Laboratoire Henri Ventafalle (LHV) - Page 2

Mesol-1900
Le réacteur Mesol-1900 représente une avancée récente et sophistiquée basée sur le modèle Mesol-1200, avec une capacité de surgénération grâce à l'utilisation d'un combustible hétérogène composé d'uranium et de plutonium provenant de l'installation HURE3. Le processus de surgénération permet de réduire considérablement la consommation de combustible, rendant virtuellement les stocks de combustible inépuisables.

Conception du Réacteur

Le cœur du réacteur Mesol-1900 est structuré en trois régions distinctes : une région fissile et deux régions fertiles. La réaction de fission dans la région fissile induit une réaction en chaîne qui convertit progressivement les régions fertiles en matériau fissile par capture neutronique. Cette configuration permet une régénération continue du combustible, maximisant ainsi l'efficacité et la durabilité du réacteur.
Système de Refroidissement et de Conversion d'Énergie

Le réacteur utilise un flux d'hélium propulsé par effet Venturi dans la zone fissile, où il atteint un état supercritique avant d'être dirigé vers un convertisseur haute température. Cette méthode innovante permet d'atteindre un rendement thermique exceptionnel de 65%. Le flux d'hélium est soigneusement contrôlé pour assurer un refroidissement optimal du cœur, tout en maintenant des conditions idéales de température et de pression.
Système de Sûreté et de Sécurité

Les réacteurs Mesol-1900 sont conçus pour une sûreté maximale. Ils sont construits dans des dômes parfaitement sphériques, ce qui permet, en cas de brèche, de répartir uniformément le fluide de refroidissement dans toute la zone. Cette conception garantit un arrêt sûr et contrôlé du réacteur en toutes circonstances.

On peut également noter qu'en cas de problème d'ordre militaire, le fait de doubler les enceintes de confinement constitue une sécurité supplémentaire. Sur le plan, le dôme est représenté en rouge, l'enceinte de confinement traditionnelle en vert, et le cœur en orange.

Suite des 3 domes
Performances et Caractéristiques Techniques

Les réacteurs Mesol-1900 se distinguent par leur capacité à produire une puissance thermique de 1900 MW, avec un rendement électrique net de 1235 MW. Le flux d'hélium, essentiel pour le refroidissement et la conversion énergétique, est optimisé pour fonctionner à des températures et des pressions élevées, assurant une performance stable et fiable.
Caractéristiques des Réacteurs Mesol-1900

1. Puissance:
- Puissance électrique nette: 1235 MW
- Puissance électrique brute: 1300 MW
- Puissance thermique nominale: 1900 MW

2. Rendement:
- Rendement: 65%

3. Circuit Primaire:
- Pression de fonctionnement: 9 MPa
- Température de l'hélium à l'entrée de la cuve: 950 °C
- Température de l'hélium à la sortie de la cuve: 1000 °C
- Nombre de boucles: 1
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur): 1800 m³

4. Cuve et Couvercle:
- Diamètre intérieur de la cuve: 8 m
- Hauteur totale de la cuve: 22 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur: 300 mm

5. Générateur de Vapeur:
- Nombre de générateurs de vapeur: 5
- Pression de vapeur en sortie de GV à pleine charge: 80 bar abs
- Température en sortie de GV: 650 °C
- Surface d'échange: 12 000 m²
- Dimension : 20 mètre de haut, diamètre de 6 mètres
- Matériaux : Magnésium fortement allié

6. Cœur:
- Hauteur active des crayons: 4500 mm
- Puissance volumique à puissance nominale: 105 MW/m³ (approximatif)

Diagramme de mollier du Mesol-1900

Article 1 : Présentation des Installations Nucléaires de Base (INB) de Drovolski

Conformément au Traité INB, ce document présente l’ensemble des Installations Nucléaires de Base (INB) situées à Drovolski. Chaque installation y est détaillée par son type, sa production et une description spécifique.

Article 2 : INB de la Société LHV (Laboratoire Henri Ventafalle)

INB Historique : Créée par décret en 1910, cette installation comprend :
- Le laboratoire central
- Les installations COMEX1, COMEX2, COMEX3 et COMEX4 (cycle aval)
- Les installations HURE1, HURE2 et HURE3 (cycle amont)

Les installations COMEX gèrent les risques chimiques et sont utilisées pour la dissolution et la fluoration de l'uranium.

Description des centrales associées :
- Centrale LHV Est :
- Tranche 1 : 1200 MW - mise en service en 1956
- Tranche 2 : 1200 MW - mise en service en 1958
- Tranche 3 : 1200 MW - mise en service en 1960
- Tranche 4 : 1200 MW - mise en service en 1962
- Tranche 5 : 1200 MW - mise en service en 1964
- Tranche 6 : 1200 MW - mise en service en 1970
- Tranche 7 : 1200 MW - mise en service en 1981
- Chef d’installation : Emil Czarniecki

- Centrale LHV Ouest :
- Tranche 1 : 1900 MW - mise en service en 1966
- Tranche 2 : 1900 MW - mise en service en 1968
- Tranche 3 : 1900 MW - mise en service en 1984
- Tranche 4 : 1900 MW - mise en service en 1988
- Tranche 5 : 1900 MW - mise en service en 1990
- Tranche 6 : 1900 MW - mise en service en 1992
- Chef d’installation : Edward Mirski

- Bloc secret LHV :
- Yetzer : 20MW - secret
- Ziroë : 5MW - 1930
- Katom - 2014
- Prospérité - 2015
- Costam : 19MW - 2014
- Eurydice : 56MW - 2015
- Chef d’installation : Edward Mirski

Article 3 : INB de la Société Chimique de Mesolvarde (SCM)

Description des centrales associées :
- Centrale Nord :
- Tranche 1 : 300 MW - mise en service en 1935 (en cours de démantèlement)
- Tranche 2 : 300 MW - mise en service en 1936 (en cours de démantèlement)
- Chef d’installation : Feliks Borkowski

- Centrale 1 Ouest :
- Tranche 1 : 1200 MW - mise en service en 1952
- Tranche 2 : 1200 MW - mise en service en 1956
- Chef d’installation : Ryszard Kalata
- Cette centrale est équipée de ponts haute tension pour alimenter les électrolyseurs de la SCM.

- Centrale 2 Ouest :
- Tranche 1 : 1200 MW - mise en service en 1952
- Tranche 2 : 1200 MW - mise en service en 1952
- Chef d’installation : Borys Kobos
- Cette centrale est équipée de ponts basse tension pour alimenter les tunneliers miniers de la zone SCM.

- Centrale 3 Ouest :
- Tranche 1 : 300 MW - mise en service en 1934 (en cours de démantèlement)
- Tranche 2 : 300 MW - mise en service en 1936 (en cours de démantèlement)
- Tranche 3 : 1200 MW - mise en service en 1954
- Tranche 4 : 1200 MW - mise en service en 1956
- Tranche 5 : 1200 MW - mise en service en 1957
- Tranche 6 : 1200 MW - mise en service en 1958
- Chef d’installation : Damian Matusik

Article 4 : INB de la Compagnie Minière Drovolienne (CMD)

Description des centrales associées :
- Centrale CMD Nord :
- Tranche 1 : 1200 MW - mise en service en 1958
- Tranche 2 : 1200 MW - mise en service en 1959
- Tranche 3 : 1200 MW - mise en service en 1960
- Tranche 4 : 1200 MW - mise en service en 1961
- Tranche 5 : 1200 MW - mise en service en 1962
- Tranche 6 : 1200 MW - mise en service en 1963
- Tranche 7 : 1200 MW - mise en service en 1964
- Chef d’installation : Jacek Bogdan

- Centrale CMD Nord Celestyn :
- Tranche 1 : 1200 MW - mise en service en 1954
- Tranche 2 : 1200 MW - mise en service en 1956
- Chef d’installation : Julian Klonowski
- Cette centrale est équipée de ponts basse tension pour alimenter les tunneliers de la zone CMD.

