Bilan des réacteurs de recherche...

2017 Bilan desréacteursde rechercheFrançais

Le Club d’Exploitantsdes Réacteurs estun lieu d’échanges pour l’ensemble des exploitants des réacteurs derecherche français.À ce titre, les informations contenues dans cette plaquette le sont à titre documentaire et non contractuel.

En 2017, l ’AIEA dénombrait dans le monde près de 240 réacteurs de recherche en act iv i té , répar t is dans un peu plus de 50 pays .

Éditorial .................................................................................................................5

Quelques faits marquants 2017 ................................................................... 7

Bilan CER 2017 ................................................................................................... 8

Les réacteurs à faisceaux de neutrons ............................................... 10-11Orphée ......................................................................................................................................................... 12

rhF-ILL ..........................................................................................................................................................16

Les réacteurs d’irradiations technologiques ................................... 18-19OsIrIs ............................................................................................................................................................20

phénIx ..........................................................................................................................................................26

Les réacteurs d’enseignement .............................................................30-31IsIs ................................................................................................................................................................... 32

Azur .............................................................................................................................................................. 35

Les réacteurs de recherche pour la sûreté ..................................... 36-37CAbrI .............................................................................................................................................................38

phébus ........................................................................................................................................................42

Les réacteurs d’études en neutronique .......................................... 44-45éOLe .............................................................................................................................................................. 46

MInerve ......................................................................................................................................................50

MAsurCA ....................................................................................................................................................56

Les nouveaux réacteurs de recherche ..............................................58-59res ................................................................................................................................................................. 60

rJh ..................................................................................................................................................................62

zephYr .........................................................................................................................................................66

Les chefs d’installation .................................................................................68

B I L A N 2 0 1 7 - C L U B D ’ E X P L O I T A N T S D E S R É A C T E U R S D E R E C H E R C H E F R A N Ç A I S - 03

2017Sommaire

Les réacteursde recherche etleurs principalesapplications…

saclay▷ IsIs▷ OsIRIs▷ ORPHÉE

cadarache▷ AZUR▷ ÉOLE▷ MINERVE▷ MAsURCA▷ CABRI

▷ PHÉBUs▷ RJH▷ REs▷ ZEPHYR

GrenOBleRHF-ILL

MarcOulePHÉNIX

04 - B I L A N 2 0 1 7 - C L U B D ’ E X P L O I T A N T S D E S R É A C T E U R S D E R E C H E R C H E F R A N Ç A I S

ÉditorialAprès l’arrêt d’OsIRIs qui a fonctionné pen-dant près de 50 années, c’est désormais les réacteurs ÉOLE et MINERVE qui se sont arrê-tés en fin 2017 avec respectivement 52 et 58 ans de bons et loyaux services au chevet de la qualification expérimentale de nos outils de calcul de neutronique.L’année 2017 a vu également la finalisation des essais de requalification de CABRI et donc son retour sur la scène de la qualification nécessaire aux accidents graves.Malgré ce redémarrage, nous entrons bel et bien, comme le disais très justement mon prédécesseur, dans une période que nous pouvons assimiler au « Pot au noir » dans l’at-tente du redémarrage de MASURCA, puis du démarrage du Réacteur Jules Horowitz voire du réacteur ZEPHYR.Les outils expérimentaux étant essentiels pour le déroulement des programmes de recherche, cette période transitoire doit être utilisée de manière optimale afin de maintenir les com-pétences des expérimentateurs et exploitants. Le club des exploitants des réacteurs a en par-tie cette mission en facilitant le dialogue et les échanges entre toutes les installations de réacteurs de recherche en France quel que soit son état de fonctionnement (en projet, en construction, en démarrage, en fonction-nement ou à l’arrêt).Cette année 2017 est également une année transitoire pour le CER, car il a vu le départ de son Président Jérôme Estrade après pra-tiquement 10 ans à sa tête. Au nom de l’en-semble des membres de ce club, je tiens à lui rendre hommage et à le remercier pour son implication jamais démentie et de son dyna-misme que nous avons tous apprécié durant ces années.À l’international, la 18ème conférence, IGORR, (International Group Operating Research Reactors était organisée cette année à Syd-ney Australie) du 3 au 7 décembre 2017. Cette conférence a été couplée avec un workshop AIEA dédié aux réévaluations de sûreté des réacteurs de recherche suite à l’accident de Fukushima-Daiichi.

Ce workshop basé sur les mesures de sûreté prises par les exploitants suite à cet accident a été très instructif et a souligné notamment un écart entre les « exigences » de la NRC amé-ricaine et celles des autorités de sûreté euro-péennes notamment allemandes et françaises ainsi que coréennes et japonaises.On notera le dynamisme des concepteurs de réacteurs de recherche argentins d’INVAP et Coréens de KAERI pour leur proposition de réacteurs de recherche « multi-purposes » dans la gamme de puissance 5-15 MW.Du côté des russes ROSATOM et des chinois du CNNC, on notera un dynamisme affiché et un renfort de leur présence à l’international avec de nombreux projets.Concernant nos collègues Américains, un important marketing est organisé suite au redémarrage du réacteur de recherche TREAT dédié aux accidents graves.Par ailleurs, les concepteurs de réacteurs de recherche se tournent vers les nouveaux ré-acteurs nucléaires du type SMR pour « Small Modulator Reactor », qui d’après la définition de l’Agence Internationale de l’Énergie Atomique (AIEA) sont des réacteurs compacts dont la puissance ne dépasse pas les 300 MW.Enfin, le premier label ICERR (International Centers based on Research Reactor), obtenu par le CEA (France), autour des installations réparties sur Saclay et Cadarache dont le RJH, suscite de nombreuses demandes de forma-tion de la part d’actuels et de futurs partenaires étrangers.Les années à venir vont, à travers la réalisation des essais dans CABRI, du fonctionnement d’ORPHÉE et de l’ILL, du démarrage du RES, et enf in du RJH, continuer de donner de la visibilité à nos programmes de recherche. Avec nos outils expérimentaux, et nos partenariats de plus en plus internationaux, nous devrions sans aucun doute, rester un acteur important à l’international.

À suivre…

2017 : une période transitoire


Jean-Pierre ChauvinPrésident du Cer

Marie noëlle paoliassistante Cer

Les réacteursde recherche etleurs principalesapplications…

azur 35

caBri 38

éOle 46

isis 32

Masurca 56

Minerve 50

Orphée 12

Osiris 20

phéBus 42

phénix 26

res 60

RHF-ILL 16

rJh 62

zephyr 66

Médecine

Irradiation matériaux

Irradiationcombustibles

Applications industrielles

structure de la matière

Études de sûreté

NeutroniqueFormationNeutrono-

graphieD é fe n s e Nationale


2017Faits marquantsazur500 divergences réparties sur 106 jours en phase nucléaire. Recette de cœurs pour les bâtiments à propulsion nucléaire de la marine nationale, formation et la qualification à la conduite de l’installation de personnels AREVA TA et formation sur réacteur de personnels de la Marine Nationale

caBriEssais neutroniques à haute puissance, per-mettant de valider les paramètres cinétiques du cœur et de régler les paramètres du circuit He3 et du système de séquençage associé avec la réalisation de 66 pulses. Ces essais ont marqué le point final de la rénovation et de la requalification de l’installation.

éOleFin du programme EPILOGUE, en soutien d’une part aux études d’instrumentation in-core, et d’autre part, à l’effet du chargement de poisons consommables de l’EPR.Arrêt définitif au 21 décembre 2017.

isis44 jours de fonctionnement qui ont permis 28 séances de TP (pour environ 162 stagiaires, 9 journées d‘irradiations expérimentales (ir-radiation de microparticules de Co59, qualifi-cation des chaines grandes dynamiques des REP, essais des détecteurs de démarrage du RES, test de CF à haute température pour ASTRID…) et 7 journées de fonctionnement pour usage interne dont en particulier les tests de bon fonctionnement et les vérifications des paramètres de sûreté.

MasurcaEtudes neutroniques permettant d’affiner la configuration du programme GENESIS en soutien à la qualification de l’OCS neutronique pour ASTRID se sont poursuivies dans le cadre du réexamen de sûreté et de rénovation de l’installation, la vérification de la conformité de

la taque de suspension des assemblages du cœur a été mesurée suite au déchargement total des 209 barres écrans et à la mesure de la déformée de cette taque.

MinerveDéroulement du programme PANORAMIX destiné à améliorer la connaissance de la perte de réactivité du MOX au cours du temps dû à la décroissance du Pu241 en Am 241.En parallèle de nombreux fonctionnement pour les tests et la qualification d’instrumen-tations innovantes.Arrêt définitif au 21 décembre 2017.

Orphée120 jours de fonctionnement. Production de 700 kilos de Silicium Dopé et de 35 tubes de radioéléments artificiels.

Transmission du DOR pour le 3ème réexamen de sûreté. Le laboratoire Léon Brillouin a réussi à mener à bien un nombre élevé d’expé-riences, notamment sur les mesures couplées RMN et neutrons sur les liquides ioniques ainsi que sur les propriétés magnétiques des maté-riaux multiferroîques par diffraction neutron.

OsirisL’année 2017 a été consacrée à la réalisation d’opérations préparatoires au démantèle-ment (OPDEM) du réacteur. On notera plus particulièrement la réalisation de l’OPDEM renforcement de la 3ème barrière permettant de garantir la totale intégrité de cette barrière et de rejoindre l’état initial stabilisé de l’ins-tallation considéré dans le dossier de DEM.

phéBusPoursuite des opérations de diminution du terme source de l’installation. Réalisation du dossier de réexamen de sûreté et préparation du dossier de démantèlement.

phénixPoursuite du démantèlement des assem-blages irradiés et traitement des capsules et assemblages expérimentaux dans le cadre du trésor Phénix pour le programme ASTRID. Début du second œuvre (génie civil) de la future installation de traitement du sodium NOAH. Rénovation du circuit d’eau brute, de la centrale afin de fiabiliser et pérenniser le ré-seau. Traitement de l’échangeur intermédiaire ‘G’, avec perçage et retrait du fond bombé.

resRéalisation d’essais complémentaires en inactif à chaud, notamment des essais en vapeur de l’ilot machine avec remise en service des équipements sous cocon depuis 2014, permettant de minimiser les risques d’aléas entre la divergence du réacteur et la marche en puissance.Réalisation d’un exercice de déclenche-ment du PUI puis du PPI sur situation accidentelle simulée.

rhF1 cycle a été réalisé en 2017, correspondant à 48 jours de fonctionnement pour des activités de recherches scientifiques. Finalisation des actions liées aux ECs.

rJhPoursuite de la réalisation de la piscine réac-teur et des bâtiments auxiliaires. Exploitation provisoire de l'usine électrique (IRE) et du pont polaire du bâtiment réacteur, des ponts du bâtiment des annexes nucléaires. Lancement de la fabrication des premiers combustibles pour le coeur de démarrage.

zephyrPoursuite de la définition de la future instal-lation. Recherche de partenariat français et étranger. Organisation de nombreux sémi-naires scientifiques dans les cadres nationaux et internationaux


Le Club des Exploitants de Réacteurs (CER) est un lieu d’échanges pour l’ensemble des exploitants des réacteurs de recherche fran-çais en activité.

Ces réacteurs appartiennent en majorité au Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA²), sur les centres de Saclay, de Cadarache et de Marcoule. Le Club comprend également le réacteur RHF de l’ILL à Grenoble ainsi que les réacteurs du groupe AREVA. Ils mobilisent de manière directe un personnel hautement qualifié d’environ 1 700 personnes réparties sur tous ces sites. Depuis, fin 2012, le CER accueille un représentant de l'exploitant EDF ce qui permet entre autres de bénéficier d’un plus large retour d’expé-rience. Fin 2014, le CER a accueilli le projet ZEPHYR, projet de nouvelle maquette critique du CEA, dédiée aux études neutroniques et à la formation.

Tous les types d’états d’installation sont re-présentés dans ce club ; ceci constitue ainsi un lieu permettant de partager l’ensemble des problématiques d’exploitation depuis la conception jusqu’au démantèlement.

Parmi ces installations, on note :•en projet : ZEPHYR,• en construction : RES et RJH,• en exploitation : ISIS, ORPHÉE, HFR/ILL, ÉOLE,

MINERVE et AZUR,• en rénovation : CABRI et MASURCA,• à l’arrêt, en attente d’assainissement : PHÉBUS,

et OSIRIS,• à l’arrêt, en phase d’assainissement et avant

démantèlement : PHÉNIX, PAT et RNG.

Les objectifs assignés à ce club, sont :• le partage du retour d’expérience sur l’exploi-

tation, les incidents et les problèmes tech-niques rencontrés,• la comparaison entre installations sur les per-

formances et sur les questions de sûreté et de sécurité,• la connaissance des installations (visites

techniques),• les échanges sur les difficultés rencontrées

dans l’application de nouvelles recommanda-tions ou réglementations, ainsi que dans les inspections,• les propositions pour des actions communes

de formation des personnes d’exploitation,• les partages techniques pour avis de l’un de

ses membres,

vue Panoramiquedepuis le dôMe de l’ill


2017Bilan CER

Le Cer réuni à La CentraLede FLamanviLLe les 14 et 15 juin 2016

Le Cer réuni à l'arsenal de toulon les 9 et 10 juin 2015

Le Cer en visite à La CentraLe edF de triCastin en oCtobre 2012


Le club répond aux objectifs qui lui sont assi-gnés à travers des séminaires d’échange qui sont également l’occasion de présentations des différents faits marquants sur chaque installation, avec notamment une présen-tation de certains incidents riches en retour d’expérience.

À travers les exposés des faits marquants, la mise en place du nouvel arrêté INB de 2012, les projets ou nouvelles décisions de l’ASN portant sur le contenu des futurs Règles Générales d’Exploitation et des Rapports de Sûreté, la réalisation des études incendie, les suites des études complémentaires de sûreté de certains de nos réacteurs, consécutives à la prise en compte du retour d’expérience de l’accident de Fukushima, et, en particulier, sur la défi-nition des exigences associées aux « noyaux durs » sont évoqués.

En conclusion, ces rencontres périodiques sont un lieu privilégié où les problématiques liées à l’exploitation sont partagées ; l’édition du bilan annuel du CER constitue également un vecteur important de communication sur les activités et l’utilisation de nos moyens expérimentaux.

