Laboratoire Henri Ventafalle (LHV) - Page 3

Réacteur Yetzer
Le réacteur Yetzer est un réacteur secret mis au point peu de temps après Ziroë, fonctionnant à l'eau lourde avec un fort enrichissement. Il est utilisé pour modéliser des irradiations, étudier le comportement des neutrons et produire des radio-isotopes tels que le tritium ou le technétium. Ces usages importants ont été longtemps oubliés. En effet, à la suite de problèmes technologiques, le réacteur Yetzer a été mis à l'arrêt par manque d'eau lourde. Le LHV a prévu une relance à pleine puissance en 2016 après une reprise début 2014.

Description du Réacteur

Yetzer est composé de 28 assemblages très différents en taille et en composition. Plus l'assemblage est à l'extérieur, moins il est enrichi. Les tubes terminaux sont là pour recevoir les cibles pour irradiation. Le cœur, lui, est fortement enrichi, près de 45 % à 65 % en plutonium et uranium, ce qui produit un flux intense capable de générer des réactions sur l'ensemble des cibles avec seulement quelques assemblages.
Système de Refroidissement

Yetzer est un réacteur à eau lourde refroidis par gaz. Pour le refroidir, il existe deux voies : une voie normale qui va faire la branche chaude de Katom permettant de limiter les besoins de chaleur, et une voie sécurisée qui envoie de l'eau légère à haute pression pour interrompre le cœur. Ce dispositif est considéré comme inefficace et non fonctionnel car pouvant provoquer une radiolyse de l'eau puis une explosion. Le système d'échange se fait par gaz en état supercritique.
Système de Rechargement et de Sécurité

Le combustible dans Yetzer est conçu pour 10 ans grâce à son fort enrichissement. Les cibles, quant à elles, n'y restent que maximum 5 jours dans les tubes extérieurs. Pour éviter une surchauffe des cibles liquides, les tubes sont renouvelés par un flux constant permettant une irradiation homogène et évitant un échauffement, particulièrement utile pour la production de cobalt.
Performances et Caractéristiques Techniques

Yetzer a une puissance de 50 MW et un flux neutronique plus important que les autres réacteurs de Drovolski. Il se caractérise par de nombreux neutrons de faible vitesse maintenant la criticité, ce qui justifie le choix de l'eau lourde comme modérateur pour limiter la capture.
Sûreté et Stabilité

Le réacteur Yetzer a rencontré 23 accidents dus à l'évolution du cœur. En effet, étant l'un des plus vieux cœurs du pays mais toujours utilisé, il a subi beaucoup de modifications, au point que, du fait du secret qui l'entoure, on ne connaît pas réellement son état actuel. On sait que le cœur a subi des fussions partielles et que la remise en état a coûté 12 ans de fonctionnement.
Caractéristiques du Yetzer

1. Puissance:
- Puissance thermique nominale : 50 MW

2. Circuit Primaire:
- Pression de fonctionnement : 56 MPa
- Température de l'eau à l'entrée de la cuve : 125 °C
- Température de l'eau à la sortie de la cuve : 132 °C
- Nombre de boucles : 1
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur) : 14 m³

3. Cuve et Couvercle:
- Diamètre intérieur de la cuve : 1 m
- Hauteur totale de la cuve : 3 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur : 250 mm

4. Cœur:
- Hauteur active des crayons : 1 000 mm
- Puissance volumique à puissance nominale : 35 MW/m³ (approximatif)

Le Laboratoire Henri Ventafalle a initié en 1946 un programme de construction d'accélérateurs de particules à visée de recherche et technique. Ces travaux ont permis, par exemple, de mieux comprendre le comportement des radio-isotopes et de mettre en lumière plusieurs nucléides et d'en produire certains. Ces travaux ont permis une grande partie de l'expertise qu'a le laboratoire dans la fabrication de combustible de radio-éléments.

Les cyclotrons sont des dispositifs qui permettent l'accélération de particules chargées par un champ électrique dont la trajectoire est courbée successivement par un champ magnétique pour induire un mouvement en spirale. Cette interaction électromagnétique se décrit très bien par la force de Lorentz dans les équations de Maxwell. Un cyclotron conventionnel peut accélérer des particules jusqu'à la centaine de MeV, énergie capable de provoquer des transmutations, un des domaines de recherche les plus importants du LHV.


