Le CEA et Bouygues Construction ont annoncé le 26 juin 2012, la signature d’un accord de collaboration pour les études de conception du génie civil du prototype de réacteur de 4ème génération ASTRID.
ASTRID, – pour Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration – , est un prototype de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium d’une puissance de 600 MWe. Ce démonstrateur industriel remplit les critères de la quatrième génération, en rupture technologique avec à tout ce qui s’est fait jusqu’alors.
Prévue par la loi du 28 juin 2006 sur la gestion durable des matières et des déchets nucléaires, ainsi que par la convention État-CEA signée le 9 septembre 2010, la conception du prototype ASTRID est confiée à la Direction de l’énergie nucléaire du CEA, avec un objectif de mise en service à l’horizon 2020. Pour la phase d’études, qui se poursuivra jusqu’en 2017, le CEA indique réunir "les meilleures compétences qui seront le garant du succès de la conception d’ASTRID."
La conception d’ASTRID
Le CEA est responsable de l’architecture d’ensemble du réacteur, de son cœur et de son combustible, et d’autres lots spécifiques sont confiés à des partenaires industriels. Cette stratégie vise à intégrer, dès la phase de conception, le retour d’expérience industrielle (notamment la faisabilité et la constructibilité ainsi que l’ensemble des préoccupations de l’industrie), mais également à garantir le meilleur niveau d’innovation dans tous les domaines intéressant ce prototype.
C’est dans ce cadre que s’inscrit la collaboration entre le CEA et Bouygues Construction. Elle permet de croiser les apports des équipes de R&D du CEA avec les compétences et l’expérience de Bouygues Construction dans le domaine du génie civil nucléaire. Concrètement la collaboration porte sur le génie civil, avec comme objectif d’évaluer les différentes options de conception de l’îlot nucléaire, poursuivant la R&D sur les bétons de structure.
Cet accord vient compléter un ensemble de partenariats industriels : avec Areva NP (chaudière, le contrôle commande et les auxiliaires nucléaires), EDF (assistance à maîtrise d’ouvrage, retour d’expérience d’exploitation, études de sûreté), Alstom Power Systems (système de conversion d’énergie eau-vapeur et gaz), Comex Nucléaire (innovations sur robotique et manutention), Jacobs France (moyens communs et infrastructures) et Toshiba (pompes électromagnétiques de grande taille). Enfin un Mémorandum d’entente a été signé avec les britanniques Rolls Royce et Amec.
Ainsi, le projet ASTRID implique déjà environ 500 personnes, dont près de la moitié chez les partenaires industriels.
Astrid est un projet ambitieux qui participe au développement d’une filière de réacteur à neutrons rapides de quatrième génération. Celle-ci permettra selon le CEA "de mieux répondre aux contraintes de sécurité d’approvisionnement et d’indépendance énergétique, mais aussi aux contraintes environnementales grâce à une meilleure exploitation de la ressource en uranium, au multirecyclage du plutonium, et la minimisation de la production de déchets, sans émission de gaz à effet de serre."
Génération IV : de nouveaux concepts
Le principe fondateur du Forum international Generation IV est de mettre en synergie les recherches et développements, afin de concevoir les réacteurs nucléaires qui pourraient être exploités industriellement à partir de 2040. Les pays membres se sont accordés sur les atouts de l’énergie nucléaire, d’une part pour satisfaire les besoins croissants en énergie dans le monde, d’autre part pour garantir le développement durable et prendre en compte les changements climatiques.
Aujourd’hui, les membres de ce forum sont : l’Afrique du Sud, l’Argentine, le Brésil, le Canada, la Chine, les Etats-Unis, Euratom, la France, le Japon, la République de Corée du Sud, le Royaume-Uni, la Russie et la Suisse.
Compte tenu des besoins variés et des contextes particuliers à chaque nation, il ne peut exister un système unique de réacteur nucléaire de quatrième génération. En 2002, six technologies ont été retenues, présentant toutes des avancées notables en matière de développement énergétique durable, de compétitivité économique, de sûreté et de fiabilité, de résistance à la prolifération et aux agressions externes. Ce sont :
1 – VHTR (Very High Temperature Reactor) Réacteur à très haute température (1 000°C/1 200°C), refroidi à l’hélium, dédié à la productiond’hydrogène ou à la cogénération hydrogène/électricité ;
2 – GFR (Gas-cooled Fast Reactor) Réacteur rapide à caloporteur hélium ;
3 – SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) Réacteur rapide à caloporteur sodium ;
4 – LFR (Lead-cooled Fast Reactor) Réacteur rapide à caloporteur alliage de plomb ;
5 – SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor) Réacteur à eau supercritique ;
6 – MSR (Molten Salt Reactor) Réacteur à sels fondus.
