de nombreux types de réacteurs ont été envisagés au départ; cependant, la liste a été réduite pour se concentrer sur les technologies les plus prometteuses et celles qui pourraient très probablement atteindre les objectifs de L’initiative de génération IV. Trois systèmes sont nominalement des réacteurs thermiques et quatre sont des réacteurs rapides. Le réacteur à très haute température (Vhtr) est également recherché pour fournir potentiellement de la chaleur de procédé de haute qualité pour la production d’hydrogène. Les réacteurs rapides offrent la possibilité de brûler des actinides pour réduire davantage les déchets et de pouvoir « produire plus de combustible » qu’ils n’en consomment., Ces systèmes offrent des avancées significatives en matière de durabilité, de sécurité et de fiabilité, d’économie, de résistance à la prolifération (selon la perspective) et de protection physique.

réacteurs Thermiquesmodifier

Un réacteur thermique est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons lents ou thermiques. Un modérateur de neutrons est utilisé pour ralentir les neutrons émis par la fission pour les rendre plus susceptibles d’être capturées par le carburant.,

réacteur à très haute température (VHTR)modifier

Le concept de réacteur à très haute température (VHTR) utilise un noyau modéré au graphite avec un cycle de combustible à uranium à passage unique, utilisant de l’hélium ou du sel fondu comme liquide de refroidissement. Cette conception de réacteur prévoit une température de sortie de 1 000°C. Le cœur du réacteur peut être un bloc prismatique ou un réacteur à lit de galets. Les températures élevées permettent des applications telles que la chaleur de processus ou la production d’hydrogène via le processus thermochimique du cycle soufre-iode.,

la construction prévue du premier VHTR, le réacteur modulaire Sud-Africain pebble bed (pbmr), a perdu des fonds publics en février 2010. Une augmentation prononcée des coûts et des préoccupations concernant d’éventuels problèmes techniques inattendus avaient découragé les investisseurs et les clients potentiels.

le gouvernement chinois a commencé la construction d’un réacteur à lit de galets à haute température de 200 MW en 2012 en tant que successeur de son HTR-10., Toujours en 2012, dans le cadre du concours de centrales nucléaires de nouvelle génération, le laboratoire national de L’Idaho a approuvé une conception similaire au réacteur prismatique Antares D’Areva devant être déployé en tant que prototype d’ici 2021.

X-energy s’est vu octroyer un partenariat de 53 millions de dollars sur cinq ans par le Département de l’énergie des États-Unis pour faire avancer certains éléments du développement de ses réacteurs. Le Xe – 100 est un PBMR qui générera 200 MWt et environ 76 MWe. L’usine de quatre paquets Xe-100 standard génère environ 300 MWe et s’adaptera sur aussi peu que 13 acres., Tous les composants du Xe-100 seront transportables sur route et seront installés, plutôt que construits, sur le site du projet afin de rationaliser la construction.

réacteur à sels fondus (MSR)modifier

Un réacteur à sels fondus type de réacteur nucléaire où le liquide de refroidissement primaire, ou même le combustible lui-même est un mélange de sel fondu., De nombreux projets ont été proposés pour ce type de réacteur et quelques prototypes ont été construits.

le principe D’un MSR peut être utilisé pour les réacteurs thermiques, épithermaux et rapides. Depuis 2005, l’accent a été mis sur un spectre rapide MSR (MSFR).

Les concepts actuels comprennent des réacteurs à spectre thermique (p. ex. IMSR) ainsi que des réacteurs à spectre rapide (p. ex. MCSFR).

Les premiers concepts de spectre thermique et de nombreux concepts actuels reposent sur du combustible nucléaire, peut-être du tétrafluorure d’uranium (UF4) ou du tétrafluorure de thorium (ThF4), dissous dans du sel de fluorure fondu., Le fluide atteindrait la criticité en s’écoulant dans un noyau où le graphite servirait de modérateur. De nombreux concepts actuels reposent sur le carburant qui est dispersé dans une matrice de graphite avec le sel fondu assurant un refroidissement à basse pression et à haute température. Ces concepts MSR de génération IV sont souvent plus précisément appelés un réacteur épithermal qu’un réacteur thermique en raison de la vitesse moyenne des neutrons qui provoqueraient les événements de fission dans son combustible étant plus rapide que les neutrons thermiques.

