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  • 1. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Bernard Bonin CEA, Direction de l’Energie Nucléaire 1
  • 2. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 2
  • 3. Energie de liaison nucléaire 3
  • 4. UN BILAN ÉNERGÉTIQUE FANTASTIQUE ! Fusion totale d1 g de combustible: 330 GJ Fission complète d1 g U235: 83 GJ Combustion d’1tonne de pétrole : 42 GJ 4
  • 5. La fission nucléaire Produit de fission Noyau fissile Neutron ( 235U)Neutron Gamma Produit de fission 5
  • 6. Fission nucléaire et réaction en chaîne Fission nucléaire Réaction en chaîne 6
  • 7. Les produits de fission 7
  • 8. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes de fonctionnement La réaction en chaîne et son contrôle Le cycle du combustible Le nucléaire actuellement Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Sûreté, risques Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 8
  • 9. Sections efficaces de l’uranium 235 Neutrons lents Neutrons rapides 9
  • 10. 10
  • 11. Schéma d’une centrale REP 11
  • 12. Une centrale nucléaireLe réacteur est à l’intérieur de cette enceinte Nogent-sur-Seine, EDF, 1300 MWe 12
  • 13. ARCHITECTURE DES RÉACTEURS À FISSIONCENTRALE NUCLÉAIRE N4 1450 MWe 13
  • 14. L’espèce dominante : les réacteurs à eau  80% du parc mondial soit environ 400 réacteurs  17% d’électricité d’origine nucléaire  10 000 années.réacteurs d’expérience Civaux UN CONSTAT :LES REACTEURS A EAU EXISTANTS SERONT PREPONDERANTS JUSQU’EN 2020-2030 14
  • 15. Les réacteurs nucléaires en France 15
  • 16. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 16
  • 17. UN COMBUSTIBLE DANS TOUS SES ÉTATS : DES “CRAYONS”, DES “AIGUILLES”,… 17
  • 18. Réactions au sein des assemblages combustibles standards dans les REP (45,000 MWj/t) 238 U Uranium 238 (fertile) 235 Uranium 235 (fissile) 4 U 96 Plutonium Actinides mineurs 3 Produits de fission 1 REP UOX3 Pu 3 2PF 238 1 1 U 5 0,1 93 18
  • 19. L’entreposage du combustible usé 19
  • 20. La finalité du retraitement du combustible• Structure du combustible eau légère usé – 1 combustible eau légère = 500 kg duranium avant irradiation en réacteur Matières recyclables Déchets Après irradiation* U 475 à 480 kg Pu 5 kg PF 15 à 20 kg + AM 1.6 kg (94 à 96 %) (1 %) (3 à 5 %) RECYCLAGE RECYCLAGE RÉSIDUS ULTIMES* pourcentage variable en fonction du taux de combustion 20
  • 21. Le cycle du combustible nucléaire FABRICATION DU COMBUSTIBLE URANIUM URANIUM ENRICHI COMBUSTIBLE UO2 APPAUVRI COMBUSTIBLE COMBUSTIBLE ENTREPOSAGE MOX UO 2 NEUF COMBUSTIBLE ENRICHISSEMENT MOX NEUF RÉACTEUR PLUTONIUM CONVERSION URANIUM RECYCLABLE COMBUSTIBLE MOX USÉ COMBUSTIBLE UO2 USÉ URANIUM NATUREL CONCENTRATION TRAITEMENT RÉSIDUS ULTIMES EXTRACTION MINERAI STOCKAGE DÉFINITIF 21
  • 22. L’enrichissement8 tonnes 1.0 tonneURANIUM ENRICHISSEMENT URANIUM naturel 6 UTS enrichi 4.0% 235U0.71% 235U 96% 238U99.3% 238U 7 tonnes URANIUM appauvri 0.25% 235U 99.75% 238U 22
  • 23. L’enrichissement par ultracentrifugation Batterie de centrifugeuses 23
  • 24. L’usine Georges Besse, à Pierrelatte 24
  • 25. Le site de COGEMA-La HAGUE 25
  • 26. Le traitement des combustibles usés Matières Usine de traitement recyclables U Uranium Pu Plutonium Produits de fission PF Déchets Déchets de structure technologiques Actinides mineurs AM Déchets ultimes Résidus Déchets Déchets vitrifiés compactés cimentés 26