En France, le CEA travaille sur deux filières : le réacteur à neutrons rapides et caloporteur sodium (RNR-Na ou SFR) et le réacteur à neutrons rapides et caloporteur gaz (RNR-G ou GFR, dans ce cas le gaz est l’hélium). La technologie des réacteurs nucléaires à neutrons rapides permet d’utiliser les réserves d’uranium (estimées à 60 ans actuellement) pendant plusieurs milliers d’années. Ainsi, le CEA s’est engagé sur la conception d’un prototype innovant de réacteur refroidi au sodium. L’objectif est de préparer le déploiement industriel d’une telle filière dans le parc français à l’horizon 2040, en privilégiant des recherches en innovations.
Les matériaux devront être particulièrement résistants à de très hautes températures (de l’ordre de 550°C pour le premier et de 850°C pour le second). Ainsi, des études portent sur des aciers spéciaux et de la céramique composite, ainsi que sur la nanostructuration de ces matériaux. Des matrices céramique sont testées pour remplacer les gaines, elles présentent l’avantage d’une meilleure conductivité thermique et sont capables de supporter des températures très élevées.
Pour mener à bien ces recherches, les scientifiques ont recours à des réacteurs expérimentaux comme Osiris à Saclay près de Paris et bientôt, dès 2014, le réacteur Jules Horowitz (RJH) à Cadarache près de Marseille.
Côté combustible, pour chaque filière, des études sont lancées pour déterminer les caractéristiques, la géométrie du coeur de réacteur et les matériaux. Les réacteurs en fonctionnement utilisent des pastilles composées de poudre d’uranium enrichi (de l’oxyde d’uranium), comprimée et cuite au four. Les pastilles sont empilées dans des gaines, appelées aussi crayons de combustible.
Pour cette génération, les oxydes d‘uranium pourraient être remplacés par des nitrures ou carbures d’uranium, qui prennent la forme de particules, bâtonnets ou anneaux. Selon les chercheurs, l’année 2012 sera une première échéance, l’occasion de dresser un bilan sur les premières expérimentations, les recherches sur les combustibles et les matériaux, les technologies innovantes. Un seul prototype sera construit en 2020, au vu de ces résultats et selon la décision du gouvernement ; avec pour objectif plus de performance, plus de sûreté, plus d’économie, limitant les risques de prolifération et la quantité de déchets produits.
Du sodium à manier avec précaution
Le sodium utilisé comme fluide caloporteur est chaud (au minimum 180 °C, et 550 °C dans le cœur) et opaque, ce qui ne facilite pas l’inspection des installations en fonctionnement. En conséquence, il est nécessaire de développer des capteurs spéciaux, à ultrasons par exemple, pour pouvoir effectuer des inspections sans devoir évacuer le sodium, une opération longue et délicate qui grève lourdement la disponibilité d’une telle installation.
Pour finir, il faut savoir que le sodium est un métal hautement inflammable avec l’eau ou l’air.
AU lieu de se précipiter dans une filière qui a déjà eu son lot d’accident et pour lequel on ne sait toujours pas éteindre des feux relatifs à plus de quelques dizaines de kilos de sodium sans compter quelques incidents remarquables en russie et japon, l’examen de solutions alternatives ne présentant pas à l’inverse de celle-ci un caractère irrémédiable pour ce qui est des conséquences d’un accident majeur semble tout à fait indiqué. Il y a suffisament d’autres possibilités pour ne pas choisir cette voie.
