Des Energies pour demain : Quels enjeux pour la … · et de la stratégie d’EDF R&D pour...

Des Energies pour demain : Quels enjeux pour la recherche

Aix-en-Provence 18 Mars 2016

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La stratégie globale du CEA : Les Energies bas carb one

- Radiobiologie - Toxicologie- Bioénergies - Procédés économes en énergie (biocarburants)

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Recherche fondamentale pour l’énergie

Energie nucléaire

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- Fusion nucléaire contrôlée- Sciences du climat et de l’environnement - Technologies énergétiques du futur

Sciences du vivant pour l’énergie

Nouvelles technologies de l’énergie

- Matériaux- Efficacité énergétique (procédés, réseaux, véhicules électriques)

- Energies renouvelables (solaire, hydrogène, pile à combustible,…)


Missions du CEA dans le domaine du nucléaire civil

La recherche et le développement au service d'un nu cléaire civil sûr, durable et économiquement compétitif

� Soutien au parc nucléaire actuel

� Préparation du nucléaire durable au travers du prog ramme Génération IV

� R&D en soutien à la maîtrise des procédés d’assaini ssement et de démantèlement

Avec ses trois centres de recherche ( Saclay, Marcoule, Cadarache )le Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies A lternatives apporte à la France les compétences scientifiques nécessaires po ur répondre aux enjeux liés à l’énergie nucléaire


� Objectifs de R&D dépendant des besoins du parc et de la stratégie d’EDF

� R&D pour l’innovation des REL au-delà de l’EPR

Une sûreté encoreaméliorée

Dispositif de récupération du coeur fondu (corium) en cas d‘accident

Enceinte conçue pour résister à une explosion hydrogène

Système d‘évacuation de chaleur

4 zones indépendantes pour les systèmes redondants de sûreté

Réservoir d‘eau

Une sûreté encoreaméliorée





Réservoir d‘eau





Réservoir d‘eau

Contexte de la R&D sur les Réacteurs de 2 e et 3e génération

La R&D est réalisée à la demande des industriels

dans le cadre d’un Institut tri-partite de R&D nucléaire

CEA-EDF-AREVAEPR : le 1er réacteur de 3 ème Génération

Environ 78 % de l’électricité française

Age moyen 2016 : 30 ans

Ouverture vers d’autres acteurs du nucléaire


La plate-forme de recherche sur la fission nucléair e du CEA

Etudes des Combustibles et des

Matériaux de structure

Etudes des Réacteurs Systèmes et Sûreté

Etudes de la Technologie des Réacteurs


Enjeux industriels de la R&D

� Allongement de la durée de fonctionnement au-delà de 40 ans pour les réacteurs du parc

o 1ère visite décennale à 40 ans en 2019

� Performance du Parc o Contribution à l’amélioration de la

disponibilité du parc EDF

Générateurde Vapeur

Cuve

2032 2027 2022 Date à 40 ans

Nombres d’unités par âge

83

80,2

81,1

79,2

77

76,7

72,6

73,9

72

71,2

80,7

81,2

81

82,7

82,6

79,3

80,4

81,1

82

82,7

82,8

83,483,6

80,2

70

72

74

76

78

80

82

84

86

1985

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

Kd (%)

Colmatage GVo Performance du combustible :

robustesse, fiabilitéo Evolution de la 3 e génération

Assemblage combustible

Micro-analyses

Examens post-irradiation

LECA-STAR

� Sûreté

� Aval du Cycle Actuelo Mesures nucléaireso Caractérisation de colis

de déchetso Assainissement

de nos installations


Plateforme neutroniqueo Outils de calcul / Modélisation / Schémas multi-

physiqueso Données nucléaireso Validation des schémas de calcul

� Spectre très large couvert par les études neutroniq ues : Physique des réacteurs, radioprotection, criticité, transport des rayonnements, instrumentation, …

� Des problèmes industriels encore à résoudre : cœurs MOX et incertitudes associées, modélisation de l’EPR FLA-3 et suivi des essais de démarrage, ex pertise de l’instrumentation EPR, ….)

Neutronique

Plate-forme APOLLO


Plateforme neutronique :Données nucléaires - Créer un pôle « maquettes critiques »

Un ensemble de compétences dans les domaines de l’expérimentation, des outils de calcul de la validation des schémas de calcul et de la quantification des incertitudes

Des moyens expérimentaux en opération (EOLE, MINERVE) jusqu’à fin 2017 (propagation neutronique dans cœur de REP (CPY, N4) sur la fluence cuve,….)