  • 27. Cisaillage du combustible usé 27
  • 28. Dissolution du combustible usé 28
  • 29. Extraction par solvants 29
  • 30. Procédé français de vitrification Condensation Rejets Additifs gazeux Recyclage poussières Traitement final gaz Mesures de débits Traitement Dépoussiérage effluents liquides Fritte de verre Calcination La chaleur et lactivité Fusion diminuent du verre avec le temps Concentrats PF Coulée Contrôle du verre Pose couvercle Alimentation Décontamination Entreposage 30
  • 31. Hall dentreposage des résidus vitrifiés 31
  • 32. Les déchets nucléaires Déchets : Quelques ordres de grandeurPar habitant et par an , en FranceDéchets inertes et ménagers 2200 kgDéchets industriels 800 kg (100 kg à haute toxicité)Déchets nucléaires 1 kg (10 g. à haute activité) 32
  • 33. 76-09 Production annuelle de déchets nucléaires en France Production annuelle de déchets en France (hors démantèlement)FMA à vie courte 12 à 15 000 m3 conditionnésMA à vie longue 530 m3 conditionnésHA 130 m3 conditionnés 33
  • 34. Les déchets nucléaires Des solutions industrielles déjà mises en œuvre Centre de Morvilliers 34
  • 35. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 35
  • 36. La sûreté: un objectif primordial Source: B. Barré, AREVA Le réacteur de Tchernobyl après laccident 36
  • 37. Les 3 barrières du REP Enceinte de confinement (3° barrière) Barres de contrôle Pressuriseur Générateur de vapeur Circuit primaire (2° barrière) Cuve (2° barrière) Cœur –combustible(gaine : 1° barrière) 37
  • 38. Résultats des Etudes Probabilistes de SûretéPROBABILITÉ DE FUSION DU COEUR (RÉSULTATS 1990) -5 EPS 900 MWe = 5 10 PAR RÉACTEUR ET PAR AN -5 EPS 1300 MWe = 1 10 PAR RÉACTEUR ET PAR AN SI LON CONSIDÈRE 50 RÉACTEURS * 40 ANS = 1 "CHANCE" SUR 10 LA FUSION DU COEUR NE PROVOQUE PAS SYSTÉMATIQUEMENT DES REJETS IMPORTANTS IL FAUT CONTINUER A PROGRESSER 38
  • 39. L’échelle internationale des évènements nucléaires Aucun accident classé supérieur à 4 en France (site internet de l’ASN) 39
  • 40. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 40
  • 41. Nucléaire : le redémarrageUSA : “The NEPD Group recommends that thePresident support the expansion of nuclearenergy in the United States as a majorcomponent of our national energy policy.”Report of the National Energy Policy Development Group, May 2001 Europe « … nécessité de maintenir le nucléaire en Europe » European Parliament resolution, Novembre 2001 41
  • 42. Les Centrales Nucléaires dans le Monde Carte des réacteurs nucléaires dans le monde en 2007 Allemagne Suède Belgique 18 Canada 10 4 Finlande 31 Russie Royaume-Uni 19 Pays Bas Lituanie 17 Tchéquie 15 Ukraine France 59 7 Slovaquie 5 4 Hongrie Corée du Sud Roumanie 104 Suisse Slovénie Espagne 8 Bulgarie Arménie 20 Etats-Unis 55 Chine 11 Pakistan 2 JaponMexique 2 17 Inde 2 Brésil 2 Afrique du Sud 2 Argentine Total = 439 unités 42
  • 43. Des perspectives importantes au plan mondial KOREA nuclear capacity JAPAN increase + 9 Gwe FINLAND nuclear capacity by ~ 2015 5th reactor increase + 21 Gwe by 2012 FRANCE new EPR reactor CHINA USA nuclear capacity+ 1500 Power Plants increase > 30 Gwe by 2020 including by 2020 nuclear (> 50 GWe) INDIA nuclear capacity Coal R en increase from 2.5 to Nuclear 20 GWe by 2020 Source : TotalFinaElf 43