Cette filière est très séduisante puisqu’elle permeyt de résoudre quasi-définitivement le problème de l’approvisionnement en combustibla nucléaire (dans 1000 ans, c’est la fusion… ou la massue). Toutefois, quelqu’un peut-il nous éclaircir sur 2 points: 1: En quoi cette filière serait-elle plus sure que la génération précédente (EPR), ce qui ne parait pas évident notamment à cause du sodium? 2: Ce prototype vient après 2 autres (Phenix et superPhenix), dans quelle mesure apporte-t-il une avancée significative? (superphenix a été officiellement abandonné pour des raison politiques, mais a rencontré qq problemes techniques) Merci, cordialement.
Voila une belle demonstration a qui refuserait de croire que les credits de R+D dedies aux EnR sont infinitesimaux en comparaison de ceux octroyes au nuke.
Les réacteurs à sodium sont intrasèquement dangereux (Refroidissement au Sodium) et le coût de la sécurisation, de la fiabilisation et de démantèllement de ces engins est colossal. Même si il y a un intérêt scientifique à explorer des voies technologiques nouvelles et que la France a capitalisé des connaissances sur cette technologie cette dernière n’a absolument aucun avenir industriel en dehors de la planète Mars. Le réacteur le plus sûr dans sa conception intrasèque est sans conteste le réacteur nuclaire à sels fondus (mentionné dans l’article sous l’appelation MSR). Malheureusement la France n’a que peu capitaliser sur cette technologie et n’a pas le courage d’abandonner la voie de garage du sodium pour repartir d’une page blanche sur une filière aux bases beaucoup plus saine et en adéquation avec l’évolution des exigences sociétale. En conclusion le projet Astrid sera stérile commercialement et ne pourra générer des subsides que sur les potentielles technonologies baroques dévellopées autour de la sécurisation du refroidissement sodium. J’éspère sincèrement que ce projet ne sera pas financé dans la crise actuelle car dans le meilleur des cas ce sera un gaspillage et dans le pire des cas je frémis à l’idée que l’on essaye d’imposer une telle technologie à nos enfants dans une cinquantaine d’année.
Des matrices céramique sont testées pour remplacer les gaines, …. formidable , en plus des qualités du sodium bien connu. Des matrices céramique à la résistance au choc incomparable …. tout juste plus résistant que du verre …. les températures utilisé impose l’utilisation de matériaux exotiques avec des retombées hélas prévisibles.
apparemment “astrid” serait un “superphoenix” ameliore sur le plan de resistance des materiaux (!) ce qui reste a demontrer en fonctionnement mais pas seulement sur le “papier” ; mais je penses que lorsque “astrid” sera mis en route ,il y aura des “retouches ” a faire comme “superphoenix” , c’est redibitoire puisque ce sera un prototype ;alors ,pourquoi ces retouches n’ont pas été éffectuees sur “superphoenix” qui a coute une somme astronomique au francais et maintenant ça va recommencer aves “astrid”, a moins qu’un 1er ministre dises “on fonce ou on arrete tout” ce qui est une probalite ;
nos politiciens à qui l’on dit depuis 40 ans que l’avenir c’est les surgénérateurs n’a sans doute pas entendu parler des électrons chauds qui vont doubler les performances des panneaux solaires ?
d’ailleurs où en est on du retraitement du sodium de superphénix ? toujours en stockage ?
Pourquoi ignore t-on systématiquement les possibilités des réacteurs au thorium?Autrement plus séduisant que le sodium. Même Enerzine les passe sous silence, certes il faut mettre au point la technique, mais n’est ce pas le cas de toutes les nouveautés?
Il reste encore quelques illuminés à fort pouvoir persuasif pour gâcher un fric fou dans ces chimères auxquelles plus grand monde ne croit. Il y a aussi quelques bizarres comme @Nature pour sautiller en disant “thorium, thorium!”… L’avenir du nucléaire, dans le monde réel c’est au mieux de la 3ème génération optimisée, de l’EPR plus petit, plus compétitif.
