Skip to main content

Réacteurs et combustibles nouveaux

Rendre l'énergie nucléaire plus durable

L'uranium est le combustible nucléaire d'un réacteur et est extrait dans la nature. L'uranium naturel est constitué à 0,7 pour cent d'uranium-235 fissible et à 99,3 pour cent d'uranium-238 non fissible. Pour augmenter la teneur en atomes fissibles, l'uranium est enrichi dans des réacteurs nucléaires avant son utilisation. Le combustible nucléaire sert pendant quatre ans environ : après cette période, le combustible nucléaire est remplacé par un nouveau combustible nucléaire. Or, 95 % de ce combustible nucléaire utilisé est toujours utilisable après quatre années de fonctionnement dans un réacteur. C'est pourquoi le secteur continue à innover et à rechercher des solutions alternatives pour utiliser cette richesse naturelle de manière plus durable. L'une des alternatives réside dans des réacteurs de la quatrième génération, ce que l'on dénomme les « réacteurs rapides ». Ils peuvent aussi assurer la fission de l'uranium-238 et réutiliser le combustible nucléaire usé.  De cette manière, le volume et la radiotoxicité des déchets radioactifs peuvent être réduits.

SCK CEN - Nieuwe reactoren en splijtstoffen (2019)

Le plomb-bismuth comme réfrigérant

Les réacteurs rapides fonctionnent avec des neutrons rapides. Pour que les neutrons restent rapides, le cœur du réacteur ne peut pas être refroidi par eau. En effet, l'eau freine les neutrons. Les gaz et les métaux liquides comme le sodium et le plomb-bismuth entrent en ligne de compte comme agent réfrigérant. Le SCK CEN construit MYRRHA, un réacteur de recherche qui utilise le plomb-bismuth comme réfrigérant. Le choix du caloporteur détermine le développement ultérieur du projet. Quels combustibles nucléaires peuvent être introduits dans le cœur ? De quels matériaux structurels la cuve du réacteur et les circuits de refroidissement sont-ils constitués ? Comment le métal liquide se comporte-t-il comme agent réfrigérant ? Chaque aspect est étudié de très près pour garantir une exploitation sûre de ces réacteurs.

Questions en suspens

Pour confronter tous les aspects à la réalité, le centre de recherche dispose de laboratoires de haute technologie et de codes de calcul modernes.

  • SCK CEN - Nieuwe reactoren en splijtstoffen (2019)

    Imiter le rayonnement

    Contrairement aux réacteurs refroidis par eau actuels, les réacteurs rapides fonctionnent à une température supérieure. Les neutrons rapides influencent autrement les matériaux de structure. Le SCK CEN simule ces conditions dans son réacteur de recherche BR2 et analyse les dommages des matériaux. Ainsi, nous avons une image réelle de la manière dont les matériaux de structure vont se comporter dans le futur réacteur. Pour étudier la physique des réacteurs derrière les réacteurs rapides, le SCK CEN a construit le réacteur VENUS pour parvenir à un « mini-MYRRHA » : un modèle à l'échelle de systèmes pilotés par accélérateur, mieux connu par sous le nom de Accelerator Driven Systems (ADS).

  • SCK CEN - Nieuwe reactoren en splijtstoffen (2019)

    Valider le plomb-bismuth comme réfrigérant

    Dans le hall technologique, différentes expériences sont montées pour l'infrastructure de recherche innovante future MYRRHA. Avec ces expériences, le centre de recherche veut valider le plomb-bismuth comme agent réfrigérant. D'une part, les chercheurs vérifient si le refroidissement du cœur du réacteur reste suffisant, même si le plomb-bismuth n'est pas poussé activement à l'aide de pompes à travers le cœur. D'autre part, ils testent différents matériaux de structure étant donné que le plomb-bismuth est dans une certaine mesure corrosif pour la plupart des types d'acier.

MYRRHA : prototype

MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) est une infrastructure de recherche polyvalente, mais surtout unique. C'est le premier réacteur de recherche au monde qui est piloté par un accélérateur de particules et est refroidi à l'aide du métal liquide plomb-bismuth. MYRRHA ouvre la voie à des technologies et des applications très prometteuses, par exemple pour optimiser la gestion des déchets nucléaires, produire de nouveaux radio-isotopes médicaux et exécuter des recherches sur les matériaux. 

L'innovation en technologie nucléaire. En innovant, nous ne stimulons pas seulement le développement de réacteurs de GEN IV. Grâce à notre recherche, nous voulons aussi rendre plus sûre la conception des combustibles nucléaires actuels.
Marc Verwerft, expert en matériaux fissiles
SCK CEN - Nieuwe reactoren en splijtstoffen (2019)

Des matières fissiles tolérantes aux accidents : nouvelle stratégie dans le secteur nucléaire

À quoi ressemble la conception actuelle des matières fissiles ? L'uranium en tant que combustible nucléaire ou matière fissile est comprimé en pellets céramique : autrement dit, des tablettes cylindriques d'un cm de haut environ qui sont empilées dans de longs tubes. L'enveloppe de ces tubes était initialement en acier inoxydable, mais ce matériau a été remplacé dans les années '60 par un alliage au zirconium. Pourquoi ? Le zirconium résiste aux produits chimiques, est transparent aux neutrons et à l'épreuve de conditions extrêmes dans le cœur du réacteur. Toutefois, le zirconium comprend un inconvénient : en cas de surchauffe, il réagit avec l’oxygène. En cas de catastrophe nucléaire au cours de laquelle le cœur n'est pas refroidi, un refroidissement de secours ne peut pas être lancé et cette oxydation accélérée peut encore aggraver la situation. C'est pourquoi les scientifiques étudient s'ils peuvent développer de nouveaux matériaux : des matériaux qui conservent tous les avantages du zirconium et sont mieux protégés contre la surchauffe. Le SCK CEN contribue activement à la conception de ce qu'il est convenu d'appeler des « accident-tolerant fuels ». Dans le cadre du projet IL TROVATORE , le centre de recherche étudie, de concert avec trente partenaires, des concepts qui sont encore dans une phase de développement précoce. Divers matériaux et revêtements sont développés, contrôlés en laboratoire et testés quant à leur résistance au rayonnement dans le réacteur de recherche BR2.

Partagez cette page