  • 44. Le coût du MWh nucléaire Investissements Coût moyenné sur le parc EDF Exploitation 63 GW, 426 TWh/an Combustible R&D ExploitantCf exposé de 0.6 2.0 TaxesSondes 4.3Kahouli Source: "Coûts de référence de la production électrique", DGEMP/DIDEME, Décembre 2003 16.5 5.1 TOTAL = 28.4 € /MWh Le MWh nucléaire est compétitif !! 44
  • 45. Nucléaire : les défis • Soutenir l’industrie nucléaire actuelle • Apporter des solutions efficaces et acceptables au problème de la gestion des déchets à haute activité et à vie longue, et mieux comprendre l’impact des activités nucléaires sur l’homme et son environnement• Concevoir et évaluer de nouvelles générations de systèmes nucléaires (réacteur et cycle) 45
  • 46. R&D : soutenir l’industrie nucléaire actuelle • Allongement de la durée de vie• Amélioration des performances des combustibles 46
  • 47. Améliorer les performances du combustible REO REX FRAMATOME 120 AFA2G 100épaisseur doxyde (µm) Alliage 5 80 60 Zy4 40 20 ALL.5 0 0 10000 20000 30000 40000 50000 60000 70000 Burn-up 47
  • 48. L’évolution des gestions de coeur implique des recherches sur le comportement du combustible à fort taux de combustionTaux d’épuisement assemblage 70 000 MWjt HTC (900/1300) 62 000 MWj/t GALICE (1300) 52 000 MWj/t CYCLADES (900) 47 000 MWj/t GEMMES (1300) ALCADE (N4) GARANCE (900) 39 000 MWj/t gestion d’origine Année 1990 1995 2000 2005 2010 2015 48
  • 49. Réacteurs expérimentaux : OSIRIS 49
  • 50. Un nouveau réacteur de recherche à CadaracheLe Réacteur Jules Horowitz (RJH) Bâtiment auxiliaire Bâtiment Réacteur Piscine du réacteur Laboratoire chaud Piscines d’entreposage Début des travaux 2007 Premier béton 2009 Mise en service 2014 50
  • 51. Proposer des solutions pour la gestion des déchets  Séparation poussée  Conditionnement Entreposage de longue durée  Transmutation  Stockage réversible 51
  • 52. Séparation-transmutation : les enjeux• Idée générale : séparer les radionucléides transmutables des autres, séparer les radionucléides à vie longue des autres, pour gérer ces différentes catégories de déchets de façon optimisée.• Bonnes perspectives de transmuter les actinides dans les Réacteurs à Neutrons Rapides (cf ci-dessous). Ce qu’on gagnerait : un facteur important sur la radiotoxicité des déchets et sur la chaleur qu’ils dégagent (facteur dimensionnant d’un stockage profond).• Avant de les transmuter, encore faut-il pouvoir les séparer et les entreposer. 52
  • 53. Radiotoxicité potentielle des déchets en fonction du temps 10000 1000R a d io to x ic ité re la tive 100 Combustible usé (Pu + AM + PF) 10 1 Verres Verres sans AM classiques (PF seuls) (AM + PF) 0,1 10 100 1000 10000 100000 1000000 Temps (années) 53
  • 54. Le traitement des combustibles usés Combustible usé O O P O OUranium etPlutonium PUREX TBP TBP Produits de fission Produits de fission et Actinides mineurs et Actinides mineurs 54
  • 55. La séparation poussée Combustible usé I Uranium et Plutonium PUREX Tc Np Cs Séparations SéparationsProduits de fission Am complémentaires complémentaires Cm 55
  • 56. Le laboratoire Atalante 56
  • 57. Gestion des actinides : les acquis• On saura séparer les actinides (procédés hydrométallurgiquesDIAMEX, SANEX, GANEX)• On saura les entreposer• On saura les transmuter : les actinides sont fissiles aux neutronsrapides, et seront recyclables dans les réacteurs de quatrièmegénération … quand ces derniers seront déployés. 57
  • 58. Concevoir et évaluer de nouvelles générations desystèmes nucléaires (réacteur et cycle) 58