- Centrale CMD Nord Kosmalski :
- Tranche 1 : 1200 MW - mise en service en 1955
- Tranche 2 : 1200 MW - mise en service en 1957
- Chef d’installation : Izajasz Bartol

- Centrale CMD Nord Waldera :
- Tranche 1 : 1900 MW - mise en service en 1971
- Tranche 2 : 1900 MW - mise en service en 1977
- Chef d’installation : Tymoteusz Adamowicz

Article 5 : Installations de traitement des déchets radioactifs de la CMD

Les installations RAD1 et RAD2, situées au sud de la zone minière CMD, sont dédiées au traitement des déchets radioactifs.

Dispositions Finales :

Le présent document constitue une présentation exhaustive des INB de Drovolski, conforme aux exigences du Traité INB. Les informations relatives à chaque installation sont susceptibles d’être mises à jour conformément aux évolutions réglementaires et techniques.

Traité de Partage Technologique : Cadre et Dispositions

Le présent traité de partage technologique établit le cadre dans lequel le Laboratoire Henri Ventafalle (LHV) est disposé à participer au développement du secteur industriel nucléaire dans une autre nation que la sienne. Ce document formalise les conditions, les normes et les procédures nécessaires pour garantir une coopération mutuellement bénéfique, sécurisée et conforme aux régulations internationales.

Chapitre 1 : Dispositif et Cadre

Article 1 : Objectif Pacifique
Le Laboratoire Henri Ventafalle, ci-après dénommé "le LHV", s'engage à n'avoir aucun objectif militaire dans ses projets de collaboration technologique. Le LHV effectuera des contrôles périodiques pour garantir que les installations nucléaires ne puissent être détournées à des fins militaires ou contraires aux intérêts de l'Empereur de Drovolski.
Article 2 : Contrôle des Installations
En cas de détection d'utilisation non conforme, tout échange sur des bases économiques devra être conduit en collaboration avec la Banque Impériale de Drovolski (BID). Les contreparties à convenir pour l'installation de réacteurs nucléaires basés sur la technologie LHV seront déterminées en consultation avec la BID.
Article 3 : Conformité aux Traités Internationaux
Toute nation désirant bénéficier de réacteurs nucléaires doit se conformer aux dispositions du traité sur le statut vis-à-vis de l'Empire de Drovolski. Une position d'égal à égal avec l'Empire de Drovolski est essentielle pour l'établissement de toute collaboration.
Chapitre 2 : Conditions de Construction et d'Exploitation

Article 4 : Normes de Sûreté
Les réacteurs construits sur le territoire d'un pays partenaire doivent respecter des normes de sûreté et d'exploitation équivalentes à celles appliquées par le LHV. Ces normes incluent, sans s'y limiter, les standards de sécurité, les procédures d'urgence et les protocoles de maintenance.
Article 5 : Personnel d'Exploitation
Les exploitants effectifs des centrales nucléaires resteront des employés du LHV. Cette disposition vise à assurer que l'expertise technique et les standards de sécurité élevés du LHV soient maintenus.
Article 6 : Fabrication et Approvisionnement en Combustible
La fabrication du combustible nucléaire, en raison des risques qu'elle comporte et de sa protection par le Ministère de la Couronne au Drovolski, ne pourra pas faire l'objet de partage technologique avec un partenaire étranger. Les pays partenaires devront disposer des moyens financiers pour acheter le combustible auprès de la BID, en utilisant des crédits énergétiques uniquement.
Chapitre 3 : Droits de Propriété Intellectuelle

Article 7 : Propriété des Technologies
Les technologies développées par le LHV restent sous brevet du LHV. En entamant un partenariat, les nations partenaires souscrivent à une licence non exclusive, leur permettant d'exploiter des réacteurs basés sur la technologie LHV, sous la supervision et le contrôle du LHV.
Article 8 : Examen de Sûreté
Avant la mise en exploitation de chaque installation nucléaire ou non, un examen de sûreté sera effectué par le LHV. Cet examen inclura une vérification des droits afférents à l'installation et des conformités réglementaires du pays concerné par l'installation sauf si ces dernières sont plus faibles que celle du LHV, pour garantir que toutes les conditions de sécurité et de légalité soient respectées. L'examen peut être reconduit trois fois.
Chapitre 4 : Contrôle et Surveillance

Article 9 : Autorité de Sûreté
Le LHV conserve son autorité de sûreté sur l'ensemble de ses installations, y compris celles situées à l'étranger. Il maintient son droit de veto et ses prérogatives de mesure en cas de non-conformité aux normes établies.
Article 10 : Inspections et Audits
Des inspections et audits réguliers seront menés par le LHV et à l’occasion avec un partenaire local selon une demande faite avant la dite inspection, pour vérifier la conformité des installations avec les normes de sûreté et d'exploitation de sorte de pouvoir la maintenir en activité. Les partenaires doivent faciliter ces contrôles et fournir toute la documentation nécessaire. Les inspections se font tout les 10 ans et les audits au minimum une fois par ans.
Chapitre 5 : Régime de Tarification

Article 11 : Principe de Tarification
Toutes les installations basées sur la technologie LHV doivent utiliser un régime de tarification centralisée. Cette tarification répartit les coûts de manière équitable entre les clients, en tenant compte de la consommation et du coût annuel de l'installation.
Article 12 : Interdiction de Hausses Tarifaires Discriminatoires
Aucune augmentation tarifaire basée sur le moment, le lieu ou la personne demandeuse ne sera tolérée. Cette disposition vise à garantir une bonne transparence et une équité minimale dans les transactions économiques liées à l'exploitation des réacteurs nucléaires et autre installation. Toute révision se fait par un accord des partenaires et justifier sur la base vérifiable d'une nouvelle configuration économique comme une variation du prix de l'uranium.
Chapitre 6 : Dispositions Finales

Article 13 : Durée et Résiliation du Traité
Le présent traité est conclu pour une durée initiale de dix ans, renouvelable par tacite reconduction pour des périodes successives de cinq ans. Chaque partie peut résilier le traité moyennant un préavis écrit de deux ans, sous réserve de la résolution de toutes les obligations en cours.
Article 14 : Résolution des Conflits
Tout différend relatif à l'interprétation ou à l'application du présent traité sera résolu par voie de négociation directe entre les parties. En cas d'échec des négociations, le différend sera soumis à un arbitrage conformément aux règles de la Cour Internationale d'Arbitrage à Teyla.
Article 15 : Amendements
Le présent traité peut être amendé par consentement mutuel des parties le signant. Les amendements entreront en vigueur uniquement après approbation formelle et expresse par les autorités compétentes de chaque partie soit le LHV dans la majorité des cas.
En signant ce traité, les parties s'engagent à respecter les termes et conditions établis dans ce dernier, de sorte de garantir de fait une bonne coopération technologique et la sécurité pour le développement du secteur nucléaire industriel dans le pays de destination Drovolski compris.


Laboratoire Henri Ventafalle
Emil Czarniecki et Edward Mirski

Dans le cadre de sa démarche de sûreté, le Laboratoire Henri Ventafalle met à disposition de la population les informations pertinentes par le biais du présent rapport. L'objectif principal est de fournir des informations détaillées sur le secteur nucléaire mondial et de participer, en cas de sollicitation, à des interventions sur les réacteurs en situation d'attaque ou de dysfonctionnement.

Le Laboratoire Henri Ventafalle s'engage à intervenir sur les sites nucléaires en cas de sollicitation et à demeurer proactif, en se tenant informé et en encourageant la sollicitation de ses services.