Les conceptions de concept MSR à spectre rapide (par exemple MCSFR) éliminent le modérateur de graphite., Ils atteignent la criticité en ayant un volume suffisant de sel avec suffisamment de matières fissiles. Étant à spectre rapide, ils peuvent consommer beaucoup plus de carburant et ne laisser que des déchets de courte durée.

bien que la plupart des conceptions MSR en cours soient largement dérivées de L’expérience MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment) des années 1960, des variantes de la technologie des sels fondus comprennent le réacteur conceptuel à double fluide qui est conçu avec du plomb comme moyen de refroidissement mais du combustible à sel fondu, généralement comme chlorure de métal, par exemple le chlorure de Plutonium(III), pour, Parmi les autres approches notables qui diffèrent sensiblement de MSRE, citons le concept de réacteur à sel Stable (SSR) promu par MOLTEX, qui enferme le sel fondu dans des centaines de barres de combustible solide courantes qui sont déjà bien établies dans l’industrie nucléaire. Cette dernière conception britannique a été jugée la plus compétitive pour le développement de petits réacteurs modulaires par une société de conseil basée en Grande-Bretagne Energy Process Development en 2015.

Une autre conception en cours de développement est le réacteur rapide au chlorure fondu proposé par TerraPower, une société américaine spécialisée dans l’énergie nucléaire et la science., Ce concept de réacteur mélange l’uranium naturel liquide et le liquide de refroidissement de chlorure fondu ensemble dans le cœur du réacteur, atteignant des températures très élevées tout en restant à la pression atmosphérique.

Une autre caractéristique notable du MSR est la possibilité d’un brûleur de déchets nucléaires à spectre thermique. Classiquement, seuls les réacteurs à spectre rapide ont été considérés comme viables pour l’utilisation ou la réduction des stocks nucléaires épuisés. La viabilité conceptuelle d’un brûleur thermique a été démontrée pour la première fois dans un livre blanc de Seaborg Technologies spring 2015., La combustion thermique des déchets a été réalisée en remplaçant une fraction de l’uranium dans le combustible nucléaire usé par du thorium. Le taux de production net de l’élément transuranium (par exemple le plutonium et l’américium) est réduit au-dessous du taux de consommation, réduisant ainsi l’ampleur du problème du stockage nucléaire, sans les problèmes de prolifération nucléaire et autres problèmes techniques associés à un réacteur rapide.,

supercritical-water-cooled reactor (SCWR)modifier

Article principal: supercritical water reactor

le réacteur à eau supercritique (SCWR) est un concept de réacteur à eau à modération réduite qui, en raison de la vitesse moyenne des neutrons qui causeraient les événements de fission dans le combustible étant plus rapide que les neutrons thermiques, il est plus précisément appelé un réacteur épithermal qu’un réacteur thermique. Il utilise de l’eau supercritique comme fluide de travail., Les scwr sont essentiellement des réacteurs à eau légère (LWR) fonctionnant à une pression et à des températures plus élevées avec un cycle d’échange de chaleur direct et unique. Comme le plus souvent envisagé, il fonctionnerait sur un cycle direct, un peu comme un réacteur à eau bouillante (BWR), mais comme il utilise de l’eau supercritique (à ne pas confondre avec la masse critique) comme fluide de travail, il n’aurait qu’une seule phase d’eau présente, ce qui rend la méthode d’échange de chaleur supercritique plus similaire à Il pourrait fonctionner à des températures beaucoup plus élevées que les PWR et les BWR actuels.,

Les réacteurs supercritiques refroidis à l’eau (RTC) sont des systèmes nucléaires avancés prometteurs en raison de leur rendement thermique élevé (environ 45% contre environ 33% pour les RTC actuels) et de leur simplification considérable des installations.

la mission principale du SCWR est la production d’électricité à faible coût. Il repose sur deux technologies éprouvées, les LWR, qui sont les réacteurs de production d’énergie les plus couramment déployés dans le monde, et les chaudières à combustible fossile surchauffé, dont un grand nombre sont également utilisés dans le monde entier., Le concept SCWR est étudié par 32 organisations dans 13 Pays.

étant donné que les réacteurs Scwr sont des réacteurs à eau, ils partagent les risques d’explosion de vapeur et de libération de vapeur radioactive des BWR et des LWR, ainsi que le besoin d’appareils sous pression, de tuyaux, de vannes et de pompes extrêmement coûteux. Ces problèmes communs sont intrinsèquement plus graves pour les Scwr en raison de leur fonctionnement à des températures plus élevées.