01Les réacteurs à faisceaux de neutrons



les neutrons, comparés aux rayons X , fa isceaux d’électrons ou de lumière , présentent une caractérist ique part icul ière : sans charge électrique, i ls pénètrent profondément dans la plupart des matériaux. C ’e s t a i n s i q u e d e l a rg e s é ch a n t i l l o n s d e p ro d u i t s s e m i - f i n i s o u même de composants peuvent subir un examen neutronique. aucun traitement préalable de surface n’est nécessaire et les examens ont un caractère non destructif .Les applications se situent dans des domaines très variés comme : - la mobil ité des molécules organiques dans les sols , - l ’optimisat ion des propriétés magnétiques de matériaux mult i -

couches, - la mise au point de produits bioactifs régénérants pour la croissance

des os, - l ’étude des propriétés des nanotubes de carbone, - l ’étude de corrélations magnétiques dans les supraconducteurs, - l ’étude de surfactants, - la cr istal lographie et les modif icat ions sous contrainte/mesure

des contraintes résiduel les , - la mise au point de nouveaux polymères, - le support général aux nanotechnologies, - etc .

PRÉSENTATIONL’Installation Nucléaire de Base n° 101 est constituée du réacteur expérimental ORPHÉE, d’une puissance thermique de 14 MW et du Laboratoire Léon Brillouin (LLB) qui rassemble des chercheurs du CNRS et du CEA dans le domaine de la spectrométrie neutronique.

Cette installation est implantée sur le Centre de sACLAY.Le réacteur ORPHÉE a été construit entre 1976 et 1980 et a divergé le 19 décembre 1980. Sa conception prend en compte l’expérience accumulée par le CEA et TECHNICATOME (chargé du contrôle de la qualité de la réalisa-tion) dans la construction d’autres réacteurs de recherche (SILOE, OSIRIS, RHF...).

Il s’agit d’un réacteur spécialement conçu pour la production de faisceaux de neutrons thermiques destinés principalement aux ex-périmentateurs du LLB. L’utilisation des neu-trons est une technique qui permet d’obtenir des renseignements que ne donne aucune autre méthode.La diffraction neutronique permet l’étude de la structure des matériaux et du magnétisme jusqu’à l’échelle atomique (par diffusion élas-tique des neutrons). La spectroscopie neutro-nique est utilisée pour l’étude des excitations dans la matière condensée (par diffusion iné-lastique des neutrons). Ces méthodes com-plémentaires des rayons X permettent par ailleurs de visualiser des atomes légers (hydro-gène, carbone) au milieu d’atomes lourds, par exemple au sein des structures métalliques.

ORPHÉE possède également, sur un des fais-ceaux de neutron, un dispositif permettant de faire de la neutronographie (ou radiographie


ORphÉELe réacteur Orphée

orPhée

principales caractéristiques du réacteur orPhée• réacteur de type piscine• Caloporteur : eau légère• réflecteur : eau lourde• Puissance thermique : 14 mW• Flux thermique max en réflecteur : 3.1014

n.cm-2.s-1

• hauteur fissile du cœur : 90 cm• vitesse d’écoulement en cœur : 7,5 m/s• Combustible : ualx avec u enrichi• durée de cycle : 100 JePP• taux de combustion moyen : 30 % au

déchargement• 2 sources froides (20 K), 1 source chaude

(1 400 K)• 9 canaux horizontaux, 20 faisceaux de

neutron• 9 canaux d’irradiation verticaux• 26 aires expérimentales

aux neutrons). Cette méthode est utilisée pour plusieurs applications industrielles et notam-ment pour la technique spatiale.

Enfin, des dispositifs d’irradiation verticaux, généralement situés dans le réflecteur, permettent :• la fabrication de radioéléments artificiels pour

des applications médicales ou industrielles,• l’analyse par activation pour la médecine,

l’archéologie, la chimie, la biologie, etc.,• l’irradiation d’échantillons divers en vue de la

fabrication de produits d’application indus-trielle (ex : silicium dopé par transmutation nucléaire)

BILAN 2017L’année 2017 est marquée par le passage à un fonctionnement à 120 jours de fonctionnement/an. Aucune opération de maintenance lourde n’a eu lieu. Les opérations de maintenances préventives se sont déroulées tout au long de l’année.


le laboratoire léon Brillouinle laboratoire léon Brillouin a pu mener à bien un nombre important d’expériences aussi bien en interne qu’avec les 268 expérimentateurs extérieurs accueillis durant cette période. parmi les résultats scientifiques marquants de 2017, on peut signaler les mesures couplées rMn et neutrons sur les liquides ioniques confinés réalisées avec drF/iramis/nimbe sur les spin-echo G1bis et sur la ligne d’imagerie G3bis. elles suggèrent que le confinement unidimensionnel est une voie prometteuse pour accroître significativement la conductivité de ces systèmes qui sont des candidats à fort potentiel pour améliorer les capacités de stockage et la sécurité des batteries.

Cuve à eau lourde

Faisceau deneutronCœur du

réacteur

Source froide

Vue éclatée du bloc pile


intérieur du bidon de déteCtion de Pa20 : au preMier plan le déteCteur grands-angLes, et au Fond du bidon, Le déteCteur Petits-angLes.


Le réacteur a produit 700 kg de silicium dopé et 35 tubes de radioéléments artificiels.1696 clichés ont été réalisés en neutronographie.

Le dossier d’orientation pour le 3emé réexamen d’Orphée a été transmis en septembre 2017. La déclaration de l’arrêt de fonctionnement du ré-acteur Orphée a été transmise aux autorités fin 2017 annonçant cet arrêt à fin décembre 2019.

Concernant les développements instrumen-taux du LLB, l’année 2017 a été marquée par la livraison et les premiers tests de Wave sur l’instrument 6T2. Wave est un aimant supra-conducteur innovant développé en partenariat avec DRF/Irfu et financé par un contrat ANR. Il permet d’obtenir un champ magnétique d’une direction quelconque, allant jusqu’à 1 t, dans un volume échantillon d’une di-zaine de centimètres cubes et présentant une grande ouverture angulaire pour réali-ser des expériences de diffraction de neu-trons pour la détermination des structures magnétiques complexes.

Le laboratoire Léon Brillouin a pu mener à bien un nombre important d’expériences aussi bien en interne qu’avec les 268 expérimenta-teurs extérieurs accueillis durant cette période. Parmi les résultats scientifiques marquants de 2017, on peut signaler les mesures couplées RMN et neutrons sur les liquides ioniques confinés réalisées avec DRF/Iramis/Nimbe sur les spin-echo G1bis et sur la ligne d’imagerie G3bis. Elles suggèrent que le confinement unidimensionnel est une voie prometteuse pour accroître significativement la conducti-vité de ces systèmes qui sont des candidats à fort potentiel pour améliorer les capacités de stockage et la sécurité des batteries.

Un travail remarquable a également été ef-fectué sur les propriétés magnétiques des matériaux multiferroïques dans lesquels nous avons démontré par diffraction de neutrons sur G41 l’existence de 2 sous-réseaux magné-tiques découplés.

déChargement éLément CombustibLe

aCCumuLateur Lithium dont La ConduCtivité ionique est guidée Par une membrane de nanotubes aLignés. une teLLe ConFigura-tion Favorise La diF-Fusion ionique (d’un FaCteur 3 Par raPPort au Liquide ionique non ConFiné).

(a) diFFraCtion de neutrons sur poudre (dnP) d’un ComPosé LudWigite : Fe3-xmnx-bo5. diFFérents PiCs magnétiques aP-Paraissent à deux temPératures : tn1 et tn2. CeLa suggère La PrésenCe de deux sous-réseaux magné-tiques déCouPLés. (b) struCtures ma-gnétiques obtenues aPrès aFFinement des données de dnp. en dessous de tn1, L’ordre magnétique CorresPond à un arrangement unique-ment sur L’éCheLLe 3LL1. en dessous de tn2, la deuxième éCheLLe, 3LL2, s’ordonne indépen-daMMent, Montrant le CaraCtère déCouPLé des deux éCheLLes magnétiques.

Livraison de L’aimant Wave sur 6t2 et début des preMiers tests


PRÉSENTATIONL’Institut Laue-Langevin (ILL) est la première installation mondiale de recherche neutro-nique. Il exploite un réacteur : le RHF (Réacteur à Haut Flux), source de neutrons, la plus intense au monde, et délivre des faisceaux de neutrons à près de 40 instruments scientifiques de haute technologie. Grâce à son élément combustible unique et très compact et à ses conditions thermohydrauliques très favorables, le réacteur délivre un flux de neutrons thermiques de 1,5 ×1015 n.cm-2.s-1 pour une puissance ther-mique de 58.3 MW. L’ILL est géré par la France, l’Allemagne et le Royaume Uni. Il a conclu des partenariats scientifiques avec 11 autres pays européens (Autriche, Belgique, Danemark, Espagne, Hongrie, Italie, Pologne, République

Tchèque, Slovaquie, Suède, Suisse) et l'Inde. L’ILL forme, avec le Synchrotron voisin (ESRF), un complexe unique au monde pour l’explo-ration de la matière. L’ILL met ses services et son expertise à la disposition des scientifiques du monde entier. Chaque année, l’Institut at-tire 1 200 chercheurs de plus de 40 pays. La recherche est centrée surtout sur la science fondamentale dans de nombreux domaines : biologie, chimie, matière molle, physique nu-cléaire, science des matériaux, etc.Sur plus de 1 500 propositions d’expérience reçues chaque année, 800 environ sont sélec-tionnées pour leur excellence par un comité scientifique international. Le nombre d’expé-riences est limité par le temps de fonction-nement du réacteur produisant les neutrons, et par le nombre d’instruments à disposition.Aujourd’hui les recherches faites à ILL génèrent plus de 600 publications annuelles, dont quelques 150 dans des journaux à fort impact.

BiLan 2017exploitation du réacteurUn seul cycle réacteur a été réalisé en 2017 avec un seul élément combustible, représentant un total de 48 jours d’activités à but scientifique.

N° cycle

Début de cycle

Fin de

cycle

N° de jours de fonctionne-

ment

N° de jours planifiés

Puissance (MW)

N° d’arrêts

imprévus

181 19/01/17 08/03/17 48 48 55,8 0

Le cycle réacteur a été réalisé sans incidents.

RhFL’ Ins t i tu t Laue-Langev inLe réacteur à Haut F lux (rHF)

PassereLLe d'aCCès au Centre de Crise dePuis Le bâtiment réaCteur

principales caractéristiques du réacteur rhF/iLL• réacteur de type pile-piscine• Caloporteur : eau lourde• réflecteur : eau lourde• Puissance thermique : 58 mW• Flux thermique max en réflecteur :

1,5x1015 n.cm2.s-1

• Combustible : ualx avec u enrichi• durée de cycle : ≃50 jours• 2 sources de neutrons froids,

1 source de neutrons chauds• 19 faisceaux de neutrons• 40 aires expérimentales

L’arrêt hivernal a permis de réaliser un impor-tant travail de maintenance :•Vidange et nettoyage du bassin de pompage ;•Mise en place du bouclier de protection de la

cheminée 45 m ;•Remplacement préventif des batteries des

circuits de sauvegarde ;•Maintenance des clapets de convection na-

turelle (CN1/CN2/CN3/CN4) et casse-siphon (maintenance bisannuelle) ;•Maintenance des onduleurs réseau NS ;•Qualification de nouvelles pompes pour le

circuit de refroidissement à l’arrêt avec leurs nouveaux paliers.

Considérant le temps nécessaire à l’AsN et à son support technique pour livrer l’auto-risation requise pour les nouveaux circuits d’arrêt d’urgence, cette période a été mise à profit pour réaliser des opérations de grande envergure en 2017 :• Transfert de PCS2 à PCS3 pour permettre le

démantèlement du PCS2 ;• Mise en service du circuit d’eau souterraine de

secours et sa connexion avec le système de re-noyage ultime du cœur ;• Mise en service du circuit complémentaire

d’arrêt du réacteur en cas de séisme ;• Mise en service du système de coupure d’ali-

mentation électrique automatique en cas de séisme ;• Mise en service de la vanne automatique

sur le circuit secondaire pour garantir le confinement ;• Mise en service du système de pressurisation

de l’espace annulaire séismique ;• Mise en service du laboratoire de surveillance

radiologique de secours ;


équiPement interne d'un Puit du CirCuit d'eau de nappe

• Construction d’un système de sas pour l’en-trée de camions ;• Renforcement de la colonne de manutention

du combustible et du support de mainte-nance pour résister à un séisme extrême ;• Remplacement de trois guides à neutrons et

évacuation d’un quatrième guide ;• Maintenance lourde sur le premier diesel

de secours.Le programme post-Fukushima est doréna-vant terminé, son objectif étant de garantir la sûreté du réacteur au-delà des codes de conception, même dans le cas du cumul d’un séisme extrême et d’une inondation extrême suivant une rupture de barrage.

Des études et des travaux importants ont été réalisés dans le cadre de la réévaluation de sû-reté décennale soumise à l’ASN le 2 novembre 2017 et actuellement en instruction :• Rapport de réévaluation de sûreté• Rapport de conformité réglementaire• Rapport de conformité des équipements mé-

caniques importants• Rapport de conformité des systèmes de

contrôle-commande importants• Rapport de démantèlement• Mise à jour du rapport de sûreté• Mise à jour des règles générales d’exploitation• Mise à jour du plan interne d’urgence• Nombreuses démonstrations en appui à la ré-

évaluation de sûreté• Nombreux contrôles sur le terrain et vérifica-

tions de « livres de bord » en soutien à la dé-monstration de la conformité.

En conclusion, le rapport de réévaluation de sûreté déf init les travaux nécessaires pour respecter les dernières normes de sûreté en vigueur applicables aux nouvelles installa-tions. Le volume de travail découlant de cette mise à niveau reste limité grâce aux renforce-ments réalisés lors de notre programme de rénovation (2002 à 2007) et aux modifications apportées en conformité avec le programme post-Fukushima entre 2012 et 2017.

programme Krc (composants clés du réacteur)L’objectif du programme KRC est de mettre à niveau ou de remplacer certains composants clés du réacteur afin de garantir sa fiabilité dans les années à venir. Lancé en 2005, ce programme est toujours en cours.