SAGE State Venture - Drovolski/Sylva/Rasken
RNR-sodium GEN 4 - Industriel

SAGE 1900MWe

La Transcontinentale de l'Énergie - Drovolski/Rasken
RNR-sodium GEN 4 - Phase conception

LTE 1900MWe

Compagnie énergétique de Kartvélie (LHV+Apex) - Kartvélie
VHTR GEN 4 - Industriel

Mesol-1900-Apexium 1900MW

Ling Nuclear Compagni (LHV+Apex) - Grand Ling
VHTR GEN 4 - Industriel

Mesol-1900-Apexium 1900MW

Laboratoire Henri Ventafalle - Drovolski
RHF GEN 1 - Recherche

Costam 19MW

UNGG GEN 1 - Recherche

Ziroë 5MW

HWGCR GEN 1 - Recherche

Yetzer 20MW

Prospérité 1200MW

PWR(REP) GEN 1 - Industriel

Beno-10 10 MWe

PHWR GEN 1 - Industriel

Espérance 30 MWe

PWR(REP) GEN 3 - Industriel

FLO-600 600 MW

HRT GEN 2 - Industriel

Mesol-300 300MW

HTR GEN 3+ - Industriel

Mesol-1200 1200MW

VHTR GEN 4 - Industriel

Mesol-1900 1900MW

PétroBlaste 3500MWth

Spallation GEN 4 - Recherche

Eurydice 56MW

Kartian Nuclear Society - Karty
PWR(VVER) GEN 2 - Industriel

Hamborga-B 80MWe/100MWe

Hamborga-C / Kartian standard 200MWe/340MWe/420MWe

PWR(VVER) GEN 3 - Industriel

New Kartian standard 1100MWe

Apex Energy - Rasken
HWGCR GEN 1 - Recherche

Gretel 600kW/1MW

UNGG GEN 1 - Recherche

Theodor 150MW/190MW/500MW/650MW

PWR(REP) GEN 1 - Recherche

Katia 1400MW

RNR Sodium GEN 4 - Phase conception

Irisdina 500MW

RNR sels fondu GEN 4 - Phase conception

Bernhard 600MW

PWR(REP) GEN 3+ - Industriel

RPR (Osterwald) 1200MWe

PWR(REP) GEN 3+ - Industrialisation

RPR (Ortmann) 1200MWe

PWR(REP) GEN 3+ - Industrialisation

RPR (Brandis) 1600 MWe

Département de l'Énergie - Sylva
Magnox GEN 1 - Phase arrêt de filière

Mahoganys 50 MWe

PHWR GEN 2 - Recherche

Rougis 600 MWe

PWR GEN 3 - Industriel

Slyva Core 700 MWe

VCR GEN 4 - Recherche

Mahoganys-VCR 18 MW

RNR Sodium GEN 4 - Recherche

Koninklijke 12 MW

Fragmentation GEN 1 - Recherche

Projet-FRAG 230 kW

Lova universelle - Translavya
RBMK GEN 1 - Industriel

Oklanov 1900MWe

Jinu Electric Corporation - Burujoa
PWR(REP) GEN 1 - Recherche

BURU 5MW/30MW/120MW/300MW

PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Xineshoudu-470 500MWe

Xineshoudu-600 600MWe

Xineshoudu-900 900MWe

Engan-920 920MWe

Engan-1200 1200MWe

Cendane 1200MWe

PWR(REP) GEN 3 - Industriel

Singye 1400MWe

Vomogorod 1400MWe

PWR(REP) GEN 3+ - Industriel

Kikomoto 1400MWe

PWR(REP) GEN 3+ - Industrialisation

Xineshoudu-1400 1400MWe

Secrétariat général - Loduarie Communiste
Magnox GEN 1 - Recherche

Wojtkowiak 60kW/1MW/5MW

HWLWR GEN 2 - Recherche

Geraert 10MW/50MW

HWLWR GEN 3 - Industriel

Lyonnars 200MW/300MW/900MW

SGHWR GEN 4 - Industrialisation

Lorenzo 1400MWe

Tokamak - Phase préalable d'initiative

Énergie Étoile

État Teyla - Teyla
PWR(REP) GEN 2 - Phase arrêt de filière

Chuny 650MWe/1150MWe

PWR(REP) GEN 3 - Industriel

New-Chuny 1150MWe

Cant’Elec & AltElec - Fédération Canta
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Nord 900MWe

Dicarpie 1100MWe

Institut de protection de la radioactivité - Sterus
ESBWR GEN 1 - Rechercher

Barba 60kW/120kW

AFEN - Fujiwa (avec Jinu Electric Corporation du Burujoa)
PWR(REP) GEN 2 - Industrialisation

Fujiwane Core 670MWe/890MWe

Ministre de l'Industrie - Empire du Nord
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Estham 500MWe/800MWe/1200MWe

Atlas Corporation - Novigrad
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Pyreä 400MWe/900MWe

CPE - Oskal
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Erast 300MW

Akalt'Élec - Akaltie
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Ezyah 600MW

Westalian Energy Company - Westalia
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

McAubert Supremacy 980MW

ELEKTIKERHAURM-NUKLEARE - Navgrokra-Sovonograd
Zinox GEN 1 - Industriel

Sovonergatom core 12/50/87/146MWe

Gestionnaire Fédéral d'Electricité - Tanska
PWR(REP) GEN 2 - Industriel

Saksøn regional standard 300MWe/600MWe

Kylien regional standard 400MWe/700MWe/900MWe

PWR(REP) GEN 3 - Industriel

New Tanska federal standard 1200MWe

Bibliothèque Énergétique Nationale - Poëtoscovie
BWR(REB) GEN 1 - Industriel

Tienne B - 10 MWe

Tienne C - 22 MWe

Tienne AP - 120 MWe

BWR(REB) GEN 2 - Industriel

Tienne CP200 - 200 MWe

BWR(REB) GEN 3 - Abandon

Poëte CP300 - 300 MWe

W : puissance thermique, We : puissance électrique

- UNGG(et Magnox) : Uranium Naturel Graphite Gaz
- PWR : Réacteur à Eau Pressurisée (Pressurized Water Reactor)
- HWLWR : Réacteur à Eau Lourde sous Pression Refroidi à Eau Légère (Heavy Water Light Water Reactor)
- HWGCR : Réacteur à Eau Lourde Refroidi au Gaz (Heavy Water Gas Cooled Reactor)
- SGHWR : Réacteur à Eau Lourde Refroidi à Eau Légère (Steam Generating Heavy Water Reactor)
- ESBWR : Réacteur à Eau Bouillante Économisé (Economic Simplified Boiling Water Reactor)
- VHTR : Réacteur à Très Haute Température (Very High Temperature Reactor)
- HTR : Réacteur à Haute Température (High Temperature Reactor)
- RNR : Réacteur à Neutrons Rapides (Sodium ou Sels) (Fast Neutron Reactor)
- VCR : Réacteur non classiques à vapeur (Vapor Core Reactor)
- RHF : Réacteur à haut flux

On peut identifier 4 cycles différents :

Uox (uranium enrichie) : Drovolski, Rasken, Sterus, Teyla, Fédération Canta, Loduarie Communiste, Burujoa, Empire du nord, Fujiwa, Novigrad, Oskal, Akaltie, Tanska, Westalia, Karty
Mox/Pox (multioxide) : Rasken, Drovolski
Unat (uranium naturel) : Translavya, Sylva, Rasken, Drovolski, Loduarie Communiste, Navgrokra-Sovonograd, Poëtoscovie
Thox (thorium enrichie) : Drovolski

Les principaux fournisseurs de combustibles nucléaires sont :

Empire du Nord, Drovolski, Rasken, Burujoa, Loduarie Communiste, Tanska, Translavya, Westalia

Le procédé Karolazar représente la dernière avancée en matière de technologie LHV. Ce projet innovant est le fruit d’une étroite collaboration entre les principaux industriels du pays, chacun d’entre eux ayant apporté son expertise pour améliorer l’efficacité du procédé. La SCM (Société de Chimie de Mesolvarde) propose son expertise en chimie, la CMD (Compagnie Minière Drovolien) apporte son expertise dans le domaine minier, tandis que LHV se concentre sur la recherche et le développement de réacteurs nucléaires.