Affligeant déjà 651 millions foutu en l’air dans un projet non commercialisable et dangereux. Et le pire : Au nom du grand emprunt d’avenir ! On croit rêver… On est vraiment chez les shadock là. Tellement d’argent mis sur la table sur ce projet depuis phoenix que personne n’a suffisament de courage pour arrêter cette bétise. J’espère sincèrement que le nouveau gouvernement ne se fera pas embobiner par les professeurs Folamours qui poussent ce projet depuis 40 ans…
Allo? Les défenseurs inconditionnels du nucléaire sont demandés ! Y’a pas grand monde pour défendre ce projet stupide sans autre intêret que d’engloutir des sommes énormes qui pourraient être utilisées pour faire des économies d’énergie ou des énergies renouvelables. 650milions c’est 500MW de solaire, 600MW d’éolien, 600MW de biomasse, 14 prototypes d’hydroliennes, 30 000 rénovation lourdes de logements (plus que toute la ville de Quimper par exemple), etc…
la France et sa notion de la R&D, allé rdv sur 36 15 NUKE, ou on s’en parle sur notre bi-bop. Un truc qui est sûr, c’est que les énergies de l’avenir seront pas découvertes chez nous!
Vous êtes tous hors sujet les loulous. De un, le thorium, est un combustible, je ne vois pas pourquoi il est comparé au sodium, qui est un caloporteur. Le thorium pose le problème de fonctionner à des températures bien plus elevées que les 300° classique. La RDM montre ses limites et le thorium l’y amène. De deux, Nuclearerror, vos exemples sont pour des installations fonctionnant H24 J365/an à100%. En réalité, et en dehors du monde de Oui-oui divisez tout ceci par 3 minimum. De trois, certains ce lancent dans la politique, faisons facile, Le gouvernement en lui même avec ses députés/sénateurs coutent 47 millards d’euros par an, punaise, divisons la quantité de ces branleurs par 2 et on résorbe l’endettement francais (demandons au monde de Oui-oui!!) De quatre, à une gaine de combustible on ne lui demande pas de ramasser des chocs supérieurs à 4G, mais de travailler à hautes températures, contraintes de pressions élevées, sans corrosion, la céramique convient parfaitement à ces contraintes. J’ai jamais vu un modérateur (liquide) passer de 0 à 200bars en une seconde, et encore moins transferer des masses d’acier afin de créer des chocs. Et pour finir, arrêtez de parler du danger du Sodium quand on parle de RNR. Pour vous donner des billes vue que vous en manquez, ca reste un réacteur à fission (donc radionucléides qui émettent des rayonnements ionisants), la seule différence à proprement parler avec les EPR 3g, c’est que les neutrons sont rapides et non thermiques, la réaction est la même, donc si vous souhaitez blasphèmer sur un risque, remettez sur la table celui que tous les antinuke abusent depuis 40 ans, c’est à dire: c’est du nuke -_-‘
Bonne chance pour une réponse ! Il paraît que ce n’est pas politiquement correct d’évoquer la filière thorium. Sous prectexte que “ça ne marche(ra) pas” ??? (dernières “expériences” datant de quelques décemnnies, on pourra peut être faire des progrès, non ? Et puis si “l’expertise” s’est bien développée sur l’uranium/plutonium, c’est bien grâce à ou à cause de la bombinette, pas parce que le thorium n’aurait pas marché à priori. J’avais contacté,des physiciens, de Grenoble, je crois, travaillant sur la filière thorium. il y a donc des budgets (sans doute très petits) qui y sont consacrés en France. Bien sûr, n’ayant aucune “capacité” à travailler la question, j’ai eu une réponse juste courtoise pour me demander de quoi je me même, moi , simple “mortel”; Si vous êtes dans une filière scientifique peut être aurez-vous plus de chance que moi ! (en tapant thorium recherche et France sous Google, vous aurez les coordonnées du laboratoire) bonne pêche aux infos
Ce sera le début de nos problèmes d’approvisionnement énergétiques en Europe :un bon moment pour lancer Astrid …s’il est pret !
