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GAENA (ex GASN) Article N°3 Ind. 2 du 28 novembre 2012 ASSOCIATION DES RETRAITÉS DU GROUPE CEA Groupe Argumentaire sur les Energies Nucléaire et Alternatives Siège : ARCEA/GAENA CEA/FAR 92265 Fontenay aux Roses Cedex Page 1/6 Contact rédaction : ARCEA GAENA Bât 608 91191 GIF sur Yvette Cedex Tél. 01 69 08 96 87 (le mardi matin) - - e-mail : [email protected] http://www.energethique.com Phénix, réacteur surgénérateur Patrick MICHAILLE Phénix a terminé son 56ème et dernier cycle le 6 mars 2009, en réalisant les essais de fin de vie qui permettront d’en affiner la connaissance neutronique et thermohydraulique, et de clore l’histoire remarquable de ce réacteur de démonstration qui a permis de valider durant 35 ans les choix faits par ses concepteurs, et aussi de réaliser des expériences d’irradiation qui préparent l’avenir. 1. PRÉSENTATION DE LA CENTRALE La centrale Phénix est située au nord-est du site nucléaire de Marcoule, les bâtiments s’alignant le long du Rhône : le bâtiment réacteur (BR) au centre, le bâtiment des générateurs de vapeur (GV) et l’installation de production d’électricité au nord, le hall des manutentions au sud. 2. DESCRIPTION DU SYSTÈME Le réacteur est de type intégré, c'est-à-dire que les grands composants du circuit primaire (pompes, échangeurs de chaleur) sont plongés dans la cuve primaire qui contient 820 tonnes de sodium. Le circuit eau-vapeur produit de façon classique de l’électricité à travers une turbine (le palier 250 MWe qui a été choisi était celui de l’époque, pour les centrales thermiques). Entre les deux est inséré un circuit secondaire de sodium non contaminé, de façon à séparer les risques chimiques liés au sodium des risques radioactifs du circuit primaire. 3. LA FILIATION RAPSODIE PHÉNIX SUPER PHÉNIX Phénix est un réacteur de démonstration, de 250 MWe (625 MWth). Par rapport à Rapsodie, réacteur de recherche de 40 MWth, les différences sont importantes, comme le montre le tableau suivant. Caractéristiques Rapsodie Phénix Super Phénix Puissance thermique 40 MW 563 MW 3 000 MW Conception À boucles intégré intégré Générateurs de vapeur 0 3 4 Masse sodium primaire 37 tonnes 820 tonnes 3 000 tonnes Diamètre cuve principale 2,35 m 11,8 m 21 m

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  • GAENA

    (ex GASN)

    Article N3 Ind. 2 du 28 novembre 2012

    ASSOCIATION DES RETRAITS DU GROUPE CEA

    Groupe Argumentaire sur les Energies Nuclaire et Alternatives

    Sige : ARCEA/GAENA CEA/FAR 92265 Fontenay aux Roses Cedex Page 1/6 Contact rdaction : ARCEA GAENA Bt 608 91191 GIF sur Yvette Cedex

    Tl. 01 69 08 96 87 (le mardi matin) - - e-mail : [email protected] http://www.energethique.com

    Phnix, racteur surgnrateur

    Patrick MICHAILLE

    Phnix a termin son 56me et dernier cycle le 6 mars 2009, en ralisant les essais de fin de vie qui permettront den affiner la connaissance neutronique et thermohydraulique, et de clore lhistoire remarquable de ce racteur de dmonstration qui a permis de valider durant 35 ans les choix faits par ses concepteurs, et aussi de raliser des expriences dirradiation qui prparent lavenir.

    1. PRSENTATION DE LA CENTRALE La centrale Phnix est situe au nord-est du site nuclaire de Marcoule, les btiments salignant le long du Rhne : le btiment racteur (BR) au centre, le btiment des gnrateurs de vapeur (GV) et linstallation de production dlectricit au nord, le hall des manutentions au sud.