Description générale du procédé Karolazar
Le procédé Karolazar est organisé en trois blocs principaux : Le bloc nucléaire Le cœur de ce procédé est le réacteur à haute température (HTR), plus précisément le modèle Mesol-1900. Le réacteur est conçu pour atteindre des températures d’environ 1 100 degrés Celsius. Il est relié à une turbine à haut rendement pour produire de l'électricité pour le procédé et à un réseau de chaleur pour alimenter les réactions chimiques largement endothermique avec pour objectif final, la réduction du fer.
Réacteur Mesol-1900 HTR :
Ce réacteur a été conçus pour des températures très élevées, c'est un HTR, ce qui le rend parfait pour les applications industrielles qui demande une source de chaleur importante comme le procédé Karolazar. Sa conception permet une bonne efficacité et une sécurité assez bonne par rapport aux réacteurs traditionnels, merci le LHV.
Bloc chimique
Le bloc chimique utilise la chaleur fournie par le réacteur HTR pour réaliser le cycle iode-soufre, un processus chimique permettant de produire de l'hydrogène en grande quantité. Ce cycle comprend plusieurs étapes importante :
- Décomposition de l'acide sulfurique (H2SO4) : à haute température, l'acide sulfurique se décompose en dioxyde de soufre (SO2), eau (H2O) et oxygène (O2).
- Réaction de Bunsen : le dioxyde de soufre réagit avec l’iode (I2) et l’eau pour former de l’acide iodique (HI) et de l’acide sulfurique. Cette réaction est essentielle car elle permet à l’iode de recycler et de séparer l’hydrogène.
- Distillation et séparation : L’acide chlorhydrique est distillé pour séparer l’hydrogène (H2) des autres composants.
Bloc minéral
Le bloc minier est entièrement dédié à la réduction des minéraux d'entée, le plus souvent du fer, principalement des métaux de transitions, en utilisant l'hydrogène produit dans le bloc chimique comme réducteur.

- Réduction du fer : Le fer est chauffé dans un réacteur de réduction à une température d'environ 1 400 degrés Celsius, où il réagit avec l'hydrogène gazeux pour former du fer métallique et de la vapeur d'eau, la réduction. Ce procédé est plus plutôt de l’environnement, bien que ce ne soit pas une préoccupation très importante, que les méthodes plus classique à base de carbone, car il émet beaucoup moins de CO2 du fait de l'usage de l'hydrogène.
- Production d'ammoniac : L'excès d'hydrogène est utilisé pour synthétiser de l'ammoniac (NH3) par le procédé Haber-Bosch, procédé très simple et diablement efficace. L'ammoniac est un combustible pratique pour la gestion du réseau électrique en raison de son stockage facile et sûr. On peut même l'utiliser dans le transport.
Le CMD joue un rôle centrale dans le traitement des minéraux. Ses principales fonctions sont :
- Concentration minérale : Les minéraux extraits sont concentrés pour augmenter l'efficacité de la gestion et réduire séparément. L'objectif est d'avoir la concentration la plus haute et la meilleur pureté.
- Séparation des minéraux : Avant d'être envoyé vers la cuve de réduction, le minéral est séparé en fonction de sa composition chimique pour augmenter l'efficacité du processus de réduction pour éviter une réduction inefficace et des métaux impures.
Avantages de la méthode Karolazar Efficacité énergétique :

• L’utilisation du réacteur HTR augmente l’efficacité thermique de l’ensemble du processus car nous consommons du combustible nucléaire et non du combustible fossile.
• Réduction des émissions de CO2 : le remplacement du carbone par de l’hydrogène lors de la réduction du minerai réduit de manière très importante les émissions de gaz à effet de serre émis lors de la réduction des métaux, un avantage indéniable du procédés.
Production d’hydrogène propre : le cycle iode-soufre est une méthode intégré pour produire de l’hydrogène avec un bon rendement directement à partir de la source de chaleur.

• Flexibilité de l’hydrogène : En plus de la réduction minérale, l’hydrogène produit peut être utilisé pour produire de l’ammoniac ce qui offre une plus grande flexibilité pour une quantitée d’applications industrielles et énergétiques : transport, énergie etc.

Dans l’ensemble, le procédé Karolazar constitue une avancée importante dans le domaine de l’énergie et de la technologie industrielle du LHV. Et ce en combinant les connaissances de la recherche chimique, minérale et nucléaire, il fournit des solutions pour la production et l’utilisation efficaces de l’hydrogène, tout en réduisant l’impact environnemental des méthodes industrielles traditionnelles. En fait, la réduction des métaux avec du dihydrogène, par rapport aux procédés au charbon, permet de réduire considérablement la pollution et la consommation d’énergie associées à la production d’acier. Le dihydrogène semble être un meilleur agent réducteur et peut être produit directement par chauffage, notamment par LHV HTR combiné à la réaction chimique SCM.



Schéma de principe
Diagramme bloc
Relation chimique

Programme de mise en sûreté suivant l'incident Loduarie pour protéger la population d'un incident de même nature

Ce document évalue les différents risques et incidents pouvant se produire en cas d'attaque militaire sur les réacteurs conçus par le laboratoire Henri Ventafalle, ainsi que les parades et dispositions publiques pour sauver la population. Les risques sont classés par gravité croissante.

Risque de perte de confinement

En cas de perte du confinement nucléaire par brèche, le caloporteur à haute pression du réacteur risque de se propager très rapidement et à très haute température. Les radionucléides seront alors déplacés sur de grandes distances, pouvant produire des effets néfastes pour l'environnement et les êtres humains. Les radionucléides les plus nocifs en cas de perte totale de confinement sont les produits de fission, notamment les isotopes radioactifs de l'iode, du samarium, du xénon, du krypton et du baryum, reconnus pour leurs effets directs sur la santé publique à court terme. Du fait du caloporteur hélium, un gaz inerte, aucune parade n'est possible pour limiter la contamination. Bien que moins radioactif, l'hélium 4 et l'hélium 7, en grande quantité, pourraient avoir des effets au-delà des frontières du pays. Les effets de la perte de confinement sont une contamination généralisée de l'espace géographique proche de la centrale jusqu'aux pays frontaliers, allant de cancers à long terme à des morts rapides par irradiation ou contamination.

Pour contenir ce risque très important, les réacteurs de Drovolski sont équipés de quatre barrières de confinement. Malheureusement, elles ne peuvent résister qu'à un tir de missile balistique : le dôme de protection, le bâtiment réacteur, le circuit primaire, et enfin les pastilles de combustible.

Risque de perte de refroidissement

En cas de dysfonctionnement du système de refroidissement, le cœur est interrompu par l'insertion de grappes, et le circuit de ventilation forcée par air est déclenché. Cela permet de moins bien modérer les neutrons, ce qui conduit à un étouffement plus rapide du cœur. Ce système est conçu pour maintenir le cœur dans un état sûr. Bien que la mise en air puisse conduire à une contamination du bâtiment réacteur, cela permet de limiter grandement le risque de fusion tant que le système d'alimentation de la centrale est maintenu.