de la pédagogie. Nous avons eu une discussion sur la justification du choix du RNR-Na pour la France il y a seulement quelques jours ici même, même si c’était de la Chine qu’il s’agissait dans la brève. Je complète, compte tenu des réactions, de lecteurs sans doute nouveaux sur Enerzine : 1- @Steph: il s’agit d’un réacteur de recherche et développement. Comparons donc avec les Investissements d’Avenir consentis par le gouvernement dans les EnR : MIRTE, Hydroliennes à Paimpol, INES à Grenoble, l’AMI véhicule électrique de l’Ademe, etc… 1 Euro dans les EnR et l’efficacité énergétique, pour 1 euro dans la recherche sur le nucléaire. De mémoire, on doit être aux alentours de 1,5 milliards de chaque côté. L’objectif est aussi de faire une machine expérimentale pour se débarrasser des actinides, et/ou du plutonium par transmutation. 2- @Endak : des accidents on en a vu : des RNR plombs de sous-marin alfa Russes qui ont eu des pépins, oui. Un RMBK qui ont gravement explosé, oui (Tchernobyl). Des BWR à Fukushima. Des UNGG (SL1 par exemple). Et même un REP à TMI (pas de victimes dans ces deux derniers cas). Mais des accidents de RNR sodium, pas vu. Jamais. Vous vous trompez. Ou alors, dites-moi où et quand. Des pannes oui. Des accidents, non. 3- @Ester et @Polux : commercialement stérile ? Vous êtes mal informés. La Russie vient de vendre un RNR-Na à la Chine, et prépare le contrat pour deux suivants de 1200 MW chacun… Tandis que la Chine vient de démarrer son prototype indigène de 35 MW… 4- @Nuclearerror : erreur habituelle, vous confondez le financement de la recherche (multiples de 100 millions), et l’investissement d’infrastructure, avec deux zero en plus (en dizaines de milliards). Typiquement, implanter des éoliennes ou du PV, c’est la CSPE qui est faite pour : quelques milliards annuels depuis 10 ans, indolores car dans votre facture EDF… Quand à la rénovation, c’est l’ARENH qui s’en charge, avec, là aussi un budget issus des investissements d’Avenir, pour quelques dizaines de milliard (mais faudrait que je retrouve le chiffre exact, ce n’est pas mon domaine). 5- @Nature et @Ester : la France a le plus gros stock de thorium extrait. La France est le seul pays à travailler sur les sels fondus dans le forum Generation IV. La France (CNRS en l’occurence) a ré-inventé ce concept, en le rendant sur-générateur, en spectre de neutrons rapides (c’est le Molten Salts Fast Reactor). N’empêche : on n’a aucune expérience opérationnelle. Personne, nulle part dans le monde (ils sont morts ou en retraite) car le dernier MSR à avoir fonctionné remonte à 1965. Tandis que, par comparaison, plusieurs RNR-Na ont fonctionné sans discontinuer à travers le monde, en s’améliorant continument. J’adore le concept de MSFR. Mais il reste beaucoup de travail. Evidemment, si la France (le CNRS) n’était pas la seule à travailler dessus, ça irait plus vite. L’Académie des Sciences de Chine a une feuille de route sur le concept. Faut voir où ça va. Enfin, c’est de la recherche tout ça. Les progrès des uns font aussi faire des progrès aux autres. Je ne passerai pas en revue toutes les améliorations de conception de sûreté d’Astrid par rapport à Rhapsodie, Phénix ou SPX, ce serait trop long. Ca n’a rien à voir. Ce serait comparer une voiture 5 étoiles NCAP d’aujourd’hui à une 2CV des années 70… Je passe sur les céramiques, il faudrait 200 pages… PS : @Nuclearerror, désolé de ne pouvoir répondre dans l’heure : j’ai un métier. Votre remarque est juste… déplaisante. Et de fait, vous n’encouragez pas à répondre à un tel concert de lamentations. PPS : plus d’informations prochainement.
Dans le commentaire précédent, je voulais dire ANAH (et pas ARENH), bien sûr.
Quelques précisions sur le thorium qui chassera les doutes lus au dessus. Comme vous savez le thorium serait utilisé en combustible en lieu et place de l’uranium ou du MoX. Le Th 232 est “fertile”. C’est à dire qu’il absorbe un neutron sans donné un résultat de fission, il devient radioactif (Th233), et par emission d’un e-, se décroit en Pr 233, qui lui, instable également, par béta- devient U233. On utilise dès lors l’U3 comme on utilise l’U5, l’U3 est fissile, un neutron lent (thermique) provoque la fission de l’uranium 233, et le cycle de la réavtion nucléaire est amorcé. Alors pourquoi le fameux problème de température? Il faut savoir que les sections efficace d’absoption des atomes varie en fonction de l’atome lui même et de sa température. Il faut comprendre par là, que le noyau du thorium 232 n’est “pas bien vu” à faible température par les neutrons (300°), tandis qu’à haute température (800°C) la section devient tellement énorme que l’absorption s’opère, et donc la chaine de création de l’uranium 233 pour la fission est en route. (cherchez sur le net cycle du thorium) Ses 800° imposent de fonctionner avec un fluide primaire à 500/600° afin de limiter les contraintes thermiques. Et donc avec des aciers de cuve à 500°, hors ces aciers changent d’état et sont trop élastiques à cette tempéature, et les limites de la résistance des matériaux est atteinte (étant donné que certains minerais sont retiré des aciers pour éviter de déformer la structure de l’acier à cause du rayonnement neutronqiue)
A mon avis, il faudrait utiliser du sodium vert dans ASTRID, comme on le fait dans les batteries pour les éoliennes : Parce que avec ce sodium là, il y a beaucoup moins de commentaires sur la dangerosité du produit et nous en avons déjà eu la preuve sur Enerzine.