  • 59. La 3ème génération : de nouvelles avancées en Sûreté Le projet EPR : un concept évolutionnaire basé sur un large retour d’expérience des REP Enceinte conçue pour résister à une explosion Dispositif de récupération hydrogène du coeur fondu (corium) en cas d‘accident Système d‘évacuation de chaleurUne sûreté encoreaméliorée 4 zones indépendantes pour Réservoir d‘eau les systèmes redondants de sûreté 59
  • 60. Caractéristiques de lEPR Améliorations importantes de la sûreté Durée de vie technique allongée à 60 ans Rendement thermodynamique élevé 36.7% Taux de combustion élevé (60 GWj/t - U enrichi à 5%) Possibilité dutilisation du combustible MOX Marges prises sur composants 60
  • 61. L’EPR: un réacteur de 3ème génération 61
  • 62. La matière première: le minerai d’uranium Certaines mines (Cigar lake, Canada) contiennent jusqu’à 20% d’uranium dans le minerai. Les mines françaises ne sont plus exploitées (0.1% à 0.4%). Yellowcake L’uranium est très répandu sur terre. 62
  • 63. La matière première: le minerai d’uranium Exploitation d’une mine au NigerCertaines mines (Cigar lake, Canada) renferment plus de 20% d’uranium dans leminerai. Les mines françaises ne sont plus aujourd’hui exploitées (0.1% à 0.4%). 63
  • 64. 62-02 prouvées d’uranium (1. 1. 99) Réserves mondiales Attention, ne comprend pas tout2000 Source : NGÔ CEA - AIE 64
  • 65. 62-01 Réserves d’uraniumRessources classiques connues 130 $/kg d’U 3954 kt 80 $/kg d’U 3002 kt Besoins annuels : 40 $/kg d’U 1254 kt environ 60 ktRessources raisonnablement assurées 130 $/kg d’U 2964 kt 80 $/kg d’U 2274 kt 40 $/kg d’U 916 kt A moins de 80$/kg, une centaineRessources supplémentaires estimées d’années avec la technologie 130 $/kg d’U 990 kt actuelle 80 $/kg d’U 728 kt 40 $/kg d’U 338 kt Plus de 10 000 ans avec des réacteurs à neutrons rapides Source : NGÔ CEA - AEN 65
  • 66. Le prix de l’uranium Cf exposé de Sondes KahouliLe prix de l’uranium a été multiplié par 10 en 4 ans !! 66
  • 67. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 67
  • 68. Le bouillonnement créateur des années 50 (Coffee Shop à Idaho Falls, 1973) 68
  • 69. Les filières nucléaires Critères de sélection Choix du spectre de neutrons Thermique, Epithermique ou Rapide Choix du combustible Uranium, taux denrichissement, autres Forme : oxyde, nitrure, métallique, etc… Choix du modérateur Pouvoir de modération (Z faible), faible absorption neutronique, Large choix de modérateurs (voir tableau des modérateurs) Choix du caloporteur Bon conducteur thermique, grande capacité calorifique, transparence aux neutrons. Large choix de caloporteurs (voir tableau des caloporteurs) 69
  • 70. Des UNGG aux REP : Le Bugey 70
  • 71. Les réacteurs à eau bouillante (REB)Brunswick, GE, 820 MWe 71
  • 72. Analogie Paléontologique 72
  • 73. Évolution« If any species does not become modified andimproved in a corresponding degree with itscompetitors, it will soon be exterminated » Charles Darwin. The origin of species, 1859« Si une espèce ne se modifie pas et ne s’améliorepas au même degré que ses concurrents, elle serarapidement exterminée » 73
  • 74. Le phylum des réacteurs nucléaires 74
  • 75. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 75
  • 76. Neutrons rapides vs neutrons thermiquesLes Réacteurs à Neutrons Rapides :• Pour une ressource inépuisable (le ratio capture/fission est plus favorable pour des neutrons rapides, d’où possibilité de régénérer de la matière fissile en spectre rapide).• Pour réduire les déchets par transmutation des actinides (les actinides sont fissiles aux neutrons rapides) 76