Principe
Pour assurer le fonctionnement du cyclotron, il faut donc des électrodes pour générer le champ électrique et au moins deux électroaimants pour modifier les trajectoires. Pour éviter que les particules chargées ne se désintègrent, une chambre et une pompe à vide sont nécessaires. Et évidemment, la source de particules chargées : au LHV, des sources de protons et d'ions lourds sont utilisées.

Le principal usage des cyclotrons au laboratoire est la production d'isotopes par irradiation d'un faisceau de protons, de sorte à produire des isotopes très excités ou utiles pour la médecine. Plusieurs transuraniens y ont été produits et servent de sources de démarrage pour réacteurs, méthode peu sûre il convient de le signaler, mais parmi les plus rapides.

Le LHV possède deux cyclotrons, plutôt anciens, il cherche donc à en fabriquer un nouveau technologiquement supérieur, mais des limitations technologiques rendent le projet très complexe. Le LHV compte beaucoup sur des importations de semi-conducteurs depuis Sylva pour pallier ce problème très limitant pour l'avenir de la recherche.

Accélérateur linéaire IV1
Le premier cyclotron mis en service, en 1958, est IV1. Il est isochrone et peut produire des protons à une énergie de 45 MeV, trop faible pour beaucoup d'applications, mais du fait de sa disponibilité, il est encore beaucoup utilisé dans l'étude des matériaux soumis à des radiations.


Accélérateur LV2
Le second, inauguré en 1976, IV2, est de très grande taille et permet la production de particules alpha, de protons et le déplacement d'ions lourds jusqu'à, pour les plus légers, 489 MeV. Il a permis d'identifier cinq transuraniens et sert tous les jours à produire des isotopes pour la médecine et les réacteurs nucléaires.

Sous la pression de certains groupes religieux issus du mouvement international des "écologistes", notamment influents chez nos alliés comme Sylva, Drovolski a mandaté le LHV pour réaliser la construction d'une installation de recyclage à l'échelle nationale. Cette installation représente une avancée significative pour le pays, lui permettant de s'intégrer dans les débats internationaux relatifs à la gestion de l'environnement. Bien que cette préoccupation puisse sembler futile à première vue, les retombées pourraient inciter d'autres nations à exercer des pressions sur l'Empire. Il devient donc crucial de présenter des progrès concrets dans le développement d'équipements à haute valeur ajoutée.


Illustration de la radiolyse
Pour ce faire, le LHV s'est naturellement tourné, comme à son habitude, vers les technologies qu'il maîtrise le mieux : les réacteurs nucléaires. Le projet, baptisé "Costam", repose sur un réacteur à haut flux spécialement conçu pour effectuer des radiolyses ciblées sur des matières organiques. La radiolyse permet de briser les liaisons moléculaires de manière à rendre les produits organiques moins complexes et plus homogènes. Cette décomposition rapide est combinée à un flux thermique intense provenant du cœur du réacteur, ce qui permet une "cuisson" accélérée de l'agglomérat de matière organique. Une fois cette matière traitée, elle est enrichie en vitamines A, B, E et D, puis découpée et congelée avec de la glycérine. Le produit final prend la forme de barres protéinées enrichies, destinées à améliorer l'alimentation des citoyens mesolvardiens, dont le régime est pauvre en viande en raison des coûts d'importation exorbitants.


Risque radiologique
Ainsi, on peut conclure que Costam est une installation de recyclage à la fois performante, grâce à l'utilisation de la technologie nucléaire, et porteuse d'une mission sociale et de santé publique. Drovolski est ainsi en mesure de revendiquer une éthique à la fois écologique et économique.

Les matières organiques valorisables proviennent principalement des hôpitaux, des morgues et des centres pénitentiaires. Certaines sont déjà partiellement décomposées avant d’être broyées à très haute vitesse avec du glycol. Ce mélange est ensuite propulsé dans un réseau de tubes qui se ramifient à mesure qu'ils approchent du cœur du réacteur, maximisant ainsi la surface de contact avec celui-ci. En sortie, à l'avant du cœur, se forme une pâte cuite, qui sert non seulement de modérateur mais aussi de masse calorifique.