Une conception de SCWR en cours de développement est le VVER-1700/393 (VVER-SCWR ou VVER-SKD) – un réacteur supercritique russe refroidi à l’eau avec un noyau à double entrée et un rapport de reproduction de 0,95.,

réacteurs Rapidesmodifier

Un réacteur rapide utilise directement les neutrons rapides émis par la fission, sans modération. Contrairement aux réacteurs à neutrons thermiques, les réacteurs à neutrons rapides peuvent être configurés pour « brûler », ou fission, tous les actinides, et avec suffisamment de temps, donc réduire considérablement la fraction des actinides dans le combustible nucléaire usé produit par le parc mondial actuel de réacteurs à eau légère à neutrons thermiques, fermant ainsi le cycle du combustible nucléaire. Alternativement, s’ils sont configurés différemment, ils peuvent également produire plus de carburant actinide qu’ils n’en consomment.,

réacteur rapide refroidi au gaz (GFR)modifier

Article principal: réacteur rapide refroidi au gaz

le système de réacteur rapide refroidi au gaz (GFR) comporte un spectre de neutrons rapides et cycle de combustible fermé pour une conversion efficace de L’uranium fertile et la gestion des actinides. Le réacteur est refroidi à l’hélium et avec une température de sortie de 850 °C, il s’agit d’une évolution du réacteur à très haute température (VHTR) vers un cycle de combustible plus durable., Il utilisera une turbine à gaz à cycle Brayton direct pour une efficacité thermique élevée. Plusieurs formes de combustible sont envisagées pour leur potentiel de fonctionnement à très haute température et pour assurer une excellente rétention des produits de fission: combustible céramique composite, particules de combustible avancées, ou éléments plaqués céramiques de composés actinidiques. Des configurations de noyau sont envisagées sur la base d’assemblages de combustible à broches ou à plaques ou de blocs prismatiques.,

L’initiative européenne pour une industrie nucléaire durable Finance trois systèmes de réacteurs de génération IV, dont un réacteur rapide refroidi au gaz, appelé Allegro, de 100 MW(t), qui sera construit dans un pays d’Europe centrale ou orientale et dont la construction devrait commencer en 2018. Le groupe Visegrád d’Europe centrale s’est engagé à poursuivre la technologie. En 2013, des instituts allemands, britanniques et français ont terminé une étude de collaboration de 3 ans sur la conception à l’échelle industrielle, connue sous le nom de GoFastR., Ils ont été financés par le 7ème programme-cadre FWP de l’UE, dans le but de créer un VHTR durable.

réacteur rapide refroidi au Sodium (SFR)modifier

les deux plus grands réacteurs rapides refroidis au sodium commerciaux sont tous deux en Russie, le BN-600 et le BN-800 (800 MW)., Le plus grand jamais exploité était le réacteur Superphénix avec plus de 1200 MW de puissance électrique, fonctionnant avec succès pendant plusieurs années en France avant d’être mis hors service en 1996. En Inde, le réacteur D’essai Fast Breeder (Fbtr) a atteint la criticité en octobre 1985. En septembre 2002, l’efficacité de la combustion du combustible dans le FBTR a pour la première fois atteint la barre des 100 000 mégawatts-jours par tonne métrique d’uranium (MWd/MTU). Ceci est considéré comme une étape importante dans la technologie des réacteurs D’élevage Indiens., Grâce à l’expérience acquise lors de l’exploitation du FBTR, le prototype de réacteur Fast Breeder, un réacteur rapide refroidi au Sodium de 500 MWe est en cours de construction pour un coût de 5 677 crores D’INR (environ 900 millions de dollars). La Construction a été achevée en 2015, mais le réacteur n’est pas encore critique. Le PFBR sera suivi de six autres réacteurs rapides commerciaux (CFBR) de 600 MWe chacun.

le SFR Gen IV est un projet qui s’appuie sur deux projets existants pour les FBR refroidis au sodium, le réacteur fast breeder alimenté à l’oxyde et le réacteur integral fast alimenté en métal.,

