.
Le calendrier de réalisation du prototype ASTRID comprend les échéances principales suivantes :
  • fin 2012 : remise aux pouvoirs publics des premiers éléments techniques et budgétaires en vue de la poursuite des études de conception de la réalisation du prototype ;
  • fin 2014 : fin de l’avant-projet sommaire, remise du dossier d’options de sûreté, décision de lancer l’avant-projet détaillé ;
  • fin 2017 : début de la construction du prototype ;
  • début de la décennie 2020 : mise en service d’ASTRID.


Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz


Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz (RNR-G) constituent un concept en rupture puisqu’il s’agit de combiner les avantages des réacteurs à neutrons rapides et des réacteurs à haute température : le spectre rapide, dont les avantages ont été décrits ci-dessus, permet d’inscrire le nucléaire dans une véritable logique de développement durable (économie des ressources naturelles et réduction des déchets). L’accès à des hautes températures (850 °C pour le RNR-G) permet quant à lui d’atteindre des rendements de production d’électricité supérieurs à 45 % et rend possible diverses applications industrielles de la chaleur. La faisabilité de ces réacteurs, qui n’est pas acquise aujourd’hui, est conditionnée par la levée de trois principaux défis technologiques : la conception d’un combustible réfractaire compatible avec un spectre neutronique rapide, la sûreté et l’évacuation de la puissance résiduelle en cas d’accident de dépressurisation de l’hélium, la mise au point de matériaux de structure pour le coeur capables de résister à des hautes températures et aux dégâts causés par les flux de neutrons rapides.

Les réacteurs à très haute température (RTHT)


Le réacteur à très haute température refroidi à l’hélium, tel que retenu par le Forum Génération IV, devait viser une température de 1 000 °C en sortie du coeur pour permettre son couplage à un procédé de production d’hydrogène par décomposition thermochimique de l’eau. Les recherches sur ce procédé ayant été abandonnées en France, cette vision du RTHT a été revue par la suite en fonction des perspectives de fourniture de chaleur industrielle. Le RTHT reprend les acquis des prototypes des réacteurs à haute température (850-950 °C) ayant fonctionné aux États-Unis et en Europe dans les années 1960 à 1980. Sa réalisation suppose de lever des verrous technologiques importants parmi lesquels : la mise au point de matériaux résistants à très haute température (> 950 °C) pour le circuit primaire et ses composants, le développement du combustible, les procédés de conversion associés aux différentes applications (turbine à gaz pour la production d’électricité, électrolyse à haute température pour la production d’hydrogène, fourniture de chaleur pour la production de carburants de synthèse ou autres applications industrielles).

En France, la R & D sur ce système a principalement été menée jusqu’en 2006 dans le cadre du programme ANTARES (AREVA New Technology based on Advanced gas cooled Reactor for Energy Supply) lancé en 2004 par le groupe AREVA et consacré aux réacteurs à haute température. La contribution d’AREVA au développement de cette filière s’est déplacée vers les États-Unis en 2007, en prenant la forme d’une participation au projet américain Next Generation Nuclear Plant (NGNP).


=> La question du déploiement industriel des RNR de génération IV se pose différemment pour la France et pour les grands pays émergents
Des pays comme l’Inde ou la Chine, confrontés à une croissance très forte de la demande d’électricité et conscients qu’ils ne pourront indéfiniment refuser de prendre des engagements contraignants en matière de limitation de leurs émissions de gaz à effet de serre, développeront d’importants programmes nucléaires au cours des prochaines décennies. Soucieux à la fois de se prémunir contre les risques attachés à leur approvisionnement en uranium et de disposer, à terme aussi rapproché que possible, des technologies les plus modernes, ils affichent dès aujourd’hui de très fortes ambitions en matière de développement à échelle industrielle de la filière RNR, logiquement complémentaire de leurs programmes de réacteurs de troisième génération. C’est ainsi que la Chine s’intéresse de très près à la technologie française de traitement des combustibles usés dans la perspective de maîtriser en temps utile la technologie des combustibles RNR.

Ces pays seront donc précurseurs dans le déploiement industriel des RNR de quatrième génération dès que, vers 2030-2040, leur maturité technologique et économique sera assurée. Être associé, d’une manière qui reste à définir, à ce déploiement constitue un enjeu majeur pour l’industrie nucléaire française.

En France, comme dans tous les « vieux pays industrialisés », la croissance de la demande d’énergie électrique devrait rester modérée. Fort d’un parc nucléaire très étoffé, homogène et relativement jeune1, l’exploitant français considère, sans doute à juste titre, que la manière la plus économique de disposer dans les prochaines décennies de capacités substantielles de production nucléaire est de prolonger la durée de vie des centrales existantes au-delà de la durée théorique de 40 ans initialement prévue. Cette prolongation supposera, bien entendu, des remises à niveau technologiques plus ou moins importantes sous le contrôle de l’autorité de sûreté. Ce même exploitant vient tout juste d’entreprendre la construction de son premier EPR et souhaite en construire quelques autres dans le but d’amortir l’investissement réalisé pour la « tête de série ». Le déploiement de la filière RNR sur le territoire national n’est donc pas une urgence à ses yeux. Mais l’échéance du recours aux RNR doit être appréciée au regard de différents critères : compétitivité économique certes, mais aussi sécurité d’approvisionnement, indépendance énergétique, durabilité des ressources, critères environnementaux (gestion des matières, notamment celles issues des MOX usés, et des déchets) et sociétaux. Par ailleurs, maintenir l’avantage de compétitivité que possède aujourd’hui l’industrie électronucléaire français face à la concurrence internationale est un argument à prendre en considération : il milite en faveur de l’introduction, dès que possible techniquement et industriellement, d’un certain nombre de RNR dans le parc nucléaire français.

En tout état de cause, l’engagement, le moment venu, du premier RNR de quatrième génération sur le territoire national relèvera d’une décision éminemment politique qu’il n’y a pas lieu d’anticiper ici, d’autant que des efforts importants de recherche et développement sont encore indispensables pour assurer le développement de la filière dans le respect du cahier des charges en matière de sûreté et dans des conditions économiques raisonnables.

Dans cette perspective, la mise en service du prototype ASTRID dans les années 2020 jouera un rôle essentiel pour la validation de la démarche de sûreté et la démonstration de progrès dans l’opérabilité. L’exploitation pendant une à deux décennies de ce prototype devra permettre de s’assurer que le déploiement de la filière – en France, ou ailleurs dans le monde – peut être envisagé dans de bonnes conditions à horizon 2030-2040.