Réacteur Costam
Caractéristiques des Réacteurs Costam

1. Puissance :
- Puissance thermique nominale : 19 MW

2. Circuit primaire :
- Pression de fonctionnement : 1,3 bar
- Température des matières organiques à l'entrée de la cuve : 23 °C
- Température des matières organiques à la sortie de la cuve : 120 °C
- Nombre de boucles : 1

3. Cuve et couvercle :
- Diamètre intérieur de la cuve : 12 m
- Longueur totale de la cuve : 22 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur : 700 mm

4. Cœur :
- Longueur active des crayons : 5900 mm
- Puissance volumique à puissance nominale : 4 MW/m³ (approximatif)

Le LHV, dans sa mission principale de protection des infrastructures nucléaires, a pris la décision, ces jours-ci, de concevoir une procédure opératoire conforme aux exigences de sûreté les plus strictes, tout en maintenant des coûts raisonnablement acceptables. Cela concerne les réacteurs RBMK exploités jusqu'à présent par la société Lova Universelle, qui a été déchue de ses fonctions d'exploitant. Ce document a pour objectif de répondre aux interrogations des autorités de sûreté des différents pays, concernant les modalités de remise en service des réacteurs RBMK.


Lova Universelle
Contexte
Les réacteurs RBMK sont des réacteurs de grande puissance, atteignant respectivement 1000, 1500 et même 1900 MW. Ils fonctionnent avec des tubes de force et une fraction de vapeur dans la partie supérieure du réacteur. Ce sont des réacteurs à simple boucle, à faible flux. Ces réacteurs sont efficaces en termes de rendement de fission, mais ils sont en très mauvais état, en partie à cause de la corruption et du sabotage, comme l’a rapporté l’autorité de sûreté sylvoise. Le réacteur utilise un combustible faiblement enrichi, avec des barres de contrôle placées au-dessus et en dessous du cœur, ainsi que des séparateurs de vapeur qui dirigent la vapeur vers les turbines. Le recours à un combustible faiblement enrichi ou naturel permet au pays de ne pas dépendre des industries d’enrichissement étrangères. Pour démarrer, comme le cœur est sous-critique, il faut l’amorcer avec une source externe et un bon modérateur, en l'occurrence du graphite. Une fois le réacteur démarré, les barres de contrôle sont enfoncées plus profondément pour dévoiler les matériaux absorbeurs de neutrons. Il est important de noter que le RBMK fonctionne avec une fraction de vapeur, ce qui signifie qu’une partie du cœur est sous forme gazeuse et que l'eau produit des bulles de cavitation, accélérant le cœur en cas d'augmentation de température. Autre particularité : les RBMK fonctionnent à plus de 600 °C, contre 300 °C pour les réacteurs occidentaux. De plus, le modérateur en graphite est positionné sur les têtes des barres de contrôle, une solution économique mais risquée en cas de blocage du système.

RBKM
Instabilité à basse puissance
La conception du cœur rend le réacteur hautement instable à basse puissance, car la vaporisation de l’eau lors du démarrage entraîne une réduction de la densité du modérateur, augmentant ainsi le rendement de fission et la chaleur. Ce phénomène s'auto-amplifie en raison du coefficient de vide positif. Pour cette raison, un RBMK ne doit pas être bridé en puissance. Il est préférable de miser sur une baisse de la température de fonctionnement afin d’éviter une vaporisation trop rapide. Le réacteur fonctionnant à 600 °C, il serait nécessaire d’atteindre 350 °C pour garantir un coefficient de vide négatif, permettant ainsi de démarrer le cœur sans ce risque.
Ajout d’un système de sûreté supplémentaire
Les tubes de force entraînent d’importants retards en cas d'arrêt d'urgence, ce qui constitue une lacune majeure en matière de sûreté. Il devient donc crucial de proposer une procédure capable d’interrompre rapidement la réaction afin d'éviter tout incident nucléaire.
Confinement
Les réacteurs RBMK fonctionnent en boucle unique, la vapeur issue du cœur étant envoyée directement à la turbine. Cela pourrait, en cas d'accident, entraîner une contamination de l’homme et de son environnement. En l’absence de barrières de confinement suffisantes, il est impératif de mettre en place un système de séparation entre le circuit primaire et le circuit secondaire afin d’éviter toute contamination, comme cela semble déjà s’être produit au vu des relevés de césium 137.
Problématique de l’hydrogène
Un événement improbable mais préoccupant reste la radiolyse de l’eau, qui pourrait entraîner la formation de dihydrogène, un gaz explosif. En présence de graphite, cela pourrait provoquer une explosion du réacteur d'une ampleur sans précédent. Il est donc crucial d’éliminer ce risque de radiolyse.
Corium
Les RBMK ne sont pas conçus pour récupérer un corium, élément pourtant essentiel en cas de fusion du cœur. On note qu’une grande cuve d’eau est placée sous le réacteur, ce qui pourrait provoquer une explosion thermique massive. Il est donc nécessaire de retirer cette eau.
Proposition de méthodologie
Une méthodologie a été établie, répondant aux enjeux identifiés tout en limitant les coûts. Cela permettrait de remettre en service les réacteurs RBMK dans des conditions d’exploitation conformes aux normes occidentales. La méthodologie inclut les étapes suivantes :

- Utiliser un combustible enrichi à 3 %, afin de ne plus dépendre d’un coefficient de vide positif ni du graphite.- Recouvrir les têtes de graphite d’un alliage d’argent et de cadmium pour empêcher l’accélération de la réaction.