Risque de fusion

À ce jour, aucun événement de fusion de cœur n'a été déclaré dans le monde. Par conséquent, les réacteurs de Drovolski ne disposent d'aucune mesure spéciale autre que la surveillance de la réactivité. En cas de perte du caloporteur entraînant une perte complète du refroidissement, les parties du combustible subiraient une montée en température significative. Pour maintenir le combustible à des températures de fonctionnement inférieures à 900°C, les barres de contrôle sont abaissées en arrêt d'urgence et les systèmes de ventilation forcée d'air (et non d'hélium) sont activés. En cas d'attaque multiple, le système d'alimentation peut être défaillant, ce qui amène le cœur à une phase critique d'exploitation. Après 4 heures, le cœur atteint un point de non-retour et entre en fusion, formant du corium. En moins de 6 heures, une surpression pourrait faire éclater le réacteur, dispersant ainsi le corium dans l'environnement et potentiellement jusqu'à la nappe phréatique. Cet incident majeur entraînerait une explosion violente, dispersant presque tout le cœur dans l'atmosphère sur l'ensemble du continent. Le système de secours ultime, s'il fonctionne, devrait empêcher la fusion du réacteur et, dans le pire des cas, empêcher le combustible de quitter l'enceinte de confinement, à condition que celle-ci ne soit pas détruite par une action militaire.


La parade principale à ce risque est le maintien du système d'alimentation, mais il est impossible de le garantir en cas d'attaque sur la centrale elle-même. Le générateur de secours ultime n'a qu'une autonomie de 48 heures.

Les risques majeurs présentés sont les risques les moins courants en cours d'exploitation mais les plus probables en cas d'attaque des centrales de Drovolski. En effet, ces incidents sont principalement dus à deux événements : la rupture du bâtiment et des systèmes généraux de la centrale par un missile.

Conformément à la politique du LHV de promouvoir les technologies nucléaires, le LHV conduit une analyse et une aide à la décision pour les réacteurs de GEN IV permettant une fermeture du cycle du combustible nucléaire. Les réacteurs présentés ici seront des réacteurs capables de générer de la matière fissile à partir de matière fertile, soit des réacteurs capables de surgénération. Ces réacteurs soumettent à un combustible fertile abondant un flux de neutrons suffisant pour à la fois produire de la chaleur et donc de l'énergie, et renouveler continuellement leur stock de combustible fissile. Un matériau fertile est un matériau qui, sous flux neutronique, peut capter un neutron pour devenir fissile, soit un matériau qui fissionnera pour produire une grande quantité d'énergie et à nouveau produire des neutrons pour maintenir la réaction en chaîne. Les radionucléides le permettant sont U238/Pu239, Th232/U233, etc., permettant de fermer le cycle en limitant la production de déchets par le recyclage de l'intégralité du combustible, moins les déchets ultimes, actinides mineurs produits par la fission mais sans grand intérêt pour les réacteurs.


La fabrication du combustible se fait sous forme céramique avec un enrichissement assez faible. Il est ensuite mis en réacteur surgénérateur où les zones fertiles seront transmutées en radionucléides fissiles qui pourront être utilisés dans la zone fissile. C'est pourquoi, une fois le réacteur initié, il n'est plus nécessaire d'apporter de combustible enrichi ; il suffit d'apporter du combustible à l'enrichissement naturel ou appauvri. Des étapes de recyclage restent tout de même très importantes et peuvent être plus fréquentes, avec en moyenne un cycle de 4 ans.


À la connaissance du LHV, il n'existe que quatre types de filières principales avec un avenir : les réacteurs à eau majoritaires dans le monde, les réacteurs à gaz, les réacteurs à sodium et les réacteurs non classiques, pour le moment trop coûteux à mettre en place.


Les réacteurs à eau sont les plus courants dans le monde. L'eau impose des limitations en température dues à l'ébullition et à la corrosion. Sur le plan neutronique, l'eau absorbe les neutrons et est un fort modérateur de neutrons, ce qui limite les réacteurs au spectre thermique. De plus, à haute température, l'eau devient un puissant corrosif et présente un risque important en cas de vaporisation, pouvant modifier très rapidement les propriétés mécaniques. Le réacteur le plus abouti sur le plan conceptuel est le réacteur à eau lourde pressurisée (PHWR) de nom de code W3. Sur le plan économique, c'est l'un des meilleurs candidats pour un parc de surgénérateurs, mais il n'a pas un rendement très important et présente certains risques compte tenu de son modérateur au graphite. On peut cependant noter que les réacteurs à eau légère pressurisée (PWR) restent de loin les moins chers et les plus puissants. Cependant, cette technologie limite le réacteur à la génération 3+, utilisant du MOX mais ne permettant pas une surgénération efficace.


Pour ce qui est des réacteurs à gaz, développés en majorité par le LHV, le gaz présente certains problèmes de transfert thermique solide-gaz, ce qui oblige à faire fonctionner le caloporteur à fort débit et sous forte pression, limitant ainsi la puissance volumique du cœur pour éviter les points chauds. La capture neutronique dans le gaz est très faible, son pouvoir modérateur est inexistant, mais il est compatible avec un spectre thermique et rapide. Le gaz peut facilement être purifié, donc ses propriétés corrosives sont très limitées, mais il pose de graves problèmes d'étanchéité. L'absence de changement de phase et de réactivité chimique, mais une forte baisse de pression, lui fait perdre ses capacités de caloporteur. Les réacteurs les plus aboutis sur le plan conceptuel sont les réacteurs à très haute température (VHTR) de nom de code G3, couplant une grande fiabilité, une compétitivité remarquable mais des défauts de sûreté requérant des parades exceptionnellement complexes pour gérer le gaz. Les VHTR ont actuellement le rendement le plus important, proche de 50 % et pouvant atteindre 70 % avec un cœur très important. Le choix du modérateur conduira à la limitation de puissance, les maximums étant 1000 MW électrique soit 1900 MW thermique. Deux gaz sont en concurrence, l'hélium qui possède une bonne conductivité thermique, il est inerte chimiquement mais coûte cher. Et le CO2, qui a une meilleure capacité de transfert thermique mais une réactivité thermique qui peut oxyder les métaux pouvant aller jusqu'à des effets sur le cœur, il est cependant très peu cher et permet en phase supercritique des rendements améliorés.

Enfin, les réacteurs idéaux pour la réacteur rapide utilisent le sodium, qui est un très bon caloporteur contrairement au gaz, et un très faible modérateur. Il est peu corrosif et peut fonctionner à pression atmosphérique, ce qui limite le risque d'explosion. En termes de sûreté, le risque de vaporisation n'existe pas, cependant, le sodium métallique est très réactif à l'eau, ce qui demande des parades parfois complexes contre les inondations. Le réacteur à sodium le plus abouti sur le plan conceptuel est le réacteur à neutrons rapides à sodium (RNR sodium) de code L2. Il est de compétitivité basse, mais est sûr et permet un recyclage quasi-complet des déchets nucléaires. Un autre caloporteur possible est le plomb liquide, mais son point de fusion de 330 °C, comparé aux 100 °C pour le sodium, l’a souvent disqualifié. De plus, ses propriétés chimiques très contraignantes peuvent produire des effets hautement corrosifs et toxiques pour la réaction nucléaire. Il demeure très complexe, pour le moment, d’envisager un tel réacteur (L4, L5 et L6).

Les réacteurs non classiques comme le N2 (VCR) et le N1 (MSR) sont des réacteurs encore trop complexes et trop coûteux, demandant des technologies trop chères ou inaccessibles. Le réacteur à vapeur demande des pressions d'exploitation très complexes à maintenir et des systèmes de conversion impressionnants à faire fonctionner sur la durée. Les réacteurs à sels fondus, quant à eux, présentent des problématiques de contrôle et de fiabilité industrielle à haute puissance.

Dans sa politique de croissance technologique et de rayonnement, le LHV a produit des missions spéciales basées sur la propulsion nucléaire thermique, étant donné la presque inexistence de combustible sur le territoire impérial. Cela rend le programme spatial de Drolvolski parmi les plus chers du monde, étant donné les moyens nécessaires pour réussir la propulsion de fusée par des réactions nucléaires, un savoir-faire unique développé exclusivement par le LHV.