    2. DESCRIPTION DU SYSTME

    Le racteur est de type intgr, c'est--dire que les grands composants du circuit primaire (pompes, changeurs de chaleur) sont plongs dans la cuve primaire qui contient 820 tonnes de sodium. Le circuit eau-vapeur produit de faon classique de llectricit travers une turbine (le palier 250 MWe qui a t choisi tait celui de lpoque, pour les centrales thermiques). Entre les deux est insr un circuit secondaire de sodium non contamin, de faon sparer les risques chimiques lis au sodium des risques radioactifs du circuit primaire.

    3. LA FILIATION RAPSODIE PHNIX SUPER PHNIX

    Phnix est un racteur de dmonstration, de 250 MWe (625 MWth). Par rapport Rapsodie, racteur de recherche de 40 MWth, les diffrences sont importantes, comme le montre le tableau suivant.

    Caractristiques Rapsodie Phnix Super Phnix

    Puissance thermique 40 MW 563 MW 3 000 MW

    Conception boucles intgr intgr

    Gnrateurs de vapeur 0 3 4

    Masse sodium primaire 37 tonnes 820 tonnes 3 000 tonnes

    Diamtre cuve principale 2,35 m 11,8 m 21 m

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    Cur - Combustible Rapsodie Phnix Super Phnix

    Nb daiguilles 61 217 271

    Nb assemblages fissiles 37 106 365

    Longueur de lassemblage 1,4 m 4,3 m 5,4 m

    noter que le premier racteur lectrogne au monde tait un rapide : EBR-1 a diverg en 1951 (puissance : 1,4 MW). Rapsodie, implant sur le centre de Cadarache, a diverg en janvier 1967. Il a atteint 20 MW en mars et 24 MW fin 1967 et, en 1970, une refonte du cur a permis de porter sa puissance 40 MW (Fortissimo).

    Les caractristiques principales de Phnix ont t arrtes ds 1965, en gardant le choix dun combustible au plutonium, un caloporteur sodium, mais en innovant avec une conception intgre, dj utilise pour le racteur amricain EBR-2. La conception intgre prsente du point de vue de la sret lavantage de linertie thermique, et la suppression du risque daccident de perte de caloporteur contamin par rupture dune tuyauterie primaire ; en exploitation, les risques de feu de sodium contamin et les doses intgres par le personnel sont rduits. Les performances thermiques du sodium permettent de lutiliser sans pressurisation, et donc de conserver des parois de cuve primaire mince (25 mm pour la virole primaire de Phnix), compatible avec de grands diamtres (la cuve primaire de Super Phnix mesure 21 m de diamtre).

    LES TAPES DE LA CONSTRUCTION DE PHNIX

    Ouverture du chantier : octobre 1968

    Premier dpotage de sodium : 28 juillet 1971

    Divergence : 31 aot 1973

    Couplage au rseau: 13 dcembre 1973

    Mise en service industriel : 14 juillet 1974

    LES CARACTRISTIQUES DE PHNIX

    Puissance nominale : 563 MWth, 250 MWe, soit un rendement thermohydraulique de 44% (pour un REP1, il

    est de ~ 30 %) en raison de la temprature leve en sortie du coeur : 560C

    Depuis 1993 : puissance limite 350 MWth (142 MWe), sur 2 boucles secondaires.

    Total de Jours Equivalents Pleine Puissance : 4580 JEPP

    Dure de production dlectricit : 128 000 h

    Production lectrique brute : 28 TWh

    Rejets (jusqu fin 2002) : 180 TBq

    Dosimtrie (intgre sur 35 ans) : 2,3 Sv (le personnel se composait denviron 280 agents, soit une dose moyenne de 0,23 mSv/a (moins de 1/10 de la dose naturelle en France voir fiche GAENA N 1).