Y’a pas que les aciers dans la vie… Il a aussi les alliages à base nickel. Ligne N du tableau. Ca résiste au fluor, ça résiste pas trop mal au flux de neutrons, et on sait encore fabriquer (en France, il y a encore quelques métallos de talent). Au delà, faut regarder les détails. D’où le fait que ce n’est pas pour demain matin. PS: ce que vous dites est valable pour les autres concepts, SFR et a fortiori GFR et VHTR. Heureusement, il y a des solutions.
@Babase : la cuve de Superphénix est vidangée à moitié : les blocs de béton ainsi constitués seront stockés définitivement au CSTFA, il s’agit du même traitement que pour nos poubelles. Superphénix sera démantelé peut être plus vite que Brenillis car ayant une cuve intégré avec 4000t de sodium celui-ci faisait écran aux neutrons, donc les matériaux sont peu voir pas activé : je me suis déplacé sur le bouchon de dalle à pleine puissance de Phénix sans recevoir de dose. Avant l’arrêt de Phénix en 2010, les ingénieurs ont volontairement procédé à l’arrêt totale de l’alimentation électrique pour constater le comportement du coeur en absence de refroidissement (comme à Fukushima mais 2 ans avant). La température a beaucoup montée mais comme il y a énormément de sodium dans la cuve celui-ci a emmagasiné la chaleur puis restitué aux parois, la température est redescendue sans endommagement du coeur !!! Pour les 650 millions, c’est étalé entre 2009 et 2020 : cela relativise les choses !
@Devoirdereserve “commercialement stérile ? Vous êtes mal informés. La Russie vient de vendre un RNR-Na à la Chine, et prépare le contrat pour deux suivants de 1200 MW chacun… Tandis que la Chine vient de démarrer son prototype indigène de 35 MW…” La chine et la russie ! Diantre ! Deux pays connus pour leurs grande attention à l’environnement, leurs soucis innéfable de protection des populations et leurs capacité à entretenir une bonne intelligence avec ces dernières par un dialogue équilibré et constructif. Il ne faut pas être un génie pour voir que des réacteurs commerciaux de ce type ne seront JAMAIS construit en France comptes tenu encore une fois des risques intrasèques de cette technologie, et de l’état actuel et encore plus dans le futur de l’opinion Française. Au lieu de rassurer les populations en orientant la recherche vers des solutions électronucléaires plus sûres on persiste et signe sur une voie de garage. Et je n’ai jamais entendu que l’on ait programmé un investissement de 650 Millions sur une autre technologie de IV génération. A moins évidemment que le but final soit de vendre des réacteurs à la chine et à la russie. Mais dans ce cas là quel intérêt ? Ces derniers développe déjà leur propre technologie comme si bien indiqué Et dans le meilleur des cas on vendrait des réacteurs que l’on serait incapable tant du point de vue de la sureté, de l’environnement, de la société et de la politique d’installer chez nous. Pas très crédible le vendeur. Il faut redescendre sur terre, que vous le vouliez ou non il n’est pas question ici que de technologie ou de recherche scientifique. Tout cela dans un contexte général, sociétal, macroéconomique et stratégique. Nous ne sommes plus sur ces sujets sur de la recherche fondamentale mais sur de la recherche appliquée. Il doit donc y avoir derrière une stratégie, et cette stratégie n’a pas été repensée depuis 40 ans.
marci de ces précisions. D’où tenez-vous les 47 milliards, uniquement pour gouvernement et les chambres ??? Cette somme n’inclut-elle pas les services “centraux” de tous les ministères ? En tout ca ce ne peut pas être les traitements des députés, sénateurs, ministres et de leurs cabinets, même en incluant leurs frais de contionnement spécifiques ! Qu’ils (et elles) soient trop nombreux, et “coûtent cher”, c’est possible, mais qu’ils représentent au total 47 MILLIARDS dans le budget de l’état, non !