Principe


Lanceur
La propulsion nucléaire développée par le LHV repose sur l'échauffement de gaz à très haute température par un réacteur dit en "découverture critique", c'est-à-dire un cœur prêt à fusionner mais qui, en raison du flux de gaz, n'y parvient pas. Le gaz choisi est le dihydrogène sous forme liquide. L'échauffement atteignant 2000 °C provoque une détente sans précédent dans la tuyère, qui par sa forme convertit cette détente en poussée, faisant décoller la fusée. Ce mode de propulsion permet d'atteindre des vitesses nettement supérieures à celles des réactions chimiques grâce à la densité énergétique des réactions nucléaires, cependant pour un coût bien plus élevé, réservant les fusées du LHV au positionnement d'objets très lourds dans l'espace ou de plusieurs objets en orbites très lointaines.

Contrairement aux fusées du monde, la propulsion nucléaire thermique utilise le combustible nucléaire à la place de réactions chimiques. Grâce à la densité énergétique plus importante des matériaux fissiles par rapport aux réactifs chimiques, les lanceurs sont plus efficaces bien que beaucoup plus lourds.

Moteur
Les lanceurs nucléothermiques sont basés sur des cœurs de première génération au gaz, assez simples, utilisant un cœur solide sous forme de céramique. Le gaz passe entre les barres de combustible, modère les neutrons et entretient la réaction. Le risque d'emballement est relativement faible en raison des effets de pression induite par le gaz comprimé. Le réacteur fonctionne de manière similaire aux réacteurs conventionnels, à très haute température, limitant la température à celle de fusion dans la céramique du cœur. Cette technologie permet une propulsion deux fois meilleure que les lanceurs à l'hydrazine. Le décollage initial ne se fait cependant pas directement avec le cœur, mais avec une propulsion depuis la mer; le cœur vient dans les étages supérieurs ce qui vient modérer cet avantage.


Lancement

Une fois le lanceur en orbite et le gaz entièrement consommé, le lanceur passe en mode fragment de fission, c'est-à-dire sans gaz. Les produits de fission sont éjectés par la tuyère, ce qui produit une poussée certes très faible mais pilotable, stable et surtout virtuellement infinie. La chaleur dissipée par le cœur est quant à elle récupérée par des modules Peltier et convertie en électricité pour alimenter la tête, c'est-à-dire le satellite lui-même. Ce changement de mode d'exploitation permet d'avoir des satellites très durables grâce à une alimentation à très long terme et une possibilité de correction de trajectoire améliorée ne nécessitant pas d'ergol liquide.

Son principe se base sur la fission de l'uranium sous forme de céramique en pellicule. La couche de combustible de périphérie est composée de tubes poreux, ce qui permet au gaz de fission et aux neutrons de quitter le cœur en direction de la tuyère à très grande vitesse.

Usage


Post de décollage
Le principal client des activités spatiales du LHV est le LHV lui-même, par la constellation du VAC, permettant de continuer à transmettre les instructions même sans être directement connecté au réseau de Drolvolski. Ces satellites revêtent un intérêt particulièrement important en cas de panne du réseau filaire. En effet, en son absence, les centrales nucléaires sont capables de faire un arrêt complet grâce au satellite. Le réseau sert également au guidage des navires en mer et à la télédétransmission de données sensibles depuis l'étranger. La constellation du VAC, comparativement aux autres constellations, est l'une des plus fiables mais parmi les plus lentes. En effet, les satellites de Drolvolski sont à l'image du VAC, obsolètes mais fiables.
Missions


1981 : Vac-Sat 1 -> Mise en orbite réussie
1992 : Vac-Sat 2 -> Mise en orbite réussie
1996 : Vac-Sat 3 -> Perte du signal après mise en orbite
2003 : Habité n°1 -> Défaut au décollage, explosion
2004 : Vac-Sat 4 -> Mise en orbite réussie
2005 : Habité n°2 -> Forte irradiation pendant l'ascension conduisant à la mort
2006 : Habité n°3 -> Rupture du bouclier thermique durant la descente, mort
2007 : Vac-Sat 5 -> Mise en orbite réussie
2009 : Vac-Sat 6 -> Défaut au décollage, explosion
2010 : Vac-Sat 7 -> Mise en orbite réussie
2011 : Habité n°4 -> Défaut du système d'oxygénation, mort
2014 : Vac-Sat 8 -> Mise en orbite réussi
auteur a écrit :Fonctions :

Vac-Sat 1 : Télécommunication, géo-positionnement
Vac-Sat 2 : Optique, prospection radiométrique (détection de gisement d'uranium)
Vac-Sat 3 : Optique (non opérant), télécommunication (non opérant)
Vac-Sat 4 : Télécommunication, géo-positionnement
Vac-Sat 5 : Optique (non opérant, lentille brisée), prospection radiométrique (détection de gisement d'uranium)
Vac-Sat 6 : Télécommunication (non opérant), géo-positionnement (non opérant)
Vac-Sat 7 : Télescope, télécommunication, géo-positionnement
Vac-Sat 8 : Télescope, télécommunication, géo-positionnement, Optique, prospection radiométrique (détection de gisement d'uranium), télé-transmetteur longue distance

Les satellites sont mis en orbite géostationnaire, sauf Vac-Sat 1, positionné sur une orbite très légèrement elliptique en raison d'un défaut de jeunesse, étant le premier satellite mis en service, et Vac-Sat 3, qui, en raison de la perte de signal, s'est probablement éloigné de son orbite initiale. Les hypothèses penchent vers une irradiation involontaire de l'ordinateur de bord.

Lanceur Kanivac
Le lanceur Kanivac est actuellement le seul lanceur disponible en Drovolski. Il est composé de deux étages à propulsion nucléaire. Le premier étage utilise un système de propulsion initiale où un gaz est expulsé en sens inverse du moteur. Une fois déclenché, le moteur nucléaire inverse le flux et propulse de l'hydrogène à pleine puissance en mode de découverte complète du cœur. Pendant cette phase, le cœur commence à fusionner et la fusée décolle. Lorsque le dihydrogène est consommé et que le cœur atteint un état d'exploitation irrécupérable, le premier étage est largué dans l'océan. La vaporisation rapide limite la contamination radioactive au site de lancement.

Le premier étage subit une fusion totale du segment du cœur, car aucun matériau n'a encore été trouvé pour résister à de telles températures. Structurellement, le lanceur est constitué de cuves en titane et d'une coque en aluminium. La première tuyère est en carbure de tungstène pour supporter la propulsion initiale par gaz, et les couvertures du cœur sont principalement en alliage d'hafnium.

De plus petite taille, le deuxième étage prend le relais et place le satellite en orbite. Le mode d'exploitation est contrôlé pour maintenir le cœur opérationnel après la mise en orbite. Une fois le dihydrogène consommé, le cœur est utilisé pour produire de l'électricité et maintenir le satellite en place par des corrections de trajectoire, en utilisant les produits de fission comme propulsion. Le lanceur Kanivac peut placer en orbite des satellites d'un poids maximal de 650 kg. En raison du coût élevé de production des cœurs nucléaires, le nombre de lanceurs produits chaque année est très limité, avec une capacité maximale d'une fusée par an.

Réacteur Beno-10
Le réacteur Beno-10 est l'un des plus anciens modèles de réacteurs du laboratoire. Il s'agit d'un réacteur dit déplaçable : on peut en effet le monter et l'installer en moins de 15 jours. Les Beno-10 sont souvent installés en bordure de sites industriels miniers ou manufacturiers pour alimenter un bâtiment. Ce réacteur est très peu coûteux et facilement exportable. Son principal atout est son coût, ce qui en fait l'un des réacteurs les plus utilisés pour alimenter des complexes industriels difficilement alimentables autrement. On compte plus de 89 Beno-10 en fonctionnement et 43 réacteurs à l'abandon. Cinq réacteurs sont entrés en exploitation critique après un défaut dans le pilotage du cœur, menant à une irradiation des mines concernées, sans contamination en dehors des sites.