Les objectifs sont d’augmenter l’efficacité de l’utilisation de l’uranium en élevant du plutonium et en éliminant la nécessité pour les isotopes transuraniques de quitter le site. La conception du réacteur utilise un noyau non modéré fonctionnant sur des neutrons rapides, conçu pour permettre à tout isotope transuranique d’être consommé (et dans certains cas utilisé comme combustible). En plus des avantages de l’élimination de la longue demi-vie transuranique du cycle des déchets, le combustible SFR se dilate lorsque le réacteur surchauffe et la réaction en chaîne ralentit automatiquement. De cette manière, il est passivement sûr.,

un concept de réacteur SFR est refroidi par du sodium liquide et alimenté par un alliage métallique d’uranium et de plutonium ou de combustible nucléaire usé, les « déchets nucléaires » des réacteurs à eau légère. Le carburant SFR est contenu dans un revêtement en acier avec du sodium liquide remplissant l’espace entre les éléments de revêtement qui composent l’ensemble combustible. L’un des défis de conception d’un SFR est le risque de manipulation du sodium, qui réagit de manière explosive s’il entre en contact avec l’eau. Cependant, l’utilisation de métal liquide au lieu de l’eau comme liquide de refroidissement permet au système de fonctionner à la pression atmosphérique, de réduire le risque de fuites.,

L’initiative européenne pour une industrie nucléaire durable a financé trois systèmes de réacteurs de génération IV, dont L’un était un réacteur rapide refroidi au sodium, appelé ASTRID, réacteur technique avancé au Sodium pour la démonstration industrielle., Le projet ASTRID a été annulé en août 2019.

de nombreux progéniteurs de la génération IV SFR existent dans le monde, avec l’installation D’essai à Flux rapide de 400 MWe exploitée avec succès pendant dix ans sur le site de Hanford dans L’État de Washington.

L’EBR II de 20 MWe a fonctionné avec succès pendant plus de trente ans au laboratoire national de L’Idaho, jusqu’à son arrêt en 1994.

le réacteur PRISM de GE Hitachi est une mise en œuvre modernisée et commerciale de la technologie développée pour le réacteur rapide intégral (IFR), développée par le laboratoire national Argonne entre 1984 et 1994., Le but principal de PRISM est de brûler le combustible nucléaire usé d’autres réacteurs, plutôt que de produire du nouveau combustible. Présentée comme une alternative à l’enfouissement du combustible usé/des déchets, la conception réduit la demi-vie des éléments fissiles présents dans le combustible nucléaire usé tout en produisant de l’électricité en grande partie comme sous-produit.,

réacteur rapide refroidi au plomb (LFR)modifier

Article principal: réacteur rapide refroidi au plomb

le réacteur rapide refroidi au plomb réacteur eutectique plomb/bismuth à spectre de neutrons rapides (LBE) à refroidissement liquide métallique à cycle de combustible fermé., Les Options comprennent une gamme de capacités d’installation, y compris une « batterie » de 50 à 150 MW d’électricité avec un très long intervalle de ravitaillement, un système modulaire évalué à 300 à 400 MW et une grande option d’installation monolithique à 1 200 MW (le terme batterie fait référence au noyau de longue durée fabriqué en usine, et non à Le combustible est à base de métal ou de nitrure contenant de l’uranium fertile et des transuraniques. Le réacteur est refroidi par convection naturelle avec une température de liquide de refroidissement de sortie du réacteur de 550 °C, pouvant aller jusqu’à 800 °C avec des matériaux avancés., La température plus élevée permet la production d’hydrogène par des procédés thermochimiques.

L’initiative européenne pour une industrie nucléaire durable Finance trois systèmes de réacteurs de génération IV, dont un réacteur rapide refroidi au plomb qui est également un réacteur sous-critique piloté par accélérateur, appelé MYRRHA, 100 MW(t), qui sera construit en Belgique et dont la construction devrait commencer après 2014 et la version à l’échelle industrielle, connue sous le nom Un modèle à puissance réduite de Myrrha appelé Guenièvre a été lancé à Mol en mars 2009., En 2012, L’équipe de recherche a signalé que Guenièvre était opérationnelle.

deux autres réacteurs rapides refroidis au plomb en cours de développement sont le SVBR-100, un concept modulaire de réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb-bismuth de 100 MWe conçu par OKB Gidropress en Russie et le BREST-OD-300 (réacteur rapide refroidi au plomb) de 300 MWe, qui sera développé après le SVBR-100, il se débarrassera de la couverture fertile autour du cœur et remplacera le réacteur BN-600 refroidi au sodium, pour donner prétendument une résistance accrue à la prolifération. Les travaux préparatoires ont commencé en mai 2020.