Personnellement je trouve quand même un peu étrange de passer des heures et années de recherche sur des produits existants et donc les technologies sont déjà éprouvées(modèle rusSe, indien)! Le but de ce développement est-il uniquement de montrer que nous aussi français, nous sommes capables de développer ce produit! Nos budget de recherches ne seraient ils pas mieux placés dans de la vraie recherche??
Le but du jeu n’est pas de copier (nous avions déjà pas mal d’avance dans cette technologie avec Phénix et Superphénix) mais d’améliorer. Notamment en obtenant un niveau de sûreté largement supérieur à ce qui se fait aujourd’hui en France ou à l’étranger. Pour plus d’infos, voir le fil de discussion et les documents mis en lien ici (et rappelé par Devoirdereserve).
Pour ce qui est de la prospective stratégique, allons-y… Expliquez nous donc votre vision, et surtout compte tenu du reproche que vous me faisiez, justifiez lequel des fondamentaux stratégiques, économique, démographique, géographique français a changé depuis 40 ans. Il n’y en a qu’un, je vous laisse le trouver. Expression en deux mots. C…. E….
Qu’y a t’il de changer depuis 40 ans dans le sens de ce qui condamne par avance cette filière ? Ok allons y pour le Top 5 : 1) Les grands accidents nucléaire et industriels : Tchernobyl, AZF, Fukushima 2) La prise de conscience de la société civile relayé par les politiques et les mouvements associatifs de : l’environnement, les risques industriels, les risque sanitaires etc… 3) Internet et tous ce qui en découle de positif et de négatif sur la rapidité d’information de désinformation et de constitution de groupe d’idée 4) La fin de la guerre froide et de la course au plutonium une des principale raison du soutient indéfectible de nos politique à la filière nucléaire 5) La très mauvaise image de l’expérience Phoenix et Superphoenix dans l’opinon publique. En gros c’est pas compliqué. Le reacteur Astrid est réalisable mais quand il s’agira de passer à l’échelle industrielle et de l’installer quelque part en France cette belle technologie finira dans le mur. A moins bien sûr de passer notre régime politique de la démocratie à une dictature Russe ou Chinoise. Les gens pensent, votent, et s’opposent. Le temps de la foi indéfectible en la science et un monde meilleur est mort. C’est comme ça il faut être pragmatique. La filière nucléaire ne tient déjà qu’à un fil, la pousser vers la voie du Surgénérateur à refroidissement Sodium la condamne à coup sûr. Si le Nucléaire est si importante le Sodium sera le fossoyeur de ce choix stratégique.
Bon commençons par le top du top : Les grands accidents nucléaires et industriels : Depuis Tchernobyl en 1986, a-t-on arrêté tous les réacteurs RBMK ? Non, il y en a toujours 11 en service et tout le monde s’en fout, y compris les antinucléaires qui se passionnent exclusivement pour les 58 réacteurs français. Depuis AZF en 2001, a-t-on arrêté la chimie ? Enfin, je ne vois où l’opinion public pourrait avoir une mauvaise une mauvaise opinion de Phénix (pas besoin de “o”), qu’elle ignore la plupart du temps et qui a fonctionné pendant trente sans problèmes majeurs. Doit-on en déduire l’impuissance des mouvements qui font beaucoup de bruit dans les médias ?
Vous mélangez tout et n’importe quoi, et vous racontez des choses fausses, grossièrement fausses. Je pourrais argumenter, comme Dan1, mais cela n’aurait aucun effet sur vous : je suis pragmatique, comme vous le recommandez. Ca me désole de voir à quel point l’obscurantisme progresse : “le temps de la foi indéfectible en la science et un monde meilleur est mort” Tout est dit. Y’a plus qu’à se flinguer.