Principauxtravauxplanifiésen2018:Opérations de maintenance :•Maintenance lourde sur le deuxième diesel

de secoursTravaux sur les composants clés du réacteur :•Remplacement d’une barre de sécurité•Remplacement de guides à neutrons H4

et H10

02Les réacteurs d’irradiations technologiques



Les instal lat ions d’ irradiation, grâce aux neutrons générés dans le Cœur de leur réacteur mais qui y restent conf inés, permettent des applications dans des domaines aussi variés que :• la r&d (recherche et développement) : - études des matériaux de structure des instal lat ions nucléaires

actuel les et cel les du futur ainsi que leur tenue dans le temps, - études de la tenue des combustibles des instal lat ions nucléaires

actuel les et conception de ceux du futur, - études sur la transmutation des produits de f ission à vie longue

et/ou des actinides mineurs pour améliorer la gestion des déchets nucléaires,

• la médecine (production de radio- isotopes ut i l isés pour certains examens médicaux et certaines thérapies) ,

• l ’ industrie électronique (dopage de si l ic ium).


PRÉSENTATIONImplanté sur le centre CEA de saclay, Osiris est un réacteur de recherche, de type piscine à cœur ouvert où l’eau joue le rôle de modérateur, de fluide caloporteur et de protection biolo-gique. Sa puissance thermique est de 70 MWth. Autorisé par décret du 8 juin 1965, OSIRIS a di-vergé en 1966 et atteint sa puissance maximale en 1968. La décision de mise à l’arrêt du réacteur, prise lors du Comité de l’énergie atomique du 9 décembre 2013, a été confirmée en juillet 2014 et son arrêt définitif de fonctionnement est in-tervenu le 16 décembre 2015.

MIssIONsLes missions d’Osiris ont été de réaliser des ir-radiations technologiques de matériaux et de combustible nucléaire pour les besoins de l’in-dustrie nucléaire ou ceux de la recherche. Elles ont permis d’améliorer encore la connaissance des matériaux et combustibles utilisés au-jourd’hui et de développer ceux qui seront uti-lisés dans les centrales nucléaires du futur. Les irradiations étaient effectuées dans des disposi-tifs expérimentaux (boucles et capsules) placés, par le dessus, dans des emplacements réservés à cet effet soit directement dans le cœur, soit à la périphérie.Osiris a permis également :• la production de radioéléments à usage médi-

cal ou industriel,•la production de silicium dopé pour les be-

soins de l’électronique de puissance,• l’analyse par activation neutronique.

Il est muni d’une installation immergée de neutronographie et d’un banc de spectro-métrie gamma.

Après l’arrêt définitif de fonctionnement du réacteur OSIRIS, survenu fin 2015, l’arrêt définitif de fonctionnement du réacteur ISIS surviendra au plus tard en mars 2019. Cette date correspond à la date anniversaire du précédent réexamen de sûreté décennal de l’INB 40, à l’issue duquel l’ASN avait donné un avis favorable à la poursuite de fonctionnement du réacteur IsIs jusqu’en 2019. En conséquence, c’est la totalité de l’INB

OSiRiSLe réacteur OSIRIS

osiris en FonCtionnement

principales caractéristiques du réacteur osiris• réacteur de type pile-piscine• Cœur compact :

57 × 57 × 60 cm• Combustible :

▷ 38 éléments standards▷ 6 éléments avec hafnium

comme absorbant▷ plaques u3 si2 al (enrichies à 19,75 %)

• modérateur, refroidissement et protection biologique : h2o

• Puissance thermique : 70 mW• Flux de neutrons max :

▷ rapide (e>0,1 mev) : 4,5 ×1014 n.cm-².s-1

▷ thermique : 3 ×1014 n.cm-².s-1

40, qui comprend les réacteurs OsIRIs et IsIs, qui sera mise à l’arrêt en mars 2019.Conformément au code de l’environnement qui préconise que l’annonce de l’arrêt définitif d’une installation doit être effectuée deux ans au moins avant la date d’arrêt prévue d’une installation, le CEA en a fait la déclaration, fin mars 2017, au ministre chargé de la sûreté nucléaire ainsi que l’AsN, déclaration qui sera portée à la connaissance de la commission locale d’information des installations nucléaires du plateau de saclay et mise à disposition du public par voie électronique.

embaLLage de transPort tn-Mtr utilisé pour Le CombustibLe irradié

opération sur éChantiLLon en CeLLuLe bLindée

La déclaration d’arrêt a été accompagnée de l’envoi de la mise à jour du plan de démantè-lement de l’INB 40, qui présente et justifie la stratégie de démantèlement retenue, ainsi que les principes et dispositions générales adoptées pour le mener à bien. Le plan de démantèle-ment décrit et justifie également l’organisation prévue, les opérations préparatoires à effectuer dans le cadre du référentiel actuel de fonction-nement, les différentes étapes et travaux de dé-mantèlement, l’estimation des quantités de dé-chets et leurs modalités de gestion, ainsi que les méthodes d’assainissement retenues jusqu’à l’obtention de l’état final visé.L’étape suivante sera, en 2018, l’envoi de la de-mande et du dossier de démantèlement pour instruction par la mission sûreté nucléaire et ra-dioprotection, l’ASN et l’IRSN, en vue de l’obten-tion du décret de démantèlement de l’INB dont la publication est visée à l’horizon 2022.

BILANL’année 2017 a été la deuxième année faisant suite à l’arrêt de fonctionnement du réacteur OsIRIs. Elle a été consacrée à la réalisation d’opérations préparatoires au démantèlement (OPDEM) du réacteur OSIRIS.

programme des opérations préparatoires au démantèlementConformément au guide n° 6 de l’ASN, les OPDEM sont des opérations compatibles avec le décret d’autorisation de création de l’INB et avec le réfé-rentiel de sûreté en vigueur, qui visent en priorité à évacuer les matières dangereuses ou radioactives présentes dans l’installation et à préparer les futures opérations de démantèlement. Après échanges avec l’ASN, le programme des OPDEM d’OSIRIS inclut les opérations suivantes :

•l’évacuation de substances radioactives dans le but de réduire le terme source de l’installation :- évacuation des combustibles nourriciers irra-

diés des réacteurs OsIRIs, IsIs et ORPHÉE et évacuation de la partie combustible des élé-ments de commande ;

- évacuation des cibles non irradiées (MOLFI) ;- évacuation de combustibles expérimen-taux et exotiques, (dont les crayons lithium), de maquettes d’élément combustible et d’une barre de commande non conforme non irradiée ;

- évacuation des sources radioactives et chambres de fission sans emploi.

•l’évacuation ou la neutralisation de substances dangereuses ou calorifiques :- neutralisation et évacuation du NaK actif ;- évacuation de NaK inactif ;- évacuation des fluides utilisés pour l’expérience

NUCIFER et de son détecteur ;- dépose et évacuation d’équipements amiantés

internes aux tours aéroréfrigérantes et du matériel associé ;

aéroréFrigérant osiris

CeLLuLe aéroréFrigérant osiris


- dépose et évacuation des hydrocyclones et des équipements associés sous réserve de la confirmation d’un risque amiante ;

- mise en service à l’extérieur du bâtiment 633 d’un groupe électrogène de secours de puissance adaptée en remplacement des groupes électrogènes de secours actuels, avec la vidange du fioul et de l’huile des groupes diesel.

•la modification, l’adaptation ou la rénovation de réseaux d’utilités (électricité, fluides…) :- optimisation des onduleurs ;- optimisation des tronçons d’alimentation

électrique.

•la mise en ordre de l’installation :- réduction et renforcement de la deuxième

barrière (mise en place de tapes pleines sur les circuits et évacuation des parties sous eau de ces circuits) ;

- renforcement de la troisième barrière (mise en place de fonds bombés soudés sur le cir-cuit secondaire pour isoler le circuit secon-daire du circuit primaire ;

- démontage et évacuation des dispositifs ex-périmentaux :

▷ découpe des dispositifs expérimentaux et des parties en pile ;

▷ démontage et évacuation des parties à terre des dispositifs expérimentaux (case-mates, contrôle commande, fluides, circuits de fluides…) ;

▷ démontage et évacuation d’équipements expérimentaux situés en piscines ;

▷ démontage et évacuation des circuits ac-tifs des hydrauliques ;

▷ dépose du réseau ventilation des effluents gazeux des expériences.

- découpe et évacuation d’anciennes pièces actuellement entreposées, dont l’ancien bloc-pile démonté en 2001 ;

- dépose d’équipements autres qu’expérimen-taux situés en piscines ;

- dépose et évacuation du matériel de travail en canal 1 ;

- découpe des conteneurs étanches, des pa-niers d’entreposage des éléments combus-tibles inutiles, des perches de manutention inutiles et du support plumier inutile.

•la préparation des opérations de démantèle-ment (aménagement de locaux, installation d’équipements nécessaires au démantèle-ment…) :- réalisation des travaux préparatoires à la

construction d’une nouvelle enceinte de conditionnement des déchets irradiants (ECODI) :

▷ dépose de la cuve BF9 et des équipe-ments associés ;

▷ dévoiement de la partie des effluents ga-zeux des expériences transitant à l’extérieur du bâtiment 633 et dépose des anciennes gaines dans la galerie extérieure ;

▷ dépose des circuits inactifs des hydrau-liques ;

▷ dépose du GUS et de ses équipements ; ▷ déconstruction des massifs bétonnés et

des locaux GUS et 633C.- construction d’une nouvelle enceinte de

conditionnement des déchets irradiants ;- réalisation des travaux préparatoires à l’amé-

nagement d’un atelier de découpe et de conditionnement des déchets TFA et FMA-VC et d’une aire de caractérisation, d’entrepo-sage et d’expédition :

▷ dépose et l’évacuation de l’atelier méca-nique situé dans le local des ateliers chauds ;

▷ dépose des GE du local diesel ainsi que des équipements associés.

- aménagement d’un atelier de découpe et de conditionnement des déchets TFA et FMA-VC et d’une aire de caractérisation, d’entrepo-sage et d’expédition.

•la caractérisation de l’installation (réalisation de cartographies radiologiques, notamment sur la base de prélèvements intrusifs ou destruc-tifs, collecte d’éléments pertinents en vue du démantèlement).

Par ailleurs, un « chantier école » est envisagé dans le cadre de la préparation au démantè-lement. Il comprend la dépose et l’évacuation des équipements d’une des casemates cœur (échangeur, tuyauteries, pompes) d’OSIRIS.


osiris maChine de déCouPe sous eau

Compte tenu de l’arrêt définitif du réacteur osiris à la fin de l’année 2015, le fonctionnement du circuit secondaire de refroidissement de ce réacteur n’est plus nécessaire. dans un premier temps, les dispositions habituellement mises en place dans le cadre des arrêts longs pour main-tenance du réacteur osiris ont été appliquées : vidange et nettoyage des bassins des tours aéroré-frigérants (tar), fermeture des vannes d’entrée et sortie des échangeurs côté secondaire et vidange de la partie secondaire des échangeurs du circuit de refroidissement du cœur.dans cette situation, pour assurer la surveillance de l’étanchéité de la 2ème barrière de confinement constituée par les tubes des échangeurs, la vanne de vidange de l’échangeur côté secondaire est maintenue ouverte et le système de détection de fuite en casemate permet alors la détection de toute éventuelle fuite au niveau de ces tubes. La troisième barrière de confinement est alors assurée par un double isolement constitué, d’une part par la fermeture des vannes d’entrée et sor-tie des échangeurs côté secondaire, d’autre part par les siphons en eau situés sur les collecteurs secondaires à l’extérieur du hall pile.Cependant, les vannes (12 vannes en parallèle) ne permettent pas de garantir une étanchéité à l’air compatible avec le taux de fuite de l’enceinte et les siphons ne sont pas équipés de dispositifs de surveillance permettant de prévenir une dé-gradation de leur remplissage liée à l’évapora-tion. Ces dispositions ne peuvent donc pas être conservées de façon pérenne. C’est pourquoi il a été décidé de mettre en place un dispositif ro-buste d’isolement du circuit secondaire d’osiris visant à garantir totalement l’intégrité de la 3ème barrière de confinement. La modification s’est inscrite dans le cadre des opérations de renforce-ment de la sûreté de l’installation dans la situation d’arrêt de longue durée du réacteur osiris. elle s’inscrit également dans le cadre des opérations Préalables au démantèlement (oPdem). enfin, elle permet de rejoindre et de stabiliser l’état ini-tial de l’installation considéré dans le dossier de demande de démantèlement.Le dispositif d’isolement retenu a consisté à tron-çonner pour chaque collecteur secondaire, l’aller et le retour.un fond bombé (caps) a été soudé sur chacune des 4 ouvertures faites sur ces 2 collecteurs.

RÉALISATION DE L’OPDEM « renforcement de la troisième barrière »

hall pile

x6 échangeurs

x6échangeurs

vanne de vidagecôté secondaire

primaire

primaire

extérieur

siphon

collecteurs secondaires aller et retour

2 tronçons de tuyauteries à déposer et 4 fonds bombés à mettre en place

hall local épuration

échangeur n° 1

travauxLes travaux ont été réalisés de mi-juin à début juillet 2017. Le chantier s’est déroulé selon le mode opératoire, défini au préalable avec le prestataire, décrit ci-dessous :• mise en place de points d’ancrage pour la

dépose des deux tronçons coupés et la pose des caps,

• vérification des points d’ancrage par un orga-nisme agréé,

• découpe des deux tronçons,• Préparation des coupes, soudure des caps,• Contrôle par ressuage à 100 % sur les soudures

réalisées,• mise en peinture,• Contrôle du taux de fuite de l’enceinte osiris.

avant

Pendant Les travaux

isolement dUsecondaire de l’inb 40

aPrès


L’arrêt définitif du réacteur osiris à la f in de l’année 2015 a conduit à une baisse des consommations électriques sur le sys-tème 230 v monophasé qui alimente le contrôle-commande du réacteur et des ex-périences. Ce système, qui est classé eiP dans le référentiel de sûreté de l’inb 40, est consti-tué de trois réseaux identiques constituant des sources électriques alternatives 230 v monophasé sur batteries-onduleur. il fournit une énergie électrique sans coupure et avec une capacité de 30 minutes au contrôle com-mande du réacteur osiris, au système de radioprotection, au système de supervision et au contrôle commande des expériences. il est composé de 3 réseaux distincts pour alimenter de manière indépendante les 3 voies du contrôle commande d’osiris. Les autres utilisateurs qui ont une redondance simple ou sans redondance sont répartis sur les 3 réseaux du système d’alimentation.par ailleurs, certains équipements de ces sources, l’ensemble onduleur-batteries du réseau r1, ainsi que les batteries de l’onduleur du réseau r3 étaient devenus obsolètes.il a donc été décidé d’effectuer une simplifi-cation et une jouvence de ces équipements.Cette modification a consisté :•à remplacer les batteries du réseau r1,•à remplacer l’onduleur 1 par l’onduleur 3 de

même capacité mais plus récent,•à répartir sur les réseaux r1 et r2 les départs

électriques du réseau r3 qui n’ont pas besoin d’une redondance d’ordre 3 en vue de baisser la puissance nécessaire à ce dernier réseau,•à remplacer l’onduleur r3 par celui de l’éclai-

rage de la salle de conduite de plus petite puissance, après augmentation de sa capa-cité en puissance.