Schéma du système de force du RBMK
- Remplacer les séparateurs de vapeur par des échangeurs gaz/eau, assurant un meilleur confinement et refroidissement, permettant ainsi d’atteindre 350 °C et de limiter le risque lié au coefficient de vide positif à 600 °C.- Intégrer du xénon 135, libérable sur commande, dans le cœur. Ce poison gazeux est plus efficace que l’acide borique et peut agir sur la fraction de vapeur.- Augmenter la puissance de 100 MW pour éviter toute instabilité, bien que cela augmente le risque de fusion.- Retirer l’eau sous le réacteur et remplir la cuve de béton réfractaire pour accueillir un éventuel corium.- Installer des recombineurs de dihydrogène.- Moderniser le système de commande avec des composants électroniques récents.- Installer un surchauffeur de vapeur après les générateurs.
Ces modifications sont économiquement viables et constituent des changements mineurs pour les centrales. Cependant, elles pourraient rendre ces dernières dépendantes de l'extérieur, notamment pour le combustible. En outre, bien que les mines d'uranium situées au nord ne semblent pas opérationnelles selon les rapports, cela ne devrait pas affecter significativement la capacité de production des centrales.

Ce rapport annuel du LHV est exceptionnel mais nécessaire pour informer les gouvernements des progrès réalisés cette année, ainsi que des évolutions et des actions à mener à court terme pour le laboratoire. En ce sens, le document est organisé en parties indépendantes, car elles n’ont pas les mêmes objectifs à court ou moyen terme.

Opération RBMK
Le laboratoire a entrepris d’aider le pays voisin en lui fournissant une méthode plus efficace que celle précédemment proposée pour remettre en fonctionnement les réacteurs RBMK sur son territoire et ceux basés sur les technologies du LHV. Cela passe notamment par des recommandations d’utilisation de combustible enrichi pour éviter d’avoir à accélérer la réaction, ainsi que par l’installation d’un échangeur de gaz (vapeur) vers eau pour un meilleur refroidissement du cœur et un confinement plus sûr. Cependant, le pays voisin ne dispose ni d’une industrie d’enrichissement ni des capacités industrielles nécessaires à ces modifications. Le LHV se positionne déjà comme fournisseur potentiel, d’autant plus que le sud du pays ne possède pas de gisements d’uranium.
Nos Mesol-1900


Mesol-1900
Le LHV construit actuellement 11 réacteurs Mesol-1900, dont 6 à Velsna, 1 en Kartvélie et 4 en Drovolski. Les réacteurs les plus avancés sont situés à Drovolski, où la législation est plus permissive et où les installations de production sont très proches. La Kartvélie, qui a initié son projet très tôt, suit ensuite, tandis que les réacteurs velsniens progressent plus lentement. Le génie civil est achevé sur l’ensemble des sites, et la construction des cœurs de réacteurs ainsi que des systèmes de tuyauterie est en cours. Aucune problématique majeure n’a été signalée jusqu’à présent, et le LHV se dit très satisfait de la qualité du travail des ouvriers velsniens, qui se sont révélés beaucoup mieux formés à la soudure nucléaire que prévu. Le LHV leur a même proposé des contrats de travail. Le démarrage des réacteurs est prévu dans quatre ans pour ceux de Velsna et de Kartvélie, et dans deux ans pour ceux de Drovolski.
Beno-10


Beno-10
Le LHV, conjointement avec la GKD, continue de produire des réacteurs Beno-10. Leur carnet de commandes reste rempli grâce à la CMD et à des commandes de l’État. De plus, plusieurs exportations via TomaTo renforcent leur compétitivité. Dans ce contexte, les installations de production de ces réacteurs ont été agrandies, atteignant une capacité de production de 56 Beno-10 par an, un record pour cette gamme de mini-réacteurs. Seuls 7 incidents de criticité ont été signalés, sans conséquence autre que la perte de quelques ouvriers, ce qui ne représente pas un incident majeur.
FLO-600