EOLE

ZEPHYR : les enjeux

Remplacement EOLE/MINERVE par ZEPHYR

� 2014 – 2016 : Etudes cœurs/cuves/besoins d’exploitation/sûreté/sécurité/qualification du sit e

� Objectif de mise en service : 2025

� Rénovation MASURCAMise en service prévue en 2021 : expérimentation sur le cœur CFV du démonstrateur ASTRID


EOLE

MASURCAZEPHYR : les enjeux

La R&D CEA en soutien à l’allongement de la durée d e fonctionnement des REP

Code de calculneutronique

Maquette critique pour les données nucléaires

� La cuve est un composant essentiel du réacteur :o Son remplacement n’est pas

envisagé

o Sa tenue mécanique conditionne la durée de fonctionnement du réacteur


Le CEA contribue à :

o L’amélioration de la formule de fragilisation de l’acier de cuve irradié par l’étude des phénomènes d’endommagement sous irradiation (expérience et simulation)

o Cette approche permet de réduire les incertitudes et rend les extrapolations plus fiables en fonction du temps

Vieillissement de l’acier de cuve des reacteurs nucl eaires (1)


Vieillissement de l’acier de cuve des réacteurs nuc leaires (2)

Problématique générale:

� Nécessité de démontrer l’absence de risque de rupture brutale de la cuve lors d’une injection de sûreté (choc thermique froid)

� L’acier de cuve « vieillit » sous l’effet de l’irradiation par le flux de neutrons : au cours du temps il devient plus « dur » et moins résistant aux chocs

� C’est cette capacité démontrée de résistance du matériau à la rupture fragile qui détermine la durée de fonctionnement du réacteur

PAGE 9

Programme expérimental CEA


Plateforme Combustible

� Les enjeux industriels pour un combustible robuste, fiable, sûr et économe :

o Dégager des marges en conditions de fonctionnementnormales et accidentelles

o Soutien au dossier PARITE MOXo Développement de combustibles innovants (ATF)

Expression

de besoins

IndustrielsRégulateur

Organisme de R&D…

Laboratoire « chaud »LECA/LECIMOSAIC (au-delà de 2025)

OSIRIS/RJH


Code crayonCode crayonCode crayonCode crayonALCYONEALCYONEALCYONEALCYONE

ComposantComposantComposantComposantMARGARETMARGARETMARGARETMARGARET

Combustible : La plateforme de simulation PLEIADES

� Capitalisation des résultats expérimentaux (BDD)

� Développements de modèles physiques

� Etablissement de lois de comportement

� Situations normales et incidentelles

� Modélisation multi-échelle(VER)

� Applications multi-filières(REP, RNR, HTR, GFR, MTR)

PLEIADES

Comportement thermomécanique du crayon


Les objectifs du RJH� Offrir une capacité d’irradiations expérimentales

(Etude du comportement des matériaux et des combustibles sous irradiation)� Produire des radioéléments à usage médical

(25% du besoin Européen, voire 50 %)� Répondre aux besoins des 2ème et 3ème

générations et partiellement de la 4ème génération de réacteurs

Le RJH : Un réacteur de recherche de 100 MWth

Pose du coffrage du dôme le 13 décembre 2013 - Diver gence RJH : 2021


CALIPSO & MICAPour les

irradiations de matériaux de

structure (250 – 450°C)

MADISONPour les irradiations de combustibles en

conditions nominales

ADELINEPour les irradiations de

combustibles enconditions incidentelles

OCCITANEPour les aciers de cuve

Dispositif permettant la mesure en ligneen bi-axée (allongement et profil) des

déformations matériaux sous flux

Instrumentation

Des dispositifs expérimentaux et une instrumentatio n de haut niveau


CABRI

Le Réacteur CABRI pour reproduire les conditions a ccidentelles

Température de gaine

PuissanceTem

pera

ture

, pui

ssan

ce

Temps

Entrée en crise d’ébullition

Phase PCMI Phase post-DNBTempérature de pastille

Violent fluidvaporisation

Pressure generation

Gas ejection

Solid fuel particles

� Contribuer à l’élaboration d’un critère de rupture de gaine en situation d’ébullition et pour des conceptions d e crayons récentes :

o Rénovation CABRI et mise en place de la boucle en eau pour une mise en service en 2017

o Une première phase de 10 essais (2017-2022)