Ceci a pu être effectué en respectant les prin-cipes de redondance exigés au plan de la sûreté. les travaux ont été réalisés au début de l’année 2017 sur la base d’une autorisa-tion délivrée par la direction du Centre de Paris-saclay. ils s’inscrivent dans le cadre des opérations préparatoires au démantèlement (oPdem) de l’inb 40.

SIMPLICATION DES ONDULEURS 230 V DE L’INB40 - OsIRIs

avant & aPrès

avant & aPrès

avant & aPrès

remPlacement de l’ondUleUr 3

remPlacement de l’ondUleUr 1

synoPtiqUe salle de condUite



PRÉSENTATIONImplanté sur les bords du Rhône, faisant partie intégrante du site nucléaire de Marcoule dans le Gard, Phénix est un réacteur prototype de la fi-lière des Réacteurs à Neutrons Rapides à sodium (RNR). Après sa première divergence en 1973, ses premiers kilowatts-heures ont été livrés en dé-cembre 1973.Le 6 mars 2009, l’installation a arrêté définitive-ment sa production électrique. Les Opérations de Préparation à la Mise à l’Arrêt Définitif (OPMAD) ont alors commencé : •Mise hors service définitif et démontage com-

plet des équipements de l’installation de pro-duction d’électricité,•Vidange complète des circuits secondaires et

mise en configuration pour les futures opéra-tions de carbonatation,•Extraction du bloc réacteur, lavage et démantè-

lement de gros composants (échangeurs inter-médiaires, perches expérimentales, …),

•Déchargement d’assemblages combustibles du barillet et traitement en cellules blindées (la-vage, séparation des aiguilles contenant les ma-tières nucléaires des structures en acier, condi-tionnement pour le transport).•Simplification de l’installation pour adapter ses

servitudes (électricité, eau chaude, eau brute, …) aux nouveaux besoins.

D’un point de vue réglementaire, un dossier de demande de décret de démantèlement a été dé-posé en décembre 2011. L’instruction technique et administrative a permis la tenue d’une enquête publique à l’été 2014 et d’un Groupe Permanent en novembre 2014.Le décret de démantèlement de l’INB 71 est paru au journal officiel du 2 juin 2016. Il autorise le CEA à engager les opérations de démantèlement du réacteur Phénix.Prévu pour durer une trentaine d’année pour un budget dépassant le milliard d’euros, ce projet d’assainissement démantèlement du réacteur est structuré en 6 grandes étapes successives :•le déchargement des combustibles et de divers

dispositif expérimentaux et composant amo-vibles du cœur du réacteur,•le démantèlement des circuits secondaires de

l’installation,•le traitement du sodium, utilisé comme calo-

porteur par le réacteur et d’objets sodés,•le traitement du sodium résiduel de la cuve

après vidange de celle-ci,•le démantèlement du bloc réacteur, des circuits,

cellules blindées, etc,•les opérations d’assainissement final.

phÉniXLa Centrale PHÉNIX

Phénix

à sa création, Phénix était une association entre le Commissariat à l’energie ato-mique (80%) et electricité de France (20%). Les deux partenaires contribuaient chacun dans cette proportion au budget d’exploi-tation de la Centrale. ainsi, le personnel travaillait en équipes mixtes composées d’agents des deux entreprises. Le Cea était le gérant de cette association qui a été dissoute à la fin de l’année 2009 et reste l’exploitant nucléaire.

BILAN 2017Opérations d’exploitationPoursuite du démantèlement des assemblages irradiésUne campagne de manutention principale en juin a permis de transférer 13 assemblages fertiles et 4 assemblages fissiles de la cuve du réacteur vers le barillet.Quinze assemblages de combustible usés (3 fer-tiles et 12 fissiles) ont été traités démantelés et évacués de la centrale Phénix en étuis par château IR500 vers les installations ISAI et APM en vue d’une future évacuation vers la Hague. Pour les besoins de la Recherche et Développement sur les réacteurs de 4ème génération et du pro-gramme expérimental mené à Phénix d’étude du comportement des combustibles dédiés à la transmutation des actinides mineurs, des capsules expérimentales ont été démantelées :

Traitement des capsules et assemblages expérimentaux •Traitement des Dispositifs à Canal Central 3107

et 2172, •Démantèlement de la capsule FUTURIC

CONCEPTS (aiguilles carbure&nitrure) et trans-port au LECA

•Spectrométrie Gamma :•sur 8 aiguilles PAVIX 8 (objectif : comportement

du gainage en AIM1),•Sur 2 aiguilles de l’assemblage CPd 6157 (objectif :

essais de dissolution colonne fissile)•Traitement de gros composants•Découpe du fond boré de l’échangeur inter-

médiaire « G »

Tous les gros composants extraits de la cuve du ré-acteur doivent être lavés afin de détruire le sodium résiduel présent en film sur les parois de l’échan-geur ou dans des rétentions, avant leur évacuation vers l’ANDRA dans la filière déchet appropriée.Afin de rendre ce lavage efficace, des opérations préalables sont nécessaires :•Découpe du matelas thermique (réalisé fin 2015)•Découpe du fond boré,•Découpe du fond bombé.

Le rôle du fond boré, réacteur en fonctionnement, était l’absorption des neutrons pour diminuer l’activation du sodium secondaire circulant dans l’échangeur intermédiaire. Les échangeurs inter-médiaires étaient plongés directement dans la cuve du réacteur.Les dimensions de la plaque de bore située en par-tie basse d’une virole, sont de 3 cm d’épaisseur et 96 cm de diamètre pour une masse de 168 kg.L’opération de découpe du fond boré a été réalisée en mars 2017 dans la cellule d’intervention en té-léopération. Elle permet l’accès au fond bombé de l’échangeur.

Opérations préparatoires à la mise à l’arrêt Définitif•Début du second œuvre de la future installation

de traitement du sodium NOAHPour éliminer les 1500 tonnes de sodium pré-sentes sur la Centrale, il est nécessaire de créer une installation de traitement du sodium baptisée NOAH. Les travaux préparatoires ont été réalisés en 2014 permettant l’ouverture du chantier clos de construction de cette installation le 8 Avril 2015.Le 1er plancher a été coulé en août 2015 ; le gros œuvre a été achevé en 2016.

Sur le dernier trimestre 2016, les premiers équipe-ments ont été installés comme les cuves d’entre-posage de la soude et le réservoir tampon inox.En 2017, Le bardage du bâtiment et l’escalier de secours ont été posés. A l’intérieur du bâtiment, les travaux tous corps d’état ont démarré ; fin des tra-vaux dans le bâtiment NOAH prévu mi 2018.

• Désamiantage du sous-sol du bâtiment des gé-nérateurs de vapeur

Ce chantier d’une durée de 6 mois fut réalisé avec succès malgré des contraintes fortes : - amiante avec matériaux émissifs empoussière-

ment niveau 2 (plan de retrait avec confinements dynamiques),

- travaux en zones sodium avec restriction d’eau nécessitant l’utilisation d’une double barrière entre l’eau et le sodium et l’installation déportée des douches,

déCouPe Fond boré ei g

OBjECtiFSpour 2017, les objectifs principaux étaient :• poursuivre le démantèlement des

assemblages irradiés,• démantèlement des assemblages

expérimentaux dans le cadre du trésor phénix pour le programme astrid,• traiter l ’échangeur intermédiaire « G » ; retrait fondboréetperçagefond bombé,• débuter le second œuvre de la future

installation de traitement du sodium nOah,• désamianter le sous-sol du bâtiment

des générateurs de vapeur,• mettre en place le contrat globalisé

de maintenance,• rénover le réseau d’eau brute.


instaLLation noah – CentraLe Phénix


ruPture de gaine Lors du Fraisage débouChant.

extinCtion inCendie du haLL Camion

[a] vue sud-nord de La maChine de Fraisage de La CeL-LuLe annexe aveC un gaLet CorreCtement monté et verrouiLLé

[b] vue de dessous du Chariot de Fraisage- gaLet CorreCtement monté et verrouiLLé.

- risque anoxie au sous-sol de ce bâtiment,- zones encombrées, pour le confinement, créa-

tion de 8 zones de travail,- températures élevées, limitation des temps

de vacation.

Rénovation circuit d’eau brute de la centrale PhénixDes travaux de rénovation du circuit d’eau brute de la Centrale Phénix ont été engagés début 2017. Ces travaux ont pour objectif de fiabiliser et péren-niser le réseau.Dans ce cadre, la tuyauterie de desserte entre le château d’eau et la Centrale a été remise en état par un procédé de chemisage continu avec réver-sion à l’air.

Rénovation de la Chaine d’Evacuation des Combustibles Usés (CECU)Le chantier CECU M1 a eu pour objectif la réno-vation des équipements de la Super Cellule : le portique porte bouchon a été rénové, l’unité de levage et le monte-charge de l’ascenseur ont été remplacés afin de contribuer à la fiabilisation globale du traitement des assemblages irradiés de Phénix.Il s’agit des premiers équipements du pro-gramme CECU à être mis en service.

SûRETÉrupture de la gaine d’une aiguille combustible lors du fraisage d’un tube hexagonal•Les opérations de démantèlement d’un assem-

blage fissile réalisées sur Phénix se déroulent principalement dans la cellule Annexe (CA). Les principales étapes du traitement mécanique sont les suivantes :• Le sciage, afin de retirer le pied et la tête

de l’assemblage,• Le fraisage du tube hexagonal (TH)• L’extraction, afin de séparer le combustible (fais-ceau d’aiguilles) du corps de l’assemblage (TH).

Le fraisage est réalisé sur 2 arêtes opposées. Il est débouchant sur la première (c’est-à-dire qu’il tra-verse le TH), et non débouchant sur l’arête oppo-sée, formant ainsi une « charnière » permettant l’ouverture du TH lors de l’extraction.Lors de l’opération de fraisage, 2 types de galets sont disponibles permettant de faire ces 2 types d’usinage requis pour le démantèlement des as-semblages (débouchant et non débouchant).Le 28 avril, lors de l’opération de fraisage débou-chant de l’assemblage fissile CPa 5110, le position-nement défectueux du galet « pilote » dans son fourreau a conduit à une rupture de gaine signa-lée par une activité importante en Cellule Annexe. L’événement n’a pas eu d’incidence hors du site ni sur le site. Cet évènement a été classé au niveau 0 sur l’échelle INES.

Mise en place d’un système d’extinction in-cendie dans les halls camion de phénixLors de l’instruction du dossier de réexamen de sûreté de la Centrale en 2014, le CEA a pris l’enga-gement auprès de l’ASN de mettre en place un dispositif d’extinction incendie fixe dans les halls camion des annexes (2 réseaux) et de manuten-tion sud (1 réseau) de Phénix. Le risque est un feu d‘un convoi routier situé dans un hall qui pourrait conduite à un incendie important. Dans cette si-tuation, la FLs aura désormais à sa disposition un système fixe dimensionné pour un tel feu.La solution retenue est de la projection d’eau ad-ditivée à travers une multitude d’asperseurs, cou-vrant l’ensemble du convoi. La FLS raccordera son fourgon « pompe tonne » afin de pouvoir alimen-ter les colonnes sèches d’extinction. L’additif est entreposé dans 2 réservoirs de 500 l connectés sur les colonnes sèches. La quantité d’additif per-met d’assurer efficacement l’extinction d’un feu de convoi.L’implantation des 3 réseaux a été finalisée durant l’été 2017.

[A] [B]

arrivée PPFs - Petit Caruso

b i L a n 2 0 1 7 - C L u b d ’ e x P L o i t a n t s d e s r é a C t e u r s d e r e C h e r C h e F r a n Ç a i s - 29

03Les réacteurs d’enseignement



L e s i n s t a l l a t i o n s d ’ e n s e i g n e m e n t s u r d e s p e t i t s r é a c t e u r s « pédagogiques » permettent la formation et l ’entraînement : - des opérateurs de centrales nucléaires (techniciens et ingénieurs)

chargés de la conduite de leur instal lat ion, - des opérateurs (sous-off iciers et off iciers) des bâtiments à propulsion

nucléaire (sous-marins, porte-avions, etc . ) , - d e to u te s l e s p e r s o n n e s i m p l i q u é e s d a n s l e f o n c t i o n n e m e n t

d’installations nucléaires (autorité de sûreté, r&d, etc.) sur des sujets théoriques (neutronique) ou pratiques (pilotage, instrumentation) ; i ls permettent également de pratiquer certaines recherches.


PRÉSENTATIONImplanté sur le centre CEA de Saclay, au voi-sinage du réacteur OSIRIS dont il a été la maquette neutronique, le réacteur IsIs fait partie de l’INB 40. sa puissance maximale est de 700 kW. Il est utilisé pour effectuer des ex-périences d’irradiation, de mesures d’effets de réactivité, de distributions de flux neu-tronique à différents indices de spectre ou d’échauffements gamma. Il participe aussi à la qualification d’instrumentation destinée à d’autres réacteurs.

Le contrôle commande et la salle de conduite ont été rénovés entre 2004 et 2006, ce qui a permis d’étendre son utilisation à la formation de stagiaires de divers horizons (techniciens, élèves ingénieurs, étudiants de masters, agents de divers organismes français et inter-nationaux). Ces stagiaires sont encadrés par des enseignants de l’INSTN.

iSiSLe réacteur ISIS

isis - Chargement d’un éléMent CombustibLe dans Le Cœur isis

principales caractéristiques du réacteur isis• réacteur de type pile-piscine • Cœur compact :

57 × 57 × 60 cm• Combustible :

▷ 38 éléments standards▷ 6 éléments avec hafnium

comme absorbant▷ plaques u3 si2 al (enrichies à 19,75 %)

• modérateur, refroidissement et protec-tion biologique : h2o

•Puissance thermique maximale : 700 kW•Flux de neutrons max :

▷ rapide (e>0,1 mev) : 4,5 ×1012 n.cm-².s-1

▷ thermique : 3 ×1012 n.cm-².s-1

• Possibilité d’introduire de l’eau borée

b i L a n 2 0 1 7 - C L u b d ’ e x P L o i t a n t s d e s r é a C t e u r s d e r e C h e r C h e F r a n Ç a i s - 33


séanCe Formation isis

Grâce à une interface homme-machine effi-cace, les stagiaires installés en salle de conduite peuvent suivre en direct l’évolution de nom-breux paramètres (taux de comptage, temps de doublement…) et ainsi mieux appréhender les phénomènes physiques mis en œuvre, dans le cadre de nombreux types de travaux pratiques (TP).