    4. POURQUOI DES NEUTRONS RAPIDES ? Avec un spectre de neutrons rapides, 1) les fissions produisent davantage de neutrons, 2) les neutrons gnrs par la fission convertissent les noyaux

    238U en

    239Pu plus efficacement quavec

    des neutrons thermaliss (ralentis), 3) les neutrons peuvent transmuter les lments transuraniens vie longue en lments de priode courte.

    Phnix a apport la dmonstration que la surgnration (capacit de produire plus de noyaux fissiles

    239Pu quil ny en a eu de

    consomms) tait possible lchelle industrielle : un taux de 16 % a t atteint, c'est--dire quau bout de 6 recyclages du combustible, on a form assez de plutonium pour fabriquer un cur supplmentaire. Les racteurs neutrons rapides visent ainsi

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    multiplier par un facteur 50 70 le potentiel nergtique des rserves duranium de la plante en brlant luranium-238 contenu 99,3 % dans luranium naturel, ce qui offre la France une nergie disponible pour plusieurs millnaires (en effet, luranium appauvri issu de lenrichissement est entrepos en emballages Pierrelatte, aprs stabilisation sous forme U3O8 lusine W) (voir http://www.energethique.com/energie/ reacteurs_nucleaires.htm). En outre, les essais raliss partir de 1992 dans le cadre de la loi sur les dchets nuclaires de 1991 ont permis de valider le concept de racteurs incinrateurs dactinides mineurs prvus pour la 4

    me gnration.

    5. POURQUOI LE SODIUM COMME CALOPORTEUR ?

    Les probabilits d'interaction (sections efficaces) des neutrons avec 239

    Pu sont 100 fois plus faibles quavec des neutrons thermiques donc, pour pouvoir entretenir la raction en chane, il faut augmenter la densit de noyaux fissiles dans le cur, ce qui implique une teneur en isotopes fissiles plus leve (~20 %, contre 4-5 %

    pour les REP1) et un cur compact (5 10 fois plus que pour un REP1).

    A titre dexemple, les 560 MWth de Phnix sont gnrs dans un volume d1 m3 contenant 1 tonne de Pu. Une

    telle densit de puissance ne peut tre extraite que par un caloporteur mtal liquide : mercure et plomb ont t utiliss, mais le sodium a t slectionn pour ses capacits neutroniques (transparence aux neutrons), thermiques (capacit calorifique, plage de tempratures dutilisation) et son faible cot : il est obtenu par lectrolyse du sel (NaCl). De plus, 400C, sa viscosit est voisine de celle de leau, ce qui permet des essais hydrauliques sur maquettes en eau et facilite linterprtation des rsultats.

    En outre, sil nest liquide qu 98C, sa temprature dbullition est de 880C la pression atmosphrique, ce qui offre une plage de fonctionnement de prs de 800C, et cela sans pressurisation.

    Mais le sodium brle lair, en produisant une petite flamme peu rayonnante qui permet den approcher, mais en dgageant beaucoup darosols caustiques (il faut se protger la peau et les voies respiratoires). En racteur, tous les circuits de sodium ont un gaz neutre (argon) comme gaz de couverture. Par ailleurs, les oprateurs sexercent la lutte contre les feux de sodium, lEcole du sodium de Cadarache.

    6. UN RACTEUR RAPIDE EXIGE-T-IL DES PILOTES DE COURSE ?

    En fait, le pilotage dun racteur comme Phnix est plus

    ais que celui dun REP1 car, outre les contre-ractions

    ngatives dont il bnficie, le concept intgr procure une trs forte inertie aux phnomnes thermohydrauliques se produisant au primaire, et il nest pas soumis aux poisons neutroniques (xnon, samarium) qui se manifestent lors

    dun redmarrage de REP1.