Impact du renoyage du puits de cuve sur le non percement de la cuve : Evaluation de l’efficacité du refroidissement externe de la cuve

Expérience d’interaction corium-eau : La phase de fragmentation du corium dans l’eau est un enjeu majeur pour l’évaluation des conséquences de l’explosion vapeur sur l’enceinte de confinement

Rétention du corium hors cuve : Etalement, écoulement du corium, interaction corium/béton avec ou sans refroidissement

Expérience CALO

Plateforme Accidents Graves

LES ACCIDENTS HORS DIMENSIONNEMENT (« Accidents Gr aves »)

KROTOS

Suite à l’accident de Fukushima, renforcer les prog rammes sur la sûreté

REB de FUKUSHIMA

LA PLATEFORME PLINIUS à CADARACHE


Contexte : limiter les conséquences d’un accident g rave

Soutien à EDF, AREVA, IRSN Parc actuel (Gen II) : prolongation de la durée de f onctionnement – étude de systèmes de mitigation pour atteindre un niveau de sûreté proche de Gen III :

Stratégie : étalement à sec du corium dans le puits de cuve puis renoyage par le haut

Futurs réacteurs : étude des options de mitigation des Accidents GravesEPR : « Rétention du Corium hors cuve » avec core-catcherDepuis 2012 : réflexion sur de nouveaux modèles de réacteur - Option privilégiée : « Rétention du corium hors cuve »- A plus long terme : « Rétention du corium en cuve »

Expertise post-Fukushima (JAEA, NRA, IRID/MRI, OCDE)Expertise pour évaluer l’état des réacteurs et le terme-sourceSoutien en vue du démantèlement


Plateforme PLINIUS 2 à Cadarache

Ti : 2500°K

Rétention en cuve

KROTOS(ICE)

VULCANO (ICB)PLINIUS-2 (Etudes : 2015, Mise en Service : 2020)

� Etudes liées aux interactions corium-sodium (Réacte ur SFR) et corium-eau (REP)

� Développement d’outils de calcul pour l’évaluation du comportementdu corium en cuve et hors cuve


Relâchement des PF(mesure en ligne de la cinétique d'émission)

Transport et remobilisation des PF

Installation VERDON à Cadarache

Température : 150 °C – 2600°C

Etudes sur les rejets de Produits de Fission dans l e cadre des analyses de sûreté

Améliorer la connaissance du Terme Source :Relâchement du combustibleTransport dans le circuit primaireComportement dans l’enceinteRejets complémentaires lors du renoyage (contexte post-Fukushima)


Plateforme Technologie Eau Vapeur

Les enjeux vis-à-vis de l’opérabilité des centrales (Kd) et de leur performance :

o L’intégrité de la gaine du combustible , la non déformation de l’assemblage, lachute des grappes de commande

Causes de défaillance conduisant au percement du crayon

combustibleUsure sur crayon combustible

Boucles HERMES

o La radioprotection : Réduction de la dosimétrie des réacteurs en fonctionnement ~0.7 h.Sv/an avec un objectif de 0. 35 h.Sv/an pour l’ EPR


Projet ASTRID : prototype de réacteur de 4 ème génération

Fonctionnement intégré avec les ingénieries

� Utilisation optimale de la ressource en uranium (de s milliers d’année de production électrique en utilis ant l’uranium appauvri déjà disponible)

� Multirecyclage U et Pu (stabilisation du Pu)

� Possibilité de diminution de la radiotoxicité à long terme des déchets par recyclage des actinides mineurs (transmutation)

International Forum

Generation IV

International Forum

Generation IVU.S.A.

Argentina

Brazil

Canada

France

Japan

UK

South Korea

Switzer-land

E.U.

RussiaChina

Ouverture à l’international (Russie, Inde, Chine, USA, Japon (JAEA/MHI ), Europe, GIF)


Etudes de scénarios : un déploiement progressif, pa r paliers d’ambition croissante

?