Conception du Réacteur

Un Beno-10 est composé de 10 assemblages de combustible enrichis à 25 % d'uranium 235, ce qui permet une bonne densité énergétique. La cuve assure à la fois la production de vapeur et la modération, ce qui limite le nombre de composants et améliore le rendement de l'installation en réduisant les pertes thermiques. La vapeur est envoyée à la surface du cœur pour convertir la poussée en électricité avant de repartir vers le cœur avec un refroidissement géologique. La puissance du cœur est de 45 MW pour une puissance électrique de 10 MWe.

Système de Refroidissement et de Conversion d'Énergie

Le réacteur utilise un flux d'eau légère, ce qui facilite le remplissage et le recyclage du modérateur, réduisant encore les coûts. Cependant, des suppressions parfois fréquentes peuvent conduire à des brèches. Toutefois, sa toxicité est à relativiser compte tenu du climat de Drovolski. La conversion de la vapeur d'eau est bien plus performante que celle à gaz, ce qui en fait un réacteur plutôt performant économiquement.
Système de Sûreté et de Sécurité

Les réacteurs Beno-10 sont conçus avec le minimum de concepts de sûreté possibles. L'objectif assumé est de produire le réacteur le moins coûteux possible. Le risque de criticité est faible en raison de la petite taille du cœur, et le positionnement souterrain limite l'irradiation. Le risque majeur est une perte de contrôle de la réaction menant à la rupture de la cuve.
Brevets & Législation

Les réacteurs Beno-10 sont conçus par le LHV, mais la GKD et TomaTo détiennent des brevets leur permettant de fournir à différents postes industriels des réacteurs nucléaires, notamment à l'étranger, ainsi qu'à CMD, dont les activités énergivores nécessitent souvent l'énergie atomique. En matière de réglementation, le Beno-10 est soumis à des épreuves hydrauliques et sismiques annuelles pour garantir le bon fonctionnement de l'installation. Sur le plan opérationnel, cette obligation a un caractère extraterritorial et s'applique à tout contrat avec le LHV : tout réacteur exporté doit être sûr. Conformément à la démarche de sûreté, les autorités de sûreté nucléaire ont l'autorisation réglementaire de réaliser une inspection annuelle sous la tutelle du LHV. Les licences d'exploitation des Beno-10 sont délivrées exclusivement par le LHV pour une durée de 25 ans, renouvelable ou non après discussion entre le chef d'installation et les autorités compétentes du pays concerné. Cette condition prévaut sur toutes les autres après l'autorisation d'installation d'un Beno-10, constituant une caractéristique connue et publique essentielle à la viabilité économique.
Performances et Caractéristiques Techniques

Les réacteurs Beno-10 se distinguent par leur coût très limité et par une puissance parfaitement adaptée aux besoins d'un complexe industriel. La rapidité de construction permet de pallier des besoins pressants en énergie, avec un Beno-10 construit en moins de 3 mois, ce qui est une prouesse malgré la qualité de construction et de sûreté d'exploitation. On ne dénombre que cinq fusions de cœur sur ce modèle.
Caractéristiques des Réacteurs Beno-10
1. Puissance :
- Puissance électrique nette : 10 MW
- Puissance électrique brute : 10 MW
- Puissance thermique nominale : 45 MW

2. Rendement :
- Rendement : 22 %

3. Circuit Primaire :
- Pression de fonctionnement : 9 MPa
- Température de l'eau à l'entrée de la cuve : 300 °C
- Température de l'eau à la sortie de la cuve : 270 °C
- Nombre de boucles : 1
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur) : 200 m³

4. Cuve et Couvercle :
- Diamètre intérieur de la cuve : 2 m
- Hauteur totale de la cuve : 10 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur : 100 mm

5. Cœur :
- Hauteur active des crayons : 2100 mm
- Puissance volumique à puissance nominale : 67 MW/m³ (approximatif)

Suite à des négociations avec Sylva et Apex, le laboratoire Henri Ventafalle est engagé dans une co-entreprise ayant pour objectif la conception puis la fabrication de réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium, en cumulant le savoir-faire de chacun et en bénéficiant du renouvellement du parc de Sylva. La co-entreprise, nommée LTE pour La Transcontinentale de l'Énergie, aura pour mission de devenir un acteur performant du nucléaire, capable de construire des réacteurs avancés dans un temps réduit grâce à la compétence d'Apex, et de façon sûre et performante, une problématique sur laquelle Sylva s'est toujours penché. Ce projet vise à rassurer le monde sur l'importation de technologie du LHV et les futures technologies communes. Les tâches seront réparties de la façon suivante :

• Conception : 50% LHV, 25% Apex, 25% Sylva (réalisée au LHV)
• Construction : 50% Apex, 30% Sylva, 20% LHV (réalisée sur le territoire Sylvien)
• Pilotage : 55% Sylva, 40% Apex, 5% LHV

Les différents centres de recherche seront amenés à collaborer et à se réunir pour réaliser la conception de la tranche. En effet, le LHV a une expérience assez longue dans la surgénération, Apex dans les caloporteurs métalliques et Sylva dans la sûreté. Cette collaboration devrait permettre de réaliser un réacteur sûr, peu cher et facilement exportable, une perspective qui intéresse toutes les parties prenantes. Le LHV s'est volontairement retiré des tâches de pilotage, car des rumeurs prétendent que nos méthodes de management ne sont pas bien perçues dans le monde, alors que Sylva bénéficie d'une bonne image. Chacun a la garantie de préserver ses brevets passés et de bénéficier sans contrepartie des brevets émis lors de ce projet. Un point sur lequel le LHV s'est positionné dès le début, en accord avec les politiques protectionnistes de Sylva.

RNR-LTE Conception, objectif 2015

Réacteur RNR-LTE
Les réacteurs RNR-LTE représentent une avancée technologique pour l'énergie nucléaire en devenir, alliant sûreté, optimalité et simplicité. Fonctionnant avec de l'uranium et du plutonium, ces réacteurs sont conçus pour maximiser la surgénération de l'uranium afin de prévenir les pénuries futures et limiter les intrants dans le cycle, une volonté motivée aussi par des intérêts économiques préexistants.

Conception du Réacteur
Les réacteurs RNR-LTE se distinguent par l'utilisation du caloporteur sodium, ce qui permet de peu modérer les neutrons et donc de les conserver à un niveau rapide, capable de surgénération. Cela permet à ce cœur, composé de 185 assemblages, de surgénérer facilement de l'uranium et de bien dissiper la chaleur produite par les réactions nucléaires.
Système de Refroidissement et de Conversion d'Énergie
Le cœur du réacteur, en métal anodisé très résistant aux attaques de métaux en fusion, est constitué d'un alliage de tungstène. Il est connecté à quatre échangeurs sodium/eau, ce qui permet un très bon transfert thermique grâce à la capacité thermique du sodium. Ce système alimente un circuit de vapeur d'eau sous haute pression, qui entraîne une turbine haute pression (HP) et quatre turbines basse pression (BP), convertissant l'énergie thermique en électricité de manière efficace, un équipement construit de manière très maîtrisée par Apex.
Système de Rechargement et de Sécurité
Les réacteurs RNR-LTE sont conçus pour permettre le rechargement du combustible sans interruption de fonctionnement, éliminant ainsi le besoin de procédures d'arrêt d'urgence ou de dispositifs de contrôle actif. Cette capacité, héritée des Mesol-1200, maximise la disponibilité opérationnelle et réduit considérablement les temps d'arrêt pour maintenance et rechargement. La problématique du sodium reste importante à prendre en compte pour éviter un incident.
Performances et Caractéristiques Techniques
Avec un débit de circuit primaire de 3000 kg/min et une puissance thermique du cœur de 4200 MW, les réacteurs RNR-LTE produisent une puissance électrique nette de 1900 MW, fournissant une source d'électricité propre et durable pour les pays désireux de mettre l'atome au cœur de leur production électrique. Le primaire fonctionne à une température proche de 600 °C grâce aux travaux du LHV dans les hautes températures, permettant de maintenir liquide le sodium, condition essentielle pour le bon fonctionnement du cœur.
Sûreté et Stabilité
La conception du cœur du réacteur et l'utilisation de sodium comme fluide de refroidissement font du RNR-LTE un réacteur très sûr, mais de nombreux dispositifs chers à Sylva ont été positionnés pour limiter tout accident. Le sodium est un métal alcalin pouvant exploser au contact de l'eau, c'est pourquoi Sylva a positionné des systèmes complexes d'assèchement pour limiter tout risque, ainsi que des protections contre les séismes, les tempêtes et les incendies. Des composants de double protection de sécurité ont également été mis en place en regard de l'incident en Loduarie. Le RNR-LTE comprend également un récupérateur de corium venant de chez Apex et des systèmes de contrôle numérique sophistiqués, hérités des REX de fusion de cœur du LHV (notamment Beno-10).
Caractéristiques des Réacteurs RNR-LTE
1. Puissance:
- Puissance électrique nette: 1900 MW
- Puissance électrique brute: 1951 MW
- Puissance thermique nominale: 4200 MW