A Dan1 et Bachoubouzouc,Devoir de reserve,etc… Seulement trois ans pour construire et mettre en service un surgénérateur de 600 MWe ? N’est ce pas un peu optimiste ? Vu la manière dont on s’y prend ces derniers temps avec la contruction d’1 réacteur nuke en France,je parirais plutot sur six ans(peut-être sept).Donc entre 2017 et 2023 voir 2024. D’autre part,le lieu du site,a t’il été choisi? Où ? Vos avis SVP ! Merci !
“D’autre part,le lieu du site,a t’il été choisi? Où ?” Oui,ce sera à Marcoule (où Phénix avait produit de l’électricité une trentaine d’années). ” Seulement trois ans pour construire et mettre en service un surgénérateur de 600 MWe ? N’est ce pas un peu optimiste ? ” Difficile de répondre,je pencherais plutot pour quatre ans et demi, voir 5ans à 5ans et demi,mais bon…Ce n’est que mon avis.
L’article dit bien “à horizon 2020”, pas “avant fin 2020”. Nuance. En outre, si les études doivent finir en 2017, la construction ultérieure reste subordonnée à une décision gouvernementale.
Connaissez vous le SMFR (small modular fast reactor) du laboratoire Argonne(USA) associé au CEA et aux japonais. Il s’agit d’un réacteur à neutrons rapide en projet depuis juillet 2005 . Réacteur refroidit au sodium liquide,mais utilisant le CO2 supercritique cycle de Brayton,à la place de l’eau,pour générer l’électricité. Sa puissance électrique est de 50 MW environ (Sa puissance thermique de 125 MW). Il n’y a pas d’eau dans cette petite centrale,donc pas d’accident possible entre le sodium et l’eau. Question : Peut-on imaginer possible,un successeur d’Astrid vers 2045-2050 qui utiliserait le CO2 supercritique cycle de Brayton,à la place de l’eau,pour générer de l’électricité avec une puissance de 600 MWe ? Ou est-ce trop demander à un cycle de Brayton CO2 supercritique(vers 2045-2050) pour 600MWe et donc 1500 MWth ? Votre avis merci ! Cordialement ! PS: Je vous ai adressé hier trois posts sur un autre fil dédié aux technologies au Thorium .Merci d’y jeter un regard si vous avez le temps.Et de me donner votre avis toujours bienvenue.Cordialement.
Cher Fertile, A ma connaissance, la partie conversion d’énergie d’Astrid n’est pas encore à l’étude. Je crois qu’il est prévu de maintenir une possibilité d’expérimentation à ce sujet. Mais ce n’est pas l’objectif principal du démonstrateur. J’ignorais le SMFR. Je vais jeter un oeil. Je regarde les commentaires sur le thorium… @EnerZ : il faudrait allonger la liste des posts récents en une, ou proposer un moyen de suivi des fils auxquels on a contribué.
Cher Devoirdereserve.Merci pour votre réponse. Dans la partie conversion d’énergie d’Astrid,j’ai aussi entendu parler de la possibilité que le deuxième circuit de sodium(le secondaire) soit remplacé par du sel fondu pour qu’il soit impossible qu’il se retrouve au contact de l’eau du générateur de vapeur. Est-ce vraiment envisagé à votre connaissance ? Cordialement.Merci.
C’est une possiblité envisageable, sur le papier. Mais rien n’est concrètement prévu pour faire quoi que ce soit dans cette direction. Pour l’instant le gros du travail, c’est démontrer les propriétés du coeur, du combustible du cycle. Puis, éventuellement, tester le cycle Brayton… Mais on ne peut pas disperser les moyens en phase de démonstration. En phase d’optimisation, oui, on essaiera. Quelque fois, on parle aussi d’hélium, mais sans conviction. Trop d’innovations pour que ça colle avec le calendrier. Les sels fondus pour le secondaire, ce serait plutôt la marotte de gens comme Charles Forsberg (Oak Ridge puis MIT), qui militaient pour des schémas semblables sur le VHTR aux USA… Avec un succès nul.
Merci . Avez vous trouvé le site de l’Argonne national laboratory sur le SMFR auquel participe le CEA ? Il est en Anglais mais facilement compréhensible. Je vais essayer de vous mettre le lien: Si le lien marche,merci de me donner votre avis! Cordialement !