    Phnix comporte 6 barres de pilotage contenant un absorbant de neutron (carbure de bore enrichi 48 % de

    10B) et la chute

    par gravit dune seule dentre elles suffit arrter la raction en chane. Un systme darrt complmentaire (SAC) a un rle uniquement de sret : articul et retenu par un lectro-aimant contrl par gophones, il offre la garantie dune chute complte mme en cas de dformation du cur suite un sisme majeur.

    1 REP : racteur eau pressurise, utilisant leau comme modrateur de neutrons et comme refroidisseur du cur.

    http://www.energethique.com/energie/%20reacteurs_nucleaires.htmhttp://www.energethique.com/energie/%20reacteurs_nucleaires.htm

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    7. QUEST-CE QUE LEXPLOITATION DE PHENIX NOUS A APPRIS ?

    Les 20 premires annes de fonctionnement de Phnix ont permis de valider le fonctionnement des principaux composants du circuit intgr : pompes, changeurs, mcanismes de barres de contrle, purification du sodium, purification de largon primaire, dtection et localisation des ruptures de gaine de combustible. Ces incidents ont donn lieu un nombre significatif doprations de manutention de gros composants, apportant ainsi la preuve que la conception intgre ntait pas un obstacle leur maintenance. 17 changeurs, 7 pompes et 17 mcanismes de barres ont t lavs et dcontamins pour permettre leur rparation au contact, ce qui dmontre la faisabilit de ces oprations mme pour des composants souills de sodium, et ayant fonctionn haute temprature.

    Des ruptures de gaine sont apparues partir de 1979 quand on a voulu pousser le taux de combustion. Au total, 15 lments dfectueux ont d tre dchargs dont seulement 6 concernant du combustible standard, ce qui tmoigne de la qualit de fabrication du combustible sur quelque 230.000 aiguilles irradies, et justifie le concept de fonctionnement en cur propre. Ce fait est corrobor par lexprience de Super Phnix, o aucune rupture de gaine ne sest produite pendant lirradiation du cur, qui comportait lui seul prs de 99.000 aiguilles.

    Une trentaine de fuites de sodium se sont produites, dont seulement 3 avec du sodium primaire (sur des soudures dinstruments de mesure) ; sur les circuits secondaires, elles ont impliqu du sodium non radioactif. Dtectes un stade prcoce, elles nont pas eu de consquences sur la sret. Quatre ractions sodium-eau se sont produites en 1982 et 1983, et une 5

    me en 2003, sur les resurchauffeurs des gnrateurs de vapeur (GV). Le

    mcanisme a t identifi : des entres deau se produisent lors des dmarrages, entranant des fluctuations de temprature, et donc de la fatigue thermomcanique. Les modules ont t changs et la procdure modifie. Les fuites ont t limites des quantits de 1 4 kg deau, aprs amlioration du systme de dtection de lhydrogne dans le sodium.

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    Des arrts durgence par ractivit ngative se sont produits en 1989 et 1990, et ne se sont pas reproduits depuis. Ils sont imputs des circonstances particulires (irradiations ncessitant de thermaliser les neutrons en priphrie de cur). Les essais de fin de vie ont permis damliorer la connaissance de la neutronique du cur. Ils se sont termins avec la dernire chute de barre, le 1

    er fvrier 2010 17h30.

    8. LA PROLONGATION DU FONCTIONNEMENT

    Le choix a t fait en 1994 dtendre la dure de vie de Phnix pour raliser les essais prvus dans la loi sur les dchets de 1991. Les travaux de mise niveau de la sret du racteur visrent essentiellement garantir la tenue au sisme suivant les normes actuelles : renforcement de tous les btiments, cration de nouveaux circuits de refroidissement de secours autonomes, mise en place dun systme darrt complmentaire (SAC) spcialement conu pour parer aux sismes (absorbant de neutron plac dans des porteurs articuls et tenus par un lectro-aimant, arrt durgence dclench par des gophones).

    galement, les principaux risques ont t diminus : rduction des risques dun grand feu de sodium (cloisonnement des circuits secondaires), tenue des tuyauteries de vapeur (dispositifs anti-fouettement en cas de rupture dune tuyauterie), limitation des consquences dune raction sodium-eau (renforcement des caissons des gnrateurs de vapeur).