Grâce à une interface homme-machine ef-ficace, les stagiaires installés en salle de conduite peuvent suivre en direct l’évolution de nombreux paramètres (taux de comptage, temps de doublement…) et ainsi mieux ap-préhender les phénomènes physiques mis en œuvre, dans le cadre de nombreux types de travaux pratiques (TP).

BILAN 2017ISIS a fonctionné 44 jours en 2017, qui ont per-mis 28 séances de TP pour environ 162 stagiaires.Les besoins de fonctionnement internes à l’ins-tallation ont nécessité 7 jours (bilans thermiques pour vérifier les paramètres de sûreté, tests de bon fonctionnement après réparations).La demande d’expérience a été plus importante que l’année précédente et a totalisé 9 jours de fonctionnement avec notamment :

• L’irradiation de microparticules de Co59 en suspension liquide en vue d’études de toxico-logie (CEA Bruyères-le-Châtel).•La qualification des nouvelles chaînes élec-

troniques « grande dynamique » dédiées aux mesures neutroniques du contrôle-com-mande des REP (société Rolls-Royce en collaboration avec CEA/DRT)

•Les essais du détecteur de démarrage du RES (CPNB)•Les essais de la chambre à fission haute tem-

pérature (CFHT) destinée à ASTRID•Le test d’un détecteur à scintillation pour la

mesure N16 sur le circuit primaire

Cinq demi-journées de formation par inter-net ont été réalisées dans le cadre de l’accord avec l’AIEA en liaison avec les universités de Biélorussie, Lituanie, Tunisie et Tanzanie. Le dispositif de visioconférence installée en salle de contrôle réacteur est à présent pleinement opérationnel.

2017 TP INSTN Expériences

Besoins internes/démo

Jours de fonctionnement

Nbre de stagiaires

Total 28 9 7 44 162

Cinq sessions d’enseignement pour l’univer-sité Suédoise de KTH ont été menées à bien, le contrat CEA-KTH ayant été prolongé de deux ans.

En prévision de l’arrêt prochain d’ISIS, l’INSTN est venu prendre des séquences de prises de vues à 360° en vue du développement de son simulateur virtuel censé remplacer ISIS pour les besoins d’enseignement à l’horizon 2019.

PRÉSENTATIONAZUR (Alliage Zirconium Uranium) est une pile expérimentale, implantée à Cadarache desti-née essentiellement aux études neutroniques, à des expériences critiques et à des mesures de radioprotection.Le combustible utilisé à AZUR est du com-bustible neuf.La pile AZUR est également une installation utilisée pour la formation. Elle est particuliè-rement bien adaptée pour la visualisation, la démonstration et la compréhension des phé-nomènes mis en œuvre en physique nucléaire.Depuis sa première divergence le 9 avril 1962, la pile AZUR a expérimenté tous les cœurs des réacteurs destinés à la propulsion nucléaire (prototypes à terre, sous-marins, porte-avions Charles de Gaulle, réacteur RES) et a permis d’étudier d’autres réseaux composés de crayons ou de plaques d’oxyde d’uranium.La pile AZUR a été rénovée en 2002 et un cœur dédié a été réalisé spécifiquement pour la formation.La pile AZUR fonctionne à pression atmosphé-rique et à température ambiante.La cuve, en alliage léger (aluminium), permet de recevoir des cœurs de tailles différentes.Les cœurs sont contrôlés par des absorbants qui peuvent prendre des formes diverses : croix, grappes, rideaux…Le contrôle commande installé utilise la der-nière génération de calculateurs et de logiciels destinés au contrôle commande de sécurité développés et qualifiés pour être embarqués à bord des sous-marins nucléaires ainsi que du réacteur REs.

BILAN 2017L’activité de la pile en 2017 a été consacrée à :•la recette de cœurs pour les bâtiments à

propulsion nucléaire de la marine nationale,•la formation et la qualification à la conduite

de l’installation de personnels AREVA TA,•la formation sur réacteur de personnels de

la Marine Nationale.

Ces activités se sont traduites par de nom-breuses opérations de chargement et de déchargement total ainsi qu’environ 500 divergences, réparties sur 106 jours en phase nucléaire.

aZURLe réacteur AZUR

Le réacteur aZur

possibilités expérimentalesles principales possibilités expérimentales de la pile aZur sont :• La caractérisation des paramètres neutroniques,

• Les mesures d’efficacité (bore, eau…),• La mesure d’efficacité des absorbants,• La mesure du coefficient de température,• La mesure de distribution de flux, de puissance,

• L’étude de réseaux critiques (études de sûreté),

• Le contrôle de chargement ou de déchar-gement sous eau des cœurs des réacteurs,

• Les mesures de radioprotection,• Les essais en dynamique d’instrumentation nucléaire,

• L’irradiation d’échantillons.


04Les réacteurs de recherche pour la sûreté


une centrale nucléaire est conçue pour fonctionner dans un domaine prédéterminé. elle doit cependant pouvoir « résister », sans conséquence pour les utilisateurs ou l’environnement à des écarts limités par rapport au domaine normal de fonctionnement : e l le est dimensionnée en conséquence.Le s réa c te u rs d e re ch e rch e d é d i é s a u x é t u d e s d e s û re té s o n t l à pour étudier les conséquences de certaines situations accidentel les sur le comportement des combustibles ut i l isés dans les centrales nucléaires : ce sont les accidents de dimensionnement. i l s ’agit alors de visualiser le comportement du combustible lors de la reproduction de ces accidents.



CaBRiLe réacteur CABRI

haLL réaCteurCabri

PRÉSENTATIONLe réacteur CABRI, situé à Cadarache, est un réacteur d’expérimentation qui permet de reproduire sur un échantillon de combustible nucléaire irradié les conditions résultant de certains accidents graves et en particulier celles provoquées par un accident dit d’insertion de réactivité (RIA). Ce réacteur est constitué d’un cœur nourricier et d’une boucle expéri-mentale, dont la partie située au centre du cœur nourricier reçoit le dispositif d’essai qui contient le crayon combustible à tester. Le cœur nourricier est destiné à fournir le flux neu-tronique nécessaire pour obtenir la puissance

désirée dans le crayon expérimental. Le refroi-dissement du cœur peut être assuré selon le niveau de puissance par convection naturelle avec l’eau de la piscine (pour une puissance inférieure à 100 kW) ou par convection forcée en circulation ascendante grâce au circuit de refroidissement primaire.La particularité du réacteur réside en son sys-tème d’injection de réactivité. En effet, quatre assemblages du cœur nourricier sont équipés à leur périphérie de tubes cylindriques appelés « barres transitoires » vides en lieu et place de la dernière couronne de crayons combustibles. Ces barres transitoires, remplies d’hélium 3He sous pression (gaz neutrophage), peuvent être dépressurisées grâce à l’ouverture de vannes motorisées, afin de modifier de façon extrêmement rapide la réactivité et donc la puissance du cœur nourricier. La puissance peut, par exemple, passer de 100 kW à 20 GW en quelques millisecondes, puis retomber tout aussi rapidement à environ 40 MW du fait des contre-réactions neutroniques (effet doppler). L’injection de réactivité peut conduire, selon les objectifs de l’essai réalisé, à la rupture de gaine du crayon combustible expérimental situé dans la partie en pile de la boucle d’essai à eau pressurisée et éventuellement à l’éjec-tion d’une partie du combustible contenu dans ce crayon.

principales caractéristiques du réacteur Cabri• uo2 enrichi à 6 % en 235u• 1 488 crayons• gaine en inox 304 L• hauteur fissile 800 mm• Puissance thermique maximale : 25 mW

(palier stabilisé)• Puissance thermique maximale en

régime de pulse 20gW

pressuriseur de La beP

sChéma de PrinCiPe de L’éChangeur

BILAN 2017Dans la continuité de 2016, le début d’année a été consacré aux derniers essais neutro-niques, mais en haute puissance, consistant en la réalisation d’une campagne de transi-toires de puissance (start-up) afin de valider le domaine de transitoires autorisés pour la réalisation du programme expérimental CIP (Cabri International Program). Ces actions s’ins-crivent dans le cadre du programme CABRI+ de déroulement des essais.

les essais de commissionLes essais de commission représentent le moyen de requalifier l’installation CABRI. Pour ce faire, une centaine d’essais ont été définis, concernant différents domaines : neutronique, ventilation, bloc réacteur, manutention, cir-cuits conventionnels, circuits BEP, contrôle commande, postes d’expérimentation et fonc-tionnement général.Certains de ces essais ont été réalisés après le rechargement du cœur, d’autres avant la divergence, les derniers essais devant se dé-rouler avant le premier essai expérimental du Programme International CABRI (CIP).

Après la réalisation en 2016 des essais neu-troniques basse puissance, qui ont permis de valider les paramètres cinétiques du cœur CABRI, il a été procédé en 2017 aux essais neu-troniques haute puissance. Une campagne de transitoires de puissance (start-up) a été mise en œuvre au cours du premier trimestre 2017. Pas moins de 66 pulses ont été produits pour déterminer le réglage des paramètres du cir-cuit Hélium-3 et du système de séquençage numérique associé.Cette campagne a ainsi permis de valider le domaine de transitoires autorisés répondants aux besoins du programme expérimental CIP.

Ces essais ont donné le point final au pro-gramme CABRI+ relatif à la rénovation/requalification de l’installation.

Indépendamment du programme CABRI+, l’IRsN a procédé aux premiers essais de qua-lification de l’hodoscope (dispositif de mesure des neutrons rapides émis par le combustible d’essai permettant de suivre sa déformation et les mouvements de combustible).


vue dePuis Le haut du Caisson

Manutention au Pont de La hotte de transfert

Une fois les essais neutroniques terminés, l’exploitant a déposé auprès de l’Autorité de Sûreté Nucléaire le dossier de sûreté pour l’autorisation de réaliser le programme ex-périmental CIP. L’instruction technique a été finalisée à la fin de l’année. L’autorisation est attendue courant du premier trimestre 2018.

Dans l’attente de cette autorisation, l’exploi-tant a commencé à préparer le premier essai expérimental, appelé CIP-Q. En effet, il a ré-ceptionné le dispositif expérimental chargé

du crayon d’essai et a réalisé les examens non destructifs pré-irradiation (spectrométrie gamma et imagerie).

PERSPECTIVES 2018Le réacteur CABRI est désormais prêt pour la réalisation du programme expérimental CIP.

L’exploitant poursuivra la campagne du pre-mier essai (essai CIP-Q) avec les opérations d’introduction du dispositif expérimental char-gé du crayon d’essai dans la cellule en pile et la préparation de la Boucle à Eau Pressurisée. La journée d’irradiation du crayon d’essai est programmée en avril 2018.

À l’issue de cette campagne, l’exploitant procé-dera aux contrôles décennaux de conformité de la Boucle à Eau Pressurisée vis-à-vis de la réglementation des Équipements Sous Pression Nucléaires (EsPN).


introduCtion du dispositif d’essai

vide en Conteneur au baC60


phÉBUSLe réacteur Phébus

Pont du haLL réaCteur Phébus

CombustibLes irradiés Cabri entrePosés dans Le baC de stoCKage

PRÉSENTATIONL’installation nucléaire de base n° 92 PHÉBUS est exploitée par le CEA sur le Centre de Cadarache. Elle a permis de conduire des recherches intégrales sur les accidents graves depuis 1979.La décision d’arrêter les expériences de sûreté dans le réacteur a été prise en 2007 et celle d’arrêter l’installation en 2013. L’installation est actuellement en phase « post-programme expérimental PHÉBUS-PF » dans l’attente d’un démantèlement ultérieur. Le combustible nucléaire est déchargé et entreposé dans l’attente de son évacuation.

BILAN 2017L’année 2017 a été marquée, en plus des activités liées au maintien en conditions opé-rationnelles et sûres de l’installation, par :•la réalisation du réexamen de sûreté de

l’installation (dossier transmis à l’Autorité en novembre 2017),•la préparation du dossier de démantèlement

dont la transmission est prévue début 2018,•le début des opérations préparatoires au

démantèlement de l’installation avec notam-ment la dépose de la couche chaude située au-dessus de la piscine du réacteur,•la poursuite de la diminution du terme source

de l’installation, avec en particulier l’évacuation :- de 3 sources vers CERISE,- des combustibles uranium non irradiés ap-

pauvris ou naturels vers l’installation MMB,- d’un crayon hodoscope nécessaire aux

expérimentations CABRI vers le LECA,- des combustibles irradiés CABRI entreposés

dans le bac de stockage vers l’installation CABRI au moyen du château X.


Château x

PERSPECTIVES 2018L’année 2018 sera principalement consacrée :•au maintien en conditions opérationnelles et

sûres de l’installation,•à l’instruction du réexamen de sûreté et du

dossier de démantèlement,•à l’étude de détail et à la réalisation des

équipements et des actions nécessaires à la préparation à l’évacuation des combustibles irradiés vers ISAI.


05Les réacteurs d'étude en neutronique



Les maquettes crit iques sont des réacteurs de très faible puissance ( q u e l q u e s ce n t a i n e s d e Wa tt ) d e s t i n é e s à o b te n i r d e s d o n n é e s neutroniques précises concernant la réaction de f ission.Pour cela, des expériences de neutronique sont réal isées dans les trois réacteurs de recherche Éole, Minerve et Masurca. Grâce à eux, i l est possible de simuler différents types de cœurs des réacteurs industriels :- cœurs pour réacteurs à neutrons thermiques et à eau pressurisée

(REP) ou bouil lante (REB) dans Éole,- Minerve est principalement uti l isé pour les mesures de sections

eff icaces des matériaux constitutifs des cœurs,- cœurs pour réacteurs à neutrons rapides à sodium ou à gaz dans

Masurca. Ce dernier sera la maquette neutronique pour les cœurs de réacteurs de 4e génération.