  • 77. Principe de la régénération de matière fissile : Formation d’un noyau de plutonium 239 (fissile) par capture d’un neutron sur l’uranium 238 (fertile).NB : A côté du cycle U238 (fertile) – Pu 239 (fissile), il existe un autrecycle du combustible envisageable : Th 232 (fertile) – U 233 (fissile). Cfexposé de Perrine Guillemin) 77
  • 78. Influence du spectre de neutrons sur la transmutation des actinides 241Am Neutrons lents Neutrons rapides 78
  • 79. Le Cycle RNR vs le cycle REPUn REP-UOX typique (1GWé) a besoin de 150 td’uranium naturel par an et produit 0.25 t deplutonium par an.Un RNR régénérateur de même puissance auraitbesoin de 15 t de Pu (constamment régénérés), etconsommerait seulement ~ 1à 2 tonnesd’Uranium naturel par an.Avec des RNR, le nucléaire peut être durable! 79
  • 80. Les réacteurs à neutrons rapides (RNR) pour l’économie des ressources 150 t/an Unat 1 t/an 238U (U appauvri) 10 t Pu REP 1GWe RNR 1GWe (isogénérateur)Une fois constitué le stock opératoire de Pu, les RNR se satisfont d’un appoint de 238U et peuvent se passer totalement d’uranium naturel 80
  • 81. Régénération de matière fissile dans les réacteurs à neutrons rapides Couverture axiale sup. Réacteur de type Superphénix neutrons neutrons Pu consommé : cœur : 800 kg/an neutronsCouverture neutrons Pu formé : cœur radiale cœur : 640 kg/an CAI+CAS : 160 kg/an CR : 160 kg/an neutrons neutrons Couverture axiale inf. 960 800 640 Taux de régénération = = 1,2 0,8 800 Réacteur iso-générateur surgénérateur sous-générateur Risque de prolifération croissant 81
  • 82. Le Cycle RNR vs le cycle REPUn REP-UOX typique (1GWé) produit 210 Kg deplutonium par an, et 16 kg d’actinides. Le recyclagedu Pu sous forme de MOX permet de stabiliserl’inventaire Pu, mais les actinides ne sont pas brûléset s’accumulent.Un RNR régénérateur de même puissance peutconsommer les actinides qu’il produit.Avec des RNR, le nucléaire peut être plus propre! 82
  • 83. Schéma de principe du cycle « RNR »URANIUM ACTINIDES PF REACTEUR(S) TRAITEMENT 83
  • 84. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 84
  • 85. Systèmes nucléaires du futur : les critères de sélection 5 critères fondamentaux ECONOMIE SURETEEconomiser les ressources Minimiser la naturelles production de Extraire efficacement déchetsl’énergie de la matière Recycler et fissile transmuter les actinides mineurs Réduire les risques de prolifération Brûler le plutonium, avec un cycle du combustible intégré 85
  • 86. 6 concepts innovants à l’étude Closed Fuel Cycle Sodium Fast reactor Closed Fuel Cycle Closed Fuel Lead Fast Reactor Cycle Gas Fast Reactor Once ThroughVery High Temperature Reactor Once/Closed Closed Fuel Cycle Supercritical Water Reactor Molten Salt Reactor 86
  • 87. L’énergie nucléaire : état de l’art, perspectives Les principes généraux La réaction en chaîne et son contrôle Le nucléaire actuellement Le cycle du combustible Sûreté, risques Le parc existant, son fonctionnement, ses performances Filières et générations de réacteurs Les systèmes à neutrons lents vs rapides Le nucléaire du futur De nouveaux critères pour un nucléaire durable Portrait des systèmes nucléaires du futur, ce qu’on peut en attendre, leurs perspectives de développement 87