2. Rendement:
- Rendement: 45% (approximatif)

3. Circuit Primaire:
- Pression de fonctionnement: 1 atm
- Température du sodium à l'entrée de la cuve: 600 °C
- Température du sodium à la sortie de la cuve: 650 °C
- Nombre de boucles: 1
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur): 1100 m³

4. Cuve et Couvercle:
- Diamètre intérieur de la cuve: 8 m
- Hauteur totale de la cuve: 20 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur: 300 mm

5. Générateur de Vapeur:
- Nombre de générateurs de vapeur: 4
- Pression de vapeur en sortie de GV à pleine charge: 70 bar abs
- Température en sortie de GV: 600 °C
- Surface d'échange: 10 000 m²

6. Cœur:
- Hauteur active des crayons: 5000 mm
- Puissance volumique à puissance nominale: 300 MW/m³ (approximatif)

Four GKD
Suite à des demandes de la part de MonGKD, le LHV a réalisé la conception d'un four industriel destiné à la cuisson d'aliments, dont les légumes, afin de permettre à MonGKD de réduire la consommation d'électricité en utilisant directement la puissance thermique du Beno-10. Pour ce faire, le caloporteur est directement envoyé dans le four par un anneau où, à forte pression, il transfère sa chaleur au four où se produit la cuisson des aliments. Une fois refroidi, le caloporteur est dirigé vers une turbine puis un condenseur basse pression. Le four est composé de tubes annulaires internes permettant un fort transfert thermique vers les aliments. Le risque de contamination est faible, mais l'irradiation est inévitable et encouragée. En effet, grâce à l'irradiation, les aliments sont à la fois cuits et stérilisés, ce qui améliore nettement leur durée de conservation.


Four nucléaire réchauffant
Cette innovation ne vient pas seule. Pour recycler les déchets HA qui ne peuvent aller dans le centre de retraitement RAD, le LHV propose des soupières irradiantes qui convertissent la radiation bêta/gamma en chaleur, permettant d'offrir à votre cuisine un four éternel. La distribution débutera en mars 2014 dans la majorité des centres collectifs d'achat.

Irraditeur
Ça fait maintenant plusieurs mois que le LHV conçoit et construit un irradiateur au cobalt 60. C'est chose faite : le Radis est en service et devient l'irradiateur avec la plus grande capacité du pays, capable d'irradier jusqu'à stérilisation plus de 6 m³ à l'heure. Pour ce faire, des colis sont mis en caisse et convoyés vers une source scellée de cobalt 60. Sous son fort rayonnement gamma, les micro-organismes et virus sont détruits, ce qui rend la nourriture sûre pour une conservation longue durée. L'irradiation dure plus de 2 minutes et dépend de la nature des éléments. Les aliments venant de l'étranger sont systématiquement irradiés avant d'arriver sur le marché de Drovolski par mesure de précaution.


Principe de l'irradiation
Le climat de Drovolski est propice à la formation d'espèces mutantes résistantes aux produits chimiques conventionnels pour les éradiquer. Pour ce faire, des campagnes de fabrication de mâles stériles sont réalisées avec l'irradiateur, avec un succès assez bon chez les insectes mais mitigé concernant les humains. Ces derniers, en raison de leur taille, ne résistent pas bien aux radiations. Une localisation de l'émission et un inhibiteur de la tyrosine kinase ont cependant permis une avancée significative dans la production de mâles infertiles.

Le programme Extrême Oction du LHV est un dispositif militaire conçu pour protéger la population contre une catastrophe nucléaire. En cas d'attaque de Drovolski, la population est dirigée vers le bunker du LHV, un complexe de grande taille situé en dessous. Cependant, un grand nombre de réacteurs nucléaires et d'usines de combustible sont situés à proximité immédiate du bunker. En cas d'incident, une rupture pourrait contaminer les réfugiés, représentant ainsi une menace grave pour les civils.

Pour contrer ce risque, plusieurs dispositifs ont été mis en place. Tout d'abord, tous les réacteurs sont mis à pleine puissance à travers le pays pour assurer l'alimentation générale, bien que cela soit inefficace et gaspille beaucoup d'électricité. Cette mesure est jugée nécessaire pour garantir l'alimentation en cas d'urgence à tout prix. Pour éviter un effondrement du réseau dû à la surproduction, les usines chimiques et minières sont mises à contribution. La SDM procède à la vaporisation de tous ses produits chimiques par électrolyse, une réaction très énergivore, tandis que la CDM utilise des techniques de broyage fines de terril, inoffensives pour le rendement minier mais très consommatrices, générant une grande quantité de poussière nécessitant beaucoup d'énergie.
En cas de scénario critique où une menace serait dirigée contre le LHV, le processus d'Extrême Oction est enclenché. Toute la quantité de combustible est acheminée vers un four où elle est vaporisée à plusieurs milliers de degrés par fluoruration rapide. Cet événement est irréversible et risque de contaminer probablement plusieurs pays voisins avec des métaux lourds, mais il est essentiel pour éviter toute fusion de coeur.

Installation Katom
Après 3 ans de déboires dans la mise en exploitation du procédé Girdler, le LHV a enfin réussi le lancement de l'installation Katom visant à produire de l'eau lourde en utilisant des produits sulfurés. Le procédé Girdler mis en place utilise une différence de chimie entre l'eau légère et l'eau lourde dans une réaction avec du sulfure d'hydrogène produit par la SCM. Le deutérium a tendance à migrer naturellement vers le sulfure d'hydrogène à haute température et à retourner vers l'eau légère à basse température, ce qui permet par échange successif de deutérium d'enrichir l'eau en deutérium et, à terme, de produire de l'eau lourde à 99%.

Cette nouvelle installation devrait permettre de remplacer les installations passées et de réduire les coûts d'exploitation des réacteurs en demande. Katom a été financé pour le laboratoire dans le cadre du programme de relance des réacteurs de recherche, cette étape étant bloquante et visant à aider des partenaires comme Sylva, actuellement le plus grand consommateur d'eau lourde avec ses PHWR, des réacteurs performants fonctionnant à l'uranium naturel mais nécessitant de l'eau lourde.

Avec le lancement de Katom, le LHV pense relancer le réacteur de recherche Yetzer permettant la production de tritium. À noter que Katom bénéficiera d'une subvention d'État pour ses activités liées au soufre, devenant le troisième client le plus important de la SCM.