PRÉSENTATIONLa maquette critique ÉOLE est un réacteur expérimental de très faible puissance des-tiné aux études neutroniques des réseaux modérés à eau légère, en particulier ceux des Réacteurs à Eau sous Pression (REP) et à Eau Bouillante (REB). La première diver-gence de cette maquette a eu lieu en 1965.La cuve principale fait environ 2,3 m de dia-mètre et 3 m de hauteur. Au centre de cette dernière, une seconde cuve plus petite (en-viron 1 m de diamètre sur 1 m de hauteur) permet d’accueillir, grâce à un jeu de grilles interchangeables, tout type de réseau de réacteur à eau. Quatre barres de sécurité per-mettent l’arrêt du réacteur à tout moment. La criticité est atteinte par ajustement de la concentration en bore soluble du modéra-teur ou bien par ajustement du nombre de crayons combustibles.

Une barre de pilotage permet d’effectuer la divergence et de stabiliser la puissance entre 0 et 1 kW (puissance maximum autorisée). De nombreux types de combustible (MOX, UO2, de type REP et REB, U3Si2 de type RJH) et de matériaux absorbants, poisons ou de structure (B4C naturel et enrichi, AIC, Hf, UO2-Gd2O3, pyrex, Zy-4, acier, etc.) sont

utilisables. Les techniques expérimentales utilisées et sa flexibilité font d’ÉOLE un outil incomparable, quasi unique au monde, pour l’étude de la physique des réacteurs à eau.

LEs MEsUREs PHYsIQUEsLes mesures physiques mises en œuvre au cours des programmes permettent de carac-tériser entièrement les configurations (tailles critiques, poids des absorbants, distribu-tions f ines de puissance ou d’échauffement gamma, indices de spectre, laplaciens, ef-fets en réactivité, bore et/ou température, paramètres de cinétique, etc.) grâce à des techniques expérimentales éprouvées de spectrométrie γ, de mesures par chambres à f ission, de bruit neutronique, ainsi que par détecteurs thermoluminescents ou dosi-mètres à activation.

BILAN 2017L’année a été consacrée à la réalisation du programme EPILOGUE, en soutien d’une part aux études d’instrumentation in-core, d’autre part, à l’effet du chargement de poisons consommables.

ÉOLELe réacteur expérimental ÉOLE

daLLe de ProteCtion d’éole


daLLe de ProteCtion d’éole

le programme expérimental epilOGue, (Experimental Program on Innovative gen-III LOadings Gd-U assemblies in ÉOLE), est le dernier conduit dans le réacteur ÉOLE avant son arrêt définitif, fin 2017.Il vise à améliorer la qualif ication des ou-tils de calcul des REP, en particulier l’outil APOLLO2.8/SHEM-MOC/CEA2005, en affinant la connaissance des perturbations locales du flux neutronique induites par des singularités du cœur.

Cinq effets ont été analysés :•effet de l’instrumentation « in-core » : dans

l’EPR, les mesures de puissance en continu se feront directement au sein du cœur soit, par des collectrons, soit, via un système d’activation de billes de Vanadium baptisé AMS (Aeroball Measurement System). Dans les deux cas, EPILOGUE cherchera à carac-tériser la perturbation locale induite par ces capteurs intrusifs,•effet des poisons consommables : toujours

dans le cadre de l’EPR, il est prévu de charger, dans certaines tranches, des cœurs à fort enrichissement nécessitant, en contrepartie, l’introduction de crayons à poisons consom-mables pour contrôler leur réactivité. Avec EPILOGUE, on étudiera l’effet de ces crayons absorbants (jusqu’à 24 crayons « Gadolinium »

par assemblage) sur leur environnement immédiat,• effet des « grappes grises » : pour permettre

le « suivi de charge », certaines tranches du parc peuvent être équipées de « grappes grises » en AIC (Argent-Indium-Cadmium) ou en acier. Des incertitudes significatives existent aujourd’hui dans le calcul du flux à proximité de ces éléments absorbants ; EPILOGUE visera à apporter de nouveaux résultats expérimentaux pour permettre d’améliorer la simulation,• effet d’un passage d’un bouchon d’eau

« claire » dans une portion d’assemblage : le passage d’une fraction d’eau pure au sein du cœur, à la place d’eau normalement borée qui participe à la maîtrise de réactivité, va induire une augmentation locale du flux ; en reproduisant et caractérisant cette situation lors des campagnes EPILOGUE, on permettra l’extension du domaine de qualification du schéma de calcul.• effet d’une lame d’eau accrue : du fait de

leur arcure (sous l’effet de l’irradiation), il peut y avoir, dans certains cas, un élargissement de la lame d’eau entre deux assemblages ; ceci induit une surmodération locale et donc une perturbation du flux. Une cam-pagne d’EPILOGUE sera dédiée à l’étude de ce phénomène.


La conception et la réalisation de cette ex-périence s’appuient fortement sur le retour des programmes précédents réalisés dans ÉOLE. Le cœur EPILOGUE a divergé dans sa configuration de référence le 7 décembre 2016, dans les conditions prédites par TRIPOLI4 et sa bibliothèque de données nucléaires JEFF3.2.La première étape a consisté à caractériser f inement le cœur, grâce notamment à des mesures par spectrométrie gamma sur les crayons combustibles, avant de reproduire, successivement, les différentes singularités.

vue de dessus d’éole

Ainsi 7 configurations de cœur ont été suc-cessivement étudiées :• Référence instrumentée• Lame d’eau• 24Gd instrumentée• Grappe grise• Bulle plan médian• Bulle bas crayons• Bulle bas combustible.

Ces études se sont déroulées sur l’année en-tière et se sont terminées le 21 décembre 2017.


PRÉSENTATIONLe réacteur MINERVE est destiné aux études neutroniques visant principalement l’améliora-tion des bibliothèques de données nucléaires pour des réseaux combustibles représentatifs de différentes filières de réacteurs nucléaires.Initialement installé sur le Centre d’études de Fontenay-aux-Roses (1959), il a été transféré à Cadarache en 1977.

Le réacteur est placé dans une piscine paral-lélépipédique en acier inoxydable de 140 m3.

Le modérateur est de l’eau légère déminéra-lisée. Le refroidissement du cœur s’effectue par convection naturelle.

Les réseaux expérimentaux sont introduits dans une cavité carrée de 70 cm de côté au centre de la zone nourricière, permettant de reproduire des spectres neutroniques carac-téristiques des réseaux rapides (ERMINE), eau légère (MELODIE), RSM (MORGANE), voire eau lourde (ELOIsE).Le contrôle du réacteur est assuré à l’aide de quatre barres en hafnium fonctionnant indifféremment en commande ou en sé-curité. L’ensemble du système de contrôle commande et la salle de contrôle du réacteur ont été rénovés en 2002.

LES TECHNIQUES EXPÉRIMENTALESC’est la technique d’oscillation qui est principa-lement utilisée dans MINERVE. Un oscillateur imprime un mouvement périodique vertical (sinusoïdal, ou pseudo-carré) à un échantillon dont on cherche à caractériser l’effet neutro-nique (matériaux fissiles, fertile, absorbant ou de structure), entre deux positions situées respectivement à l’intérieur et à l’extérieur de

MinERvELe réacteur Minerve

réaCteur minerve

principales caractéristiques du réacteur Minerve• réacteur de type pile-piscine• Combustible ualx à plaques de type

Mtr• refroidissement : h2o• réflecteur : graphite• Puissance thermique maximale : 100 W• Flux neutrons thermique dans la cuve :

109 n.cm-2.s-1

• barres de commande : hafnium


PisCine minerve

la cavité centrale. La variation de réactivité de l’échantillon est compensée par un pilote auto-matique rotatif calibré à secteurs de cadmium.

En complément, des mesures physiques (indice de spectre, taux de conversion, distributions axiales et radiales de taux de fission, activation neutronique), sont également réalisées afin de caractériser neutroniquement non seulement le cœur mais également les échantillons à mesurer.

AUTRES ACTIVITÉSMINERVE permet également de tester les performances des nouveaux prototypes de chambres à fission miniatures développées par le CEA ou ses partenaires, et est clairement identifiée comme installation de référence pour des collaborations internationales de physique expérimentale.

Il permet aussi la réalisation de séances de tra-vaux pratiques (TP) en physique des réacteurs et techniques expérimentales, pour différents organismes.

BILAN 2017En plus du fonctionnement pour des besoins de calibration de chambres à fissions, l’année a été essentiellement consacrée au programme PANORAMIX.

programme panOraMixLe programme PANORAMIX vise à étudier la perte de réactivité des combustibles MOx au cours du temps. Celle-ci est principalement due à la désintégration radioactive du 241Pu en 241Am. Le SPEx disposait pour cela de plu-sieurs échantillons contenant du MOx et du 241Pu fabriqués pour les programmes CERES et OsMOsE.La 1ère partie de la campagne expérimentale a été dédiée à des mesures liées à la sûreté

le cœur nourricier est constitué d’assemblages à plaques d’alliage aluminium/uranium de type Mtr, sous 3 m d’eau. il est entouré d’un réflecteur graphite. le flux neutronique (thermique) dans la cuve vaut 109 n.cm-2.s-1 (pour une puissance de 100 Watt).


d’exploitation du réacteur ainsi qu’à des me-sures de caractérisation du réseau expérimental. La seconde partie a concerné la campagne d’oscillations proprement dite, au cours de laquelle seront oscillés huit échantillons, dont trois échantillons au plutonium.

ArrêtdéfinitifdesexpérimentationsdanséOle et MinerveDans le cadre du deuxième réexamen de sûreté des Installation Nucléaire de Base (INB) ÉOLE et Minerve, l’Autorité de Sûreté avait prescrit au CEA de mener les travaux nécessaires pour assurer leur tenue au séisme type SMHV avant fin 2017, afin d’autoriser leur fonctionnement jusqu’à fin 2019.

Après études approfondies et découverte d’amiante et de peinture au plomb sur des éléments devant faire l’objet de travaux de renforcement importants, le CEA a estimé que la lourdeur de l’opération la rendait incompa-tible avec l’échéance fixée, et a donc renoncé à réaliser les travaux nécessaires.

En conséquence l’Autorité de Sûreté a émis, par décision CODEP-CLG-2016-049370 du 16 dé-cembre 2016, une prescription spécifiant que les installations seront définitivement arrêtées au plus tard le 31 décembre 2017.

Les réacteurs ÉOLE et MINERVE ont été arrêtés définitivement le 21 décembre 2017.

opérations d’évaCuation de CombustibLe



l’instrumentation est un élément essentiel pour la qualité et la compétitivité des programmes expérimentaux menés dans les réacteurs de recherche. Les mesures en réacteur participent en effet au développement, à la mise au point et à la qualification des composants et des sys-tèmes nucléaires, et cela à différents niveaux :•pour la détermination des données nucléaires,

utilisées notamment dans les modèles de simulation permettant l’étude, la conception et la qualif ication des composants et des systèmes. Ces données peuvent être, par exemple, des sections efficaces de réactions nucléaires intégrales ou différentielles, des taux de réactions nucléaires (fission, capture) etc. leur détermination est le plus souvent réalisée dans des réacteurs de très faible puis-sance de type maquettes critiques à l’aide de chaînes de mesures des flux neutroniques et des rayonnements photoniques performantes,•au cours des programmes d’irradiation visant

à étudier et vérifier le comportement des com-posants, des combustibles ou des systèmes sous rayonnement nucléaire en situation normale ou accidentelle, mais également sous contraintes thermiques ou physico-chimiques associées. Ces programmes sont conduits dans les réacteurs d’irradiations technolo-giques, offrant des flux neutroniques intenses et des spectres spécifiques. L’instrumentation permet d’une part l’évaluation des doses neutroniques appliquées, le contrôle et le suivi des conditions expérimentales, notam-ment par la mesure des températures et des conditions physico-chimiques, d’autre part le suivi en ligne des paramètres requis pour le programme expérimental, par exemple les déformations de l’échantillon, l’évolution de sa conductivité thermique ou le relâchement de gaz,

L’INSTRUMENTATION ET LES TECHNIQUES DE MESURE AU SERVICE DES EXPÉRIMENTATIONS

•pour la conduite et la surveillance des ré-acteurs eux-mêmes, notamment à travers le contrôle des flux neutroniques et de la puissance thermique du réacteur, mais également en support à l’exploitation et à la gestion des réacteurs.

La spécificité de cette instrumentation tient, d’une part, aux exigences élevées en termes de précision requise pour satisfaire les be-soins scientifiques des programmes, d’autre part, aux fortes contraintes associées à la mesure en réacteur, parmi lesquelles on peut citer :•des contraintes liées aux conditions d’irra-

diation (flux neutroniques et photoniques intenses, induisant la dégradation des ma-tériaux, le changement de composition par transmutation, l’apparition de courants parasites, etc.),•des contraintes liées aux conditions

physico-chimiques des expériences (tempé-ratures élevées, eau sous pression, métaux liquides, etc.),•des contraintes liées aux conditions d’in-

tégration (capteurs miniaturisés en raison de la taille très réduite des dispositifs ex-périmentaux, grande distance entre les détecteurs et leur électronique, etc.),•des contraintes opérationnelles (exigence

de fiabilité élevée en raison de la difficulté, voire l’impossibilité de maintenance ou de remplacement des capteurs irradiés).•Pour toutes ces raisons, le Cea conduit des

programmes de recherche et développe-ment avancés sur l’instrumentation en réacteur. L’objectif est d’une part d’accroître les performances des mesures existantes et d’autre part d’élargir le champ des mesures accessibles dans les réacteurs expérimentaux.

en particulier, les activités du laboratoire de dosimétrie, Capteurs et instrumentation (LdCi) du Cea Cadarache recouvrent les domaines suivants :•la dosimétrie (évaluation des doses neu-

troniques) de l’ensemble des réacteurs du Cea, ainsi que la dosimétrie associée au programme de surveillance des effets de l’irradiation des cuves de l’ensemble du parc de réacteurs électrogènes français ; ce rôle englobe la réalisation des mesures, leur interprétation, mais également la conduite des programmes de recherche et dévelop-pement permettant d’améliorer la qualité des résultats et d’accroître les capacités de mesure.