  • 88. 5 janvier 2006Mais nous devons prendre, en attendant, denouvelles initiatives : de nombreux paystravaillent sur la nouvelle génération deréacteurs, celle des années 2030-2040, quiproduira moins de déchets et exploitera mieuxles matières fissiles. Jai décidé de lancer, dèsmaintenant, la conception, au sein duCommissariat à lénergie atomique, dunprototype de réacteur de 4ème génération, quidevra entrer en service en 2020. 88
  • 89. Le prototype de 4ème génération Inscrit dans la Loi de programme du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs (Article 3) (Le CEA doit) … mettre en exploitation un prototype d’installation avant le 31 décembre 2020; 700 M€ du grand emprunt ASTRID Advanced Sodium Test Reactor for Industrial Developments Enjeux du prototype: Un réacteur capable de transmuter les actinides mineurs (loi du 28 juin 2006) Un réacteur sûr, économique, facile à exploiter et capable de fonctionner àpartir de l’uranium appauvri (4ème Génération) Disposer d’un produit compétitif et innovant pour le marché futur (leadership international et crédibilité nationale) 89
  • 90. Deux filières RNR à l’étude en France Réacteur rapide Sodium Réacteur rapide à gaz • Plus mature • Appelle des ruptures technologiques et des progrès plus importants • Appelle des améliorations (combustible, matériaux, sûreté) techniques substantielles (sûreté, opérabilité, • Techno plus incertaine compétitivité économique) • Plus prometteuse OPTION DE REFERENCE OPTION ALTERNATIVE Thèse X. Ingremeau 90
  • 91. Un réacteur de 4ème génération: le SFR (Rapide refroidi au sodium liquide)Etude de concepts innovants: - Système architecture, conversion, cycle direct ou combiné. - Inspection et maintenance instrumentation spécifique - Matériaux combustible, gaines et structures - Sûreté criticité (cœfficient de vide)(Concept à (Concept boucles) intégré) 91
  • 92. Phenix 92
  • 93. Le calendrier des générations nucléaires Systèmes Réacteurs du futur Réacteurs avancés actuels Premières réalisations1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 Generation I UNGG Generation II CHOOZ REP 900 Generation III REP 1300 EPR Generation IV N4 93
  • 94. La stratégie du développement nucléaire français 1. Etendre la durée de vie du parc actuel (Gen II) 2. Remplacer les réacteurs actuels par des EPR (Gen III) 3. Introduire progressivement des réacteurs de 4ème génération (Gen IV)Parc de réacteurs nucléaires EDF Extension durée de vie Gen IV Parc actuel EPR 1975 2000 2025 2050 2075 94
  • 95. Avantages-inconvénients de l’énergie nucléaireAvantages du nucléaire Inconvénients du nucléaireIndépendance énergétique Lourds investissementsRessource à long terme Peur des radiations (faibles doses)Découplage des prix des matières Sûreté-accidents gravespremières Gestion des déchets ultimesProtection de l’environnement Non-proliférationglobaleLocalisation des emploisBalance des paiementsExportations 95
  • 96. Conclusion• L’énergie nucléaire se développe (on a besoin de tout!)• Un nucléaire durable, économique, propre et sûr est possible 2010 → 2040 Gen III → Gen IV• Les systèmes Gen IV à n rapides et cycle fermé – Permettront de minimiser les déchets – Résoudront le problème des ressources – Allègeront les problèmes de prolifération• De nouvelles applications de l’énergie nucléaire sont envisageables• L’énergie nucléaire est jeune (50 ans). De grands progrès sont possibles• Il faut du temps et de la recherche (internationale!) 96