T0 T0+20 ans

Recyclage MOX uséStock MOX stabilisé

Recycler MOX RNRPu multirecycléPu stabilisé dans combustible usé

Seulement MOXPas besoin de U naturel


Projet ASTRID

� Rôle primordial du CEA dans le projet ASTRIDo Support à la conception : le cœur, la chaudière, surveillance en fonctionnement,

systèmes d’arrêt, de refroidissement, …

o Le développement ou l’application d’une nouvelle génération d’outils de calcul

scientifiques (combustible, accidents graves, neutronique, thermo-hydraulique ,…)

o Les programmes expérimentaux en support (qualification des outils de calcul, de

solutions technologiques nouvelles)La « sûreté » est transverse à ces différentes activi tés

Cœur ASTRID


Aiguilles Combustibles

Premières pastilles UPuO 2 ASTRID fabriquées à MELOX2 lots de matière mis en œuvre (1,5 kg ; 300 pastilles)Utilisation partielle des installations industrielles (four de frittage, laboratoire d’analyses)Conformité des pastilles à la spécification éditée par le CEAElaboration et caractérisation des matériaux de gaine

⇒ TRES ENCOURAGEANT

25% Pu


Plateforme Tehnologie Sodium

Les plateformes sodium et simulant eau PAPIRUS et GISEH répondent aux besoins de développement et de qualification d’éléments de la technologie sodium

Principaux domaines d’étude : l’instrumentation (surveil lance continue ou contrôlespériodiques), les systèmes de conversion d’énergie, les co mposants spécifiquestels que les pompes, les vannes … et les systèmes de réparatio n en sodium

Na

He-N2

Na

réseau

compr2 compr1

récup

turbine

precool cooler circuit primaire

boucle intermédiaire

cycle à gaz

545°C 530°C 515°C 180 bar

21°C

395°C 364°C

60°C

382°C 76°C

379°C

x1.8

CHEOPS : Exploitation de 3 circuits en sodium afin de tester des composants innovants suivant 5 thématiques (SCE Na/gaz, ISIR, Sûreté, Instrumentation, Qualification de code ( 2020)

DIADEMOSystème de Conversion d’Energie Gaz (N2)


Caractérisation des déchets

Travail en milieu hostile

Méthodes et outils de gestion pour l’A&D

Décontamination des solides, structures et sols

Caractérisation in situ

Traitement et conditionnement des effluents et déchets

Organisation de la R&D en « Assainissement/Démantèle ment » autour de 6 axes de développement

Mesures radiologiques avec une meilleure précision

Systèmes télé-opérés, simulation d’intervention et dosimétrique


Passive neutronic measurement of Uranium

1) BESOINS :�Moins d’incertitudes de mesures

et seuils de détection plus bas

�Systèmes transportables et utilisables pour différentes catégories de déchets

Mesures neutroniques Actives et passives pour U et Pu

3) BESOINS :

1) Caracterisation des déchets2) Traitement et conditionnement des déchets3) Décontamination des structures et des sols

Imagerie X

2) BESOINS :� Ouverture de filières

de traitement / conditionnementpour les déchets historiques

� Procédés de recyclage

Cimentation : Matrice Géopolymère

Nouveaux Adsorbants (pour Cs, Sr)

� Cartographies des installationset des sols

� Procédé de décontaminationde terres et gravats

� Filières de recyclage de métaux

CO2 Supercritique

Gamma camera Alpha camera


Conclusions (1)

� Les programmes de recherche qui sont menés au CEA d ans le domaine du nucléaire civil permettent de répondre aux objectifs technolo giques et scientifiques suivants :

o Le soutien à l’optimisation et au développement des réacteurs de 2 ème et 3ème

génération à eau sous pression avec en particulier les développements portant sur :

• L’allongement de la durée de fonctionnement des réa cteurs• L’accroissement des performances et de sûreté des r éacteurs• L’investissement dans les outils expérimentaux et d e simulation avec

notamment le Réacteur Jules Horowitz dans le but d’offrir une capacité d’irradiations expérimentales

o La démonstration de la faisabilité d’une nouvelle g énération de réacteurs à neutrons rapides (4ème génération) pour une production nucléaire durable, reposant sur :

• Des innovations technologiques majeures• La conception d’un démonstrateur industriel de cett e nouvelle filière de

réacteur ( le projet ASTRID )

o Les activités en soutien aux procédés d’assainissem ent/démantèlement


Conclusions (2)

� Pour répondre à ces objectifs, le CEA dispose d’un atout majeur dans sa capacité d’intégrer :

o Des compétences scientifiques pluridisciplinaires

o Des plateformes expérimentales et leurs équipements (Cadarache, Marcoule, Saclay)

o Des outils de simulation permettant la capitalisati on des connaissances

o Des partenaires industriels et académiques dans le cadre national et international

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