    Le racteur a ainsi pu redmarrer fin 2003, pour 6 cycles dirradiation qui ont permis de raliser le programme exprimental prvu pour satisfaire aux demandes de la loi de 1991 : transmutation dchantillons de combustible charg damricium, irradiation dchantillons de combustibles innovants (notamment pour des racteurs refroidis au gaz) ainsi que de matriaux pour ITER (voir fiche GAENA N 16).

    La puissance du racteur a t ramene aux deux tiers de la puissance nominale, en fonctionnant sur deux boucles secondaires. Cette dcision tenait compte de la disponibilit des quipements de rechange, et garantissait de ne pas dpasser une temprature de 650C au primaire, mme en cas de perte des circuits secondaires dvacuation normale de la puissance.

    9. PHNIX AURAIT-IL PU CONTINUER FONCTIONNER ?

    Phnix tait exploit par une association CEA (80 %) EDF (20 %), qui a t dissoute au 31 dcembre 2009. Les travaux de dmantlement sont la charge du CEA. En contrepartie, EDF avait pris en charge les travaux de dmantlement de la centrale de Brennilis (50 % EDF 50 % CEA), quipe du racteur EL-4.

    Compte tenu quun nouveau racteur de dmonstration pour valider les choix de Gnration IV (voir fiche GAENA N 22) ne sera pas disponible avant le dbut des annes 2020, lEurope et la France ne disposeront pas doutil dirradiation performant pendant plusieurs annes. Ce manque sera partiellement combl par le futur racteur Jules Horowitz (RJH voir fiche GAENA N 34) en cours de construction Cadarache.

    Les collaborations se sont fortement renforces avec les partenaires trangers : le Japon, qui possde le racteur dessai JOYO et le racteur MONJU de 300 MWe ; lInde, qui construit un racteur PFBR de 500 MWe dont la divergence est prvue en 2013 ; la Chine, qui a dmarr son racteur dessai CEFR de 65 MWth (20 MWe) en 2010 ; la Russie, qui a prolong la dure de vie de BN600 (600 MWe) de 15 ans, et dmarrera BN800 en 2014.

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    Malheureusement, la poursuite du fonctionnement de Phnix nest pas possible : dune part, lautorisation de prolongation de dure de vie accorde par lAutorit de sret nuclaire (ASN) tait limite 6 cycles dirradiation ; dimportants et coteux travaux auraient t ncessaires pour satisfaire lexamen de sret dcennal ; en outre, certaines pices de rechange sont devenues introuvables ; dautre part latelier de fabrication de combustible de Cadarache (ATPu) a t arrt.

    Aussi le Prsident Chirac a-t-il lanc, lors de ses vux de 2006, le projet dun nouveau racteur : il sera refroidi au sodium, pour bnficier de lexprience acquise, mais devra innover pour satisfaire aux objectifs de Gnration IV : sret au niveau celle des racteurs de la Gnration III qui seront mis en service lpoque, fiabilit et disponibilit accrues, conomie de combustible et rduction des dchets, lutte contre la prolifration.

    Des sites dimplantation possible dASTRID (Advanced Sodium cooled Technological Reactor for Industrial Demonstration) ont t identifis au nord et au sud de Phnix ; 40 ha de terrain au nord ont dj t achets par le CEA, pour faire renatre le Phnix de ses cendres !

    10. BIBLIOGRAPHIE

    [1] Jean-Franois SAUVAGE : Phnix, une histoire de cur et dnergie ; dit par CEA Marcoule

    [2] RGN 2009 N1 : Le racteur Phnix, Bilan de 35 ans de fonctionnement ; dit par SFEN