Le LdCi mène un programme important d’amélioration des mesures de dosimétrie ; parmi les études en cours, on peut citer :•l’amélioration des mesures d’activité des

dosimètres émetteurs X (niobium et rho-dium), notamment à travers des travaux de thèse achevés en 2018, en collaboration avec le Laboratoire national henri becquerel, avec comme objectif l’évaluation plus précise des fluences neutroniques pour des énergies supérieures à 1 mev.•le développement et la mise en œuvre de

nouveaux dosimètres destinés à la meilleure caractérisation du domaine épithermique (neutrons d’énergie comprise entre 1 kev et 1 mev). Ces études, portant sur l’utilisation du zirconium, ont notamment conduit à réaliser conjointement des mesures d’ac-tivité massique du 95Zr par spectrométrie gamma et des analyses par spectrométrie de masse par accélérateur (sma) du 93Zr.

un vaste programme de dosimétrie est éga-lement en préparation pour les essais de démarrage du rJh. il vise à caractériser avec la meilleure précision la nappe de puissance,

le ldci exploite la plateforme Madere (Mesures appliquées à la dosimétrie en reacteurs) située à cadarache, et accréditée cOFrac pour la mesure de l’activité massique des dosimètres par activation. cette installation a bénéficié ces dernières années de nombreux investissements, notamment financés par le Fonds e u r o p é e n d e d é v e l o p p e m e n t économique régional (Feder), lui ayant permis de renouveler ses chaînes de mesure et d’en accroître le nombre, af in de permettre la réalisation de programmes expérimentaux reposant sur de très nombreuses mesures simultanées de dosimétrie par activation (en particulier les programmes aMMOn et FluOle-2 réalisés de 2011 à 2016 sur le réacteur éOle).

en haut : dosimètres Par aCtivation utiLi-sés en réaCteurs de reCherChe ;en bas : vues de La plateforMe Madere du der/sPesi/LdCi

illustration du système Fnds Per-Mettant de Mesurer en teMps réel le fluX de neutrons rapides dans les réaCteurs d’irra-diations teChno-Logiques, Prix sFen 2017 de L’innovation teChnoLogique

les flux de neutrons thermiques et rapides et les indices de spectre neutronique dans les emplacements expérimentaux du réacteur, en cœur et en réflecteur.•l’instrumentation (détecteurs et chaînes

de mesure) permettant la mesure en ligne et en réacteur des rayonnements (flux et doses neutroniques et photoniques) et des paramètres physiques (température, dé-formations, physico-chimie, etc.) ; le LdCi assure le développement et l’amélioration des moyens de mesure en réacteur pour les besoins des programmes expérimentaux et des exploitants des réacteurs de recherche. parmi les nombreux développements réali-sés ces dernières années dans ce domaine, on peut citer :- l’amélioration du potentiel de mesure par

chambres à fission, à travers des capacités de modélisation et de fabrication de détec-teurs, mais également par la mise en œuvre d’innovations dans l’électronique d’acqui-sition et le traitement des signaux. Ces activités ont été récompensées par le prix sFen 2017 de l’innovation technologique, décerné au LdCi pour le développement du système fnds, première instrumen-tation permettant la mesure en ligne du flux de neutrons rapides dans les réacteurs d’irradiations technologiques.

- l’amélioration des mesures par Collectrons, d’une part à travers l’optimisation des détecteurs, d’autre part à travers le dé-veloppement et la validation d’un outil numérique permettant de simuler la géné-ration du courant des Collectrons, quels que soient leurs types, leurs géométries ou les


en haut : Photogra-Phie et radiogra-Phie de Chambres à Fission Fabriquées Par Le LdCi (dia-mètre externe de 1,5 mm à 8 mm) ; en bas : vue de L’ateLier de FabriCation des Chambres à Fission de CadaraChe, et de sa Cabine de ContrôLe rx

conditions d’irradiation. Cet outil, baptisé Matisse, est particulièrement approprié pour l’optimisation de la conception des Collectrons, mais également pour l’inter-prétation des mesures. le modèle repose sur la prise en compte de toutes les sources d’électrons libres dans les matériaux du détecteur, et le calcul de leur transport et de leur dépôt dans les différents compo-sants du Collectron. Ces dernières années, le LdCi a réalisé plusieurs campagnes expérimentales de validation de l’outil matisse à l’aide de Collectrons rhodium, cobalt et argent, dans différents réacteurs de recherche : le triga mark ii du Jožef stefan institute (jsi) en slovénie, le réacteur osiris du Cea saclay, et le réacteur maria du national Centre for nuclear research (nCbJ) en Pologne.

- l’optimisation des mesures de l’échauffe-ment nucléaire, notamment à travers la conception d’un calorimètre différentiel permettant de mesurer avec la meilleure précision le profil des échauffements dans les emplacements expérimentaux du rJh. Ce capteur, baptisé Carmen-rJh, est une évolution du calorimètre CaLmos précé-demment développé et mis en œuvre sur le réacteur osiris.

•la fabrication de détecteurs spécifique-ment conçus pour les mesures en réacteurs expérimentaux, en particulier les chambres à f ission et les chambres d’ionisation miniatures.

l’année 2017 a notamment été marquée dans ce domaine par la réalisation, à l’atelier de Fabrication des Chambres à Fission du LdCi, des premiers dépôts mixtes de matières fissiles et fertiles destinés aux chambres à fission dites « régénérables ». Ces détecteurs présentent l’avantage d’une durée de fonc-tionnement largement prolongée par rapport aux chambres à fission classiques.

Parmi les programmes d’études en cours dans le domaine de l’instrumentation des réacteurs, on peut citer, sans être exhaustif, les perspectives suivantes :•la détection et la caractérisation de l’inte-

raction pastille-gaine dans les combustibles rep,•un meilleur suivi des phénomènes associés

à la corrosion sous contraintes,•La meilleure maîtrise des profils de tempé-

rature en cœur, notamment par l’utilisation de mesures optiques distribuées (réseaux de bragg) ou réparties (rétrodiffusion raman ou brillouin),•le développement de la télémétrie et de

la reconstruction d’image en réacteur, et plus particulièrement en milieu opaque (sodium, plomb-bismuth), notamment par mesures ultrasonores,•L’élargissement de la gamme de mesure

des flux neutroniques et de l’échauffement pour couvrir les niveaux attendus à pleine puissance dans le rJh ; ces études s’accom-pagnent de besoins d’essais et de validation, qui requerront l’utilisation de réacteurs et recherche à hautes performances.

le ldci exploite l’atelier de fabrication des chambres à fission situé dans l’installation chicade de cadarache. cet atelier est dédié à la conception et la fabrication de chambres à fission spécifiques en termes de géométries et de nature des dépôts.ces dernières années, la gamme des chambres à fission a été élargie, avec de nouveaux détecteurs présentant des performances accrues pour les besoins des programmes expérimentaux du cea et de ses partenaires, en particulier des chambres à fission à espace inter-électrodes réduit, et des chambres à fission à double dépôt fissile.

PRÉSENTATIONLe réacteur MAsURCA, de très faible puissance (5 kW), est destiné à l’étude des caractéris-tiques neutroniques des Réacteurs à Neutrons Rapides ainsi qu’au développement de tech-niques de mesures nucléaires.Sa première divergence date de dé-cembre 1966. Ce réacteur, qui peut contenir des cœurs d’un volume allant jusqu’à 6 m3, est constitué de tubes de section carrée chargés individuellement de réglettes ou de plaquettes de combustible, d’absorbant ou de caloporteur représentatif de réseaux à neutrons rapides ou épithermiques à étudier. Il permet d’aborder un nombre quasi illimité de combinaisons de solutions représentatives des problèmes à traiter (MOX, Pu métallique, UOx appauvri, na-turel et enrichi, thorium, graphite, gaz, sodium, plomb, acier, ferrite, CaH2, ZrH2…).Cette installation, très flexible du point de vue de son chargement et de son exploitation, permet ainsi de valider des solutions novatrices de cœurs de réacteurs tels que les RNR gaz, les HTR, les réacteurs hybrides sous critiques (en anglais ADS, pour Accelerator Driven System), et à présent le nouveau concept Cœur à Faible coefficient de Vidange (CFV) pour le futur réacteur ASTRID.Le CEA a décidé, en janvier 2010, d’engager un important programme de rénovation de l’installation, cette décision faisant suite à une réflexion engagée en 2009 sur le rôle et l’impor-tance de cet outil pour répondre aux besoins en physique neutronique des Réacteurs à Neutrons Rapides de 4ème génération. Hormis

la jouvence des circuits de servitude et du contrôle commande, cette rénovation im-plique également des travaux de renforcement aux séismes, qui vont jusqu’à la construc-tion d’un Nouveau Bâtiment de Stockage et Manutention (N-BsM).Le financement de ces opérations s’inscrit dans le cadre du grand emprunt national et est acté dans la convention État-CEA du 9 septembre 2010 parue au Journal Officiel du 11 septembre 2010.À l’issue des travaux, la reprise des expérimen-tations est prévue aux environs de 2023 avec la divergence du réacteur.

BILAN 2017études cœur et expérimentationLes actions de préparation du programme GENESIS (programme de neutronique expéri-mentale en soutien à la qualification de l’OCS neutronique utilisé pour les études ASTRID) se sont poursuivies au cours de l’année 2017. Elles ont inclus :•une nouvelle optimisation de la configuration

dédiée à l’étude des effets neutroniques en cas de vidange du sodium (simulée, dans MAsURCA, en substituant les éléments sodium par des éléments vides),•de premiers calculs en vue de la conception

d’une phase de programme dévolue à l’étude de configurations comportant un réflecteur radial à base de MgO,•une étude relative à l’instrumentation des

assemblages contenant des plaquettes,

MaSURCaLe réacteur Masurca

réaCteur masurCa


mesure FLèChe de La taque de suspension

[a] [b] révision du graPPin de Manutention des assembLages

[C] essai des nouveaux amPLiFiCateurs d'embrayage

vériFiCation du FonCtionnement de La Chaîne de Manutention des assembLages

•la rédaction d’une première version d’un document de « Principe de Programme d’Expériences » présentant : les besoins, les configurations proposées et leurs principales caractéristiques, les actions de modernisation des équipements expérimentaux ainsi qu’une ébauche du programme dans sa globalité et le planning associé.

ocs = outil de calcul scientifiqueProjet rnrna : projet en charge de la qualification de l’en-semble des ocs utilisés pour le projet astridProjet PrmsK : projet en charge de la conduite du pro-gramme de rénovation de l’inb.

exploitation de l’installationL’année 2017 a vu, plus spécifiquement :•La préparation des interventions sous la taque

de chargement des assemblages,• La remise en service de la Machinerie de

Manutention Automatique des Assemblages.•Le déchargement des 290 barres écrans,•La fin de la mesure de déformation de la taque

de suspension dans le cadre des examens de conformité.•La réception des Générateurs de Courant

d’embrayages à temps de réponse rapide.•Les premiers examens sur les grappins de

manutention des assemblages.

pôle de compétence iccF (instrumentation contrôle commande sûreté logiciel)L’année 2017 a vu, plus spécifiquement :•l'expertise sur les matériels et les architectures.•l'analyse des normes de Classification dans

le domaine nucléaire.•la contribution au groupe rCCe.

projet de rénovation Masurca (prMsK)L’année 2017 a vu, plus spécifiquement :Coté Travaux :•La préparation des travaux de désamiantage.•Une pause pour la construction du Nouveau

Bâtiment de Stockage et Manutention.Coté Dossiers :•Le début de l’instruction du Dossier Article 31

de Modification « Substantielle » de l’INB.•L’obtention de l’arrêté de déplacement des

espèces protégées pour la construction du NBsM•La poursuite des examens de conformité

d’équipements essentiels pour la sûreté, en particulier les barres de sécurité,•La validation du critère de déformation de

la taque de suspension conformément à l’examen de conformité.


[C]

[A] [B]

06Les nouveaux réacteurs de recherche



le viei l l issement des réacteurs et l ’évolution des normes conduisent à des réévaluations de sûreté de plus en plus longues et coûteuses. de plus, grâce à l ’évolution des techniques et à la prise en compte de l ’expérience accumulée sur les réacteurs en fonctionnement , les caractérist iques et les possibi l i tés de nouveaux réacteurs peuvent être améliorées. C ’est dans cet esprit , et pour préparer l ’avenir des réacteurs de recherche f rançais et européens, que deux nouveaux réacteurs sont en cours de construction sur le s ite de Cadarache : le res et le rJh et un nouveau réacteur de type maquette crit ique, en cours de conception : ZePhyr.

RESLe réacteur RES - Moyen d’essai au service de la dissuasion nucléaire française

res, vue généraLe

PRÉSENTATIONL’installation REs est implantée sur le site CEA de Cadarache, berceau historique des moyens d’essais de la propulsion nucléaire de la Marine Nationale. Cet outil de haute technologie s’inscrit dans un objectif global de maintien en condition opérationnelle des moyens de la dissuasion nucléaire française.Le RES s’inscrit dans la lignée des réacteurs à terre ayant permis de qualifier les concepts et technologies des filières de réacteurs em-barqués : le PAT (Prototype A Terre) pour les premiers sous-marins nucléaires lanceurs d’en-gins (SNLE-M4), la CAP (Chaufferie Avancée Prototype) pour les sous-marins nucléaires d’attaque (sNA), puis le RNG (Réacteur de Nouvelle Génération) pour les SNLE de nou-velle génération (SNLE-NG) et le Porte-avions Charles de Gaulle.Principalement dédié à la R&D, les objectifs principaux du RES concernent la qualifica-tion des codes de calculs, des combustibles nouveaux et des différents équipements des chaufferies nucléaires embarquées, existantes et futures.L’installation comprend deux modules suc-cessivement intégrés à l’INBS-PN* : fin de l’été 2005 pour le module piscine et fin 2015 pour le module réacteur.Le programme RES est conduit par la Direction de la Propulsion Nucléaire (DPN), une des

directions d’objectifs de la DAM. La maîtrise d’œuvre a été conf iée dans une première phase du projet à la société AREVA TA, qui aujourd’hui assume une fonction de concep-teur et d’assistance à maîtrise d’ouvrage. La réalisation de l’ouvrage implique une centaine d’entreprises et de fournisseurs, aux niveaux local, régional et national.

*installation nucléaire de base dédiée à la propulsion nucléaire et classée secrète, par décision du premier ministre, en application des dispositions de l’article 17 du décret n° 63-1 228 du 11 décembre 1963 modifié.

OBJECTIFS ET ENJEUXLes principaux objectifs du RES sont :•le soutien de la flotte des bâtiments à pro-

pulsion nucléaire,•la qualification du combustible et des cœurs

des chaufferies actuelles et futures,•la mise au point et la qualif ication de

concepts nouveaux (en premier lieu pour le programme de SNA de nouvelle génération, BARRACUDA).

Quant aux enjeux, il s’agit de garantir la dispo-nibilité des bâtiments à propulsion nucléaire de la Marine Nationale, permettant ainsi de participer à la crédibilité de la dissuasion et de pérenniser ce mode de propulsion pour la Marine.


essais vaPeur

Véritable réacteur d’expérimentations scien-tif iques, le REs disposera pour atteindre ses objectifs d’outils innovants et de haute technologie, à savoir une instrumentation « in core » permettant une cartographie neutronique ou un suivi du flux neutronique en temps réel du cœur, ainsi qu’un banc de mesures par gammamétrie permettant la caractérisation non destructive du taux de combustion.Enfin, des dispositions réservataires ont été prises tout au long de la conception et de la construction afin de répondre à des besoins de formation dans le domaine de la conduite d’installations nucléaires et des besoins accrus dans le domaine du soutien de la flotte en service ou de l’aval du cycle.

BILAN 2017En raison des demandes complémentaires formulées par l’Autorité de Sûreté dans son autorisation de charger le combustible dans le Réacteur, le chargement du cœur R1 a dû être reporté après les opérations d’entretien du Porte-Avions Charles de Gaulle. En effet, cet entretien nécessite des outillages et des compétences communs aux deux types de chaufferie.

Le décalage a permis de réaliser des essais complémentaires en inactif à chaud. Il a donc fallu remonter le bloc chaudière et remettre en configuration nominale le contrôle commande et toutes les servitudes. Ces essais ont permis de confirmer les performances acquises lors de la première phase d’essais mais aussi d’entraîner les équipes d’exploitation.Fin d’année 2017, une chaudière fournissant de la vapeur a été connectée à l’îlot machine afin de remettre en service les équipements qui étaient sous cocon depuis 2014. Ces essais ont permis aux équipes d’exploitation de reprendre en main cette partie de l’installation, dont le fonctionnement est particulièrement délicat, et ainsi de minimiser le risque de survenue d’aléas entre la divergence du réacteur et la marche en puissance.

Enfin, en novembre 2017 a eu lieu un exercice de déclenchement du Plan d’Urgence Interne (PUI) puis du Plan Particulier d’Intervention (PPI) suite à une situation accidentelle simulée sur le REs Réacteur. Cet exercice a conduit à une mobilisation importante des différentes cellules de crise et des équipes d’exploitation du REs.


RjhLe réacteur Jules Horowitz

rJh, vue généraLe

PRÉSENTATIONDans un contexte d’accélération des besoins énergétiques, l’optimisation et la sûreté de la filière nucléaire, constituent des enjeux majeurs. Or, en Europe, les réacteurs de recherche né-cessaires à ce type d’étude datent des années soixante. La disponibilité d’un outil de recherche moderne, permettant de maintenir un haut niveau d’expertise en France et en Europe, apparaît comme un besoin croissant dans le domaine de l’énergie nucléaire. Le réacteur de recherche Jules Horowitz (RJH), répond à cet enjeu scientifique et technologique.Au XXIe siècle, coexisteront trois générations de réacteurs : ceux du parc actuel, ceux de la 3ème génération actuellement en développement et ceux de la 4ème génération à l’horizon 2040.La mise au point des réacteurs du futur suppose de développer de nouveaux matériaux et de nouveaux combustibles innovants capables de résister à de très fortes sollicitations. La perfor-mance et la sûreté de ces concepts nécessitent des expériences en réacteur de recherche pour sélectionner les solutions les plus prometteuses et tester leurs limites de comportement.

Avec le RJH, les besoins d’expérimentation sur les nouveaux matériaux et combustibles nucléaires devraient être couverts pour les cinq prochaines décennies. L’un des atouts majeurs de cette installation est la flexibilité de son "plateau d’expérimentation" qui lui permet-tra de recréer les environnements physiques et

chimiques de toutes les filières de réacteurs, présentes ou projetées. Puissant, polyvalent et modulable, le RJH est conçu pour réaliser simultanément une vingtaine d’expériences. Il disposera d’un "spectre neutronique à deux bosses", capable de produire des flux intenses de neutrons, tant dans le domaine thermique (applications pour les recherches sur les réac-teurs classiques actuels) que dans le domaine rapide (applications pour les réacteurs à neu-trons rapides de la quatrième génération).Situé dans la vallée des piles du CEA CADARACHE, il pourra s’appuyer sur d’autres installations expé-rimentales du centre : la plupart des échantillons qui seront placés dans le cœur du réacteur Jules

Caractéristiques principales du réacteur Jules horowitz :• réacteur de type pile piscine, refroidi à

l’eau légère• réflecteur en béryllium• Puissance : 100 mWth• hauteur fissile : 60 cm• Flux thermique maximum :

> 5x1014 n.cm-2.s-1

• Flux rapide maximum : 5.5x1014 n.cm-2.s-1

• Combustible : u3si2 pour le cœur de dé-marrage puis umo dès sa qualification



mise en PLaCe traversée de Fond de PisCine

Horowitz seront préparés et analysés dans les laboratoires d’étude des combustibles du CEA Cadarache, dont le laboratoire d’examen des combustibles actifs, le LECA.

Enfin, le RJH sera aussi un des principaux pro-ducteurs de radio-isotopes à usage médical, en assurant de 25 % à 50 % de la demande européenne.

BILAN 2017Concernant la réalisation de l’installation, l’année 2017 a été marquée notamment par :•la poursuite de la réalisation de la piscine ré-

acteur, et des bâtiments auxiliaires (mise en peinture des locaux, mise en place des ossa-tures dans les piscines et canaux, la mise en place des « liners » d’étanchéité dans les piscines, début de mise en place des traversées piscines, poursuite du montage des cellules chaudes…),•la poursuite des études des lots électromé-

canique, ventilation, circuits de sauvegarde, circuits de fluide, bloc réacteur (réflecteur) et contrôle commande,•le montage des ponts dans le Bâtiments des

Annexes Nucléaires, BUA, et le début de leurs essais,•la poursuite des essais des pompes primaires

et des barres de commande,•l’exploitation provisoire du circuit tertiaire de

refroidissement pour le RJH,•la mise en exploitation provisoire de l’usine

électrique (IRE),•la mise en exploitation provisoire du pont po-

laire du bâtiment réacteur,•la réalisation de la dernière soudure du bloc

réacteur en usine,•La poursuite de la fabrication des passerelles

et de la machine de chargement.

L’année 2017, du point de vue exploitation et expérimentation, a été marquée par plusieurs points dont :•la fin des actions en vue d’élaborer un pro-

gramme complet de formation pour les équipes d’exploitation en identifiant les com-pétences nécessaires à travers un recensement des activités qui seront à réaliser. En complé-ment, des Formations Techniques Exploitant, formation métier, ont été dispensées aux nou-veaux arrivants,•la rédaction des documents d’exploitation

(7 500 documents devront être disponibles pour le démarrage du RJH) a été poursuivie,•le lancement de la fabrication des premiers

combustibles pour le cœur de démarrage,•l’utilisation du simulateur de conduite pour

valider les règles de conduite en situation nor-male et accidentelle ainsi que pour sensibiliser les futurs opérateurs,•la préparation de la demande de mise en

service comportant notamment les Règles Générales d’Exploitation, RGE, et le Rapport de Sûreté, RS. Dans ce cadre, le PUI (Plan d’Ur-gence Interne) de Cadarache a intégré les éléments du RJH fin 2017,•la mise en place et la réalisation des opérations

de maintenance et des CEP sur les matériels livrés en exploitation provisoire•la participation du futur exploitant aux diffé-

rentes Groupes Techniques, avec le concepteur MOE et la MOA CEA, ou à des revues de fin de conception d’équipements du RJH afin de s’as-surer de leurs exploitabilités et maintenabilité (outillage, poste de chargement, platelage en fond de piscine, réflecteur.

L’année 2017 a été aussi rythmée par les revues marquant l’avancée dans la conception par le CEA de certains équipements internes du casier

mise en PLaCe des traversées PisCine reaCteur


cœur et du réflecteur : les dispositifs PROSPERI et PROsPERO dédiés à l’irradiation d’éprou-vettes permettant de suivre le vieillissement in situ du casier-cœur, du caisson et du réflecteur durant l’exploitation et les dispositifs d’essais de démarrage DEM permettant la vérification de caractéristiques de sûreté et des performances expérimentales lors du démarrage.

Pour mémoire, le CEA a défini les dispositifs expérimentaux qui devront être opérationnels au démarrage du réacteur ; dans ce cadre, la réalisation de la boucle expérimentale ADELINE, dédiée aux transitoires de puissance, est en cours ; des revues par dispositifs ont lieu en vue de suivre

soit, les avancements des études de conception, soit les études de réalisation (MICA dispositif pour l’étude du comportement sous irradiation de matériau, MADISON boucle pour la qualification des combustibles en fonctionnement normal, MOLFI, dispositif de production de Mo99...). Par ailleurs, les dispositifs expérimentaux, dont une partie de la conception est confiée à certains membres du consortium, font périodiquement l’objet de revue d’avancement (LORELEI bouilleur en support aux études d’accident de perte de refroidissement, CLOE, boucle de corrosion…).

Les collaborations internationales, à travers soit, la présence de « secondee’s » dans le service RJH, soit, des actions de conception de disposi-tifs, se sont poursuivies de manière intense en 2017. À titre d’exemples, les études de la boucle MADISON, les études de CLOE, ont fait l’objet de nombreuses réunions d’échange avec les partenaires. Les Working Group, composés des membres du consortium RJH, ont continué leurs travaux sur les besoins en expérimentations combustible et/ou matériaux, et reporté sur leur avancement lors du séminaire spécifique de mai.

Enfin, en support au référentiel de sûreté à éla-borer en vue du dossier de démarrage du RJH et en support aux futures expérimentations, plusieurs études neutroniques et/ou thermohy-drauliques ont été réalisées soit pour le réacteur lui-même (études de sûreté), soit pour des études de conception des dispositifs ou encore pour des études de performances d’irradiation de ces dispositifs dans le cœur du RJH.

Casier rJh

maquette éLément CombustibLe rJh


ZEphyRRéacteur expérimental ZEPHYR

vue esquisse FonCtionneLLe ZePhyr en open field

RAPPEL DES OBJECTIFS DU PROJETL’objectif du projet est d’implanter à l'horizon 2028 sur le centre de Cadarache, une maquette critique ZEPHYR pour Zero power Experimental PHYsics Reactor. Son nom provient de sa filiation mythologique avec ÉOLE et MINERVE dont il vise à assurer la suite en élargissant les capacités expérimentales de ses prédécesseurs.Cette maquette critique est conçue autour de 3 axes principaux :•une grande capacité d'adaptation aux diffé-

rentes configurations réacteur incluant no-tamment la possibilité d'explorer les données nucléaires dans le domaine des neutrons rapides via des cœurs couplés,•une efficacité en termes d'exploitation et de

disponibilité pour réduire significativement les délais de mise en œuvre des expériences,•des innovations permettant d’élargir les

domaines d’investigation en physique expérimentale (Doppler à haute température, matières irradiées en réacteur de puissance…).

STATUT DU PROJETL’année 2017 a été consacrée à recherche de par-tenaires français et étrangers dont la participation sera primordiale pour le lancement du projet. Ceci s’est traduit par la réalisation de séminaires scientifiques et de plusieurs rencontres en vue de collaborations internationales.Un séminaire regroupant CEA, EDF et FRAMATOME s’est tenu en janvier 2017 pour échanger sur les besoins des industriels en termes de qualification des codes en physique des réac-teurs. Ces échanges ont mis en évidence que les fonctionnalités prévues dans ZEPHYR répondent aux besoins de nos partenaires.Une nouvelle rencontre sera programmée début 2018 sur les avancées en instrumentation, sur la maîtrise des incertitudes et sur les potentialités d’expériences en cinétique dans ZEPHYR.

principales caractéristiques de ZePhyr• Puissance nominale maxi 3 kW• réacteur de type piscine à

cuves interchangeables• 2 types de configurations possibles

(massif ou oscillation d'échantillons)• Possibilité de cœur à zones multi-

ples en température et bore• Possibilité d'oscillation d'échantillons irra-

diées (reP 120 gWj/t et rnr 150 gWj/t)• possibilité de spectre rapide en oscilla-

tion (cœur couplé thermique – rapide)• Chauffage échantillons de

-200 °C à +1 500 °C• boucle reP en oscillation (320 °C – 180 bars)• environnement na ou naK possible


vue minerve

vue éoLe

La promotion de ZEPHYR a également été réalisée en janvier 2017 vers les scientifiques britanniques de NNL.En mai 2017 s’est déroulé un séminaire scientifique entre le CEA et l’IRSN. Il avait pour objectifs de présenter l’analyse qui a conduit le CEA à lancer

ZEPHYR et d’échanger avec sur les besoins en données nucléaires, en qualification de codes de calcul de neutronique, et en criticité. Un besoin d’études de criticité en phase liquide a été exprimé ; le CEA va instruire la possibilité d’intégrer cette opportunité à ZEPHYR.Une journée technique SFEN sur l’apport des « réacteurs ÉOLE et MINERVE » s’est tenue en novembre 2017 ; elle a permis d’aborder les pers-pectives scientifiques à 10 ans ainsi que les besoins pouvant être couverts par ZEPHYR.Enfin, la réflexion s’est poursuivie pour déterminer le schéma industriel le plus à même pour réussir ce projet.Dans un contexte budgétaire 2018 contraint et des ressources en financements externes limitées, une analyse fonctionnelle à coût objectif va être menée pour recentrer les objectifs scientifiques de ZEPHYR sur des expériences à caractère ana-lytique sur les données nucléaires de base.

vision 3d ZePhyr(sourCe Cea)



2017Chefs d’installation

Jérôme estraderJh - Cadarache

hervé guyonhFr – iLL grenoble

Franck laurentPhénix – marcoule

michel deLageosiris / isis - saclay

alain MoreauCabri - Cadarache

Christ ian bLoCqueLORPHÉE - Saclay

bernard autranmasurCa - Cadarache

henri PasCaLPhébus - Cadarache

valérie san migueLres/aZur - Cadarache

Karine bLandinéole /minerve - Cadarache

éditeur : Jean-Pierre Chauvin Président du Cer

Photos : aLLard/Cea , LesneChaL /Cea ,stroPPa /Cea , renard/Cea ,

studio reviree/iLL , ginter/iLLareva , edF, Cea

réalisation : septlieux.f r

Bilan des réacteurs de recherche...

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