FLO-600
Les FLO-600 peinent toujours à trouver preneur. Ces réacteurs flottants, relativement coûteux, n'ont jamais vraiment trouvé leur marché. Le LHV envisage de les prêter aux républiques voisines pour assurer une alimentation électrique d’urgence, afin de leur donner une meilleure image et, potentiellement, d’attirer des clients.
RNR-LTE


LTE
Le projet conjoint de surgénérateur au plomb, le RNR-LTE, vient de terminer sa phase de conception. Plusieurs problèmes ont été rencontrés, mais tous ont été résolus. Par exemple, des soucis liés à l’activation du plomb 210 en plomb 210m ont entraîné une forte irradiation des structures du cœur. Des difficultés ont également été observées pour maintenir la puissance en raison des très hautes températures du cœur, provoquant un effet Doppler significatif. Cependant, le LHV assure avoir trouvé des solutions efficaces. L'un des principaux défis du laboratoire était de produire un combustible qui, une fois irradié, puisse être recyclé grâce à sa capacité de surgénération. Des tests sur nos réacteurs à fort flux ont permis de produire des échantillons pour tester les solvants (principalement du TBP) sur ce futur combustible. Après avoir réussi à séparer ces éléments, le laboratoire a ouvert une nouvelle usine de retraitement pour ce combustible.

Des avancées notables ont également été réalisées : l’expertise du LHV en haute température, combinée à l'avance technologique d'Apex dans les équipements énergétiques, a permis d'atteindre un excellent rendement de conversion thermique, faisant espérer un des meilleurs réacteurs à haute température. Une opportunité prometteuse s’est présentée : Bonsecours souhaite financer le prototype, à condition qu'il puisse alimenter son futur complexe souterrain d’abris, avec une puissance de 180 MW et une construction en 8 mois. Cela pourrait ensuite déboucher sur une installation industrielle en Sylva. Ce financement inattendu permettrait de limiter les coûts de R&D, rendant ainsi ce réacteur parmi les moins coûteux en termes de développement. En somme, le projet a bien progressé, un prototype a déjà été commandé et les installations de production et de retraitement du combustible ont déjà été construites par le LHV.

Le plomb et le sodium sont des caloporteurs intéressants, ainsi que des modérateurs essentiels pour la surgénération, notamment parce qu'ils sont transparents aux neutrons. Cela permet aux neutrons de rester rapides, proches de leur énergie initiale à 2 MeV. Cependant, ces deux matériaux sont loin d'être identiques à tous points de vue. Le LHV a décidé de rédiger un rapport pour l'autorité de sûreté sylvoise afin d'expliquer le choix du plomb pour le prototype, avant de passer au sodium pour l'installation finale.

Le coût
Premièrement, le coût. On pourrait penser que le sodium est moins cher que le plomb car il est moins dense et surtout omniprésent. Eh bien non, le plomb et le sodium ont un prix similaire. Un arbitrage sur ce point n'a donc pas de sens. À noter que ces deux métaux, une fois liquides, ont une dilatation thermique très faible par rapport à l'eau qui se transforme en vapeur. Cet avantage permet d’avoir un cœur à pression atmosphérique fonctionnant à des températures bien plus élevées (jusqu'à 800°C), ce qui permet d’atteindre des rendements et des puissances bien plus élevés, avec des cœurs plus petits. Cela s'accompagne, bien entendu, d'une consommation accrue de combustible, un problème auquel la surgénération répond.

Capacité thermique
Le plomb est un meilleur conducteur thermique que le sodium, avec une différence de plus de 24 %, ce qui est notable pour un réacteur. En effet, pour un réacteur de petite puissance, toute perte de chaleur devient un problème, surtout lorsque l'installation est contrainte en taille. Ainsi, le choix du plomb peut se justifier sur ce point. +1 pour le plomb

Densité
Le plomb est beaucoup plus dense que le sodium. Ce paramètre devient problématique lorsque le cœur du réacteur est grand, car le béton, même armé, ne suffit plus à supporter la masse du réacteur. Ainsi, le plomb n'est pas adapté aux réacteurs de grande puissance. +1 pour le sodium

Risques
Le plomb est un métal lourd hautement toxique pour l'environnement et l'homme. Une fois contaminé par des produits de fission, il devient légèrement pyrophorique, mais cela représente un risque mineur. En revanche, le sodium est extrêmement réactif et peut exploser au contact de l'air si celui-ci n'est pas préalablement asséché. Le sodium nécessite donc des dispositifs de protection bien plus importants, ce qui engendre un coût plus élevé. +1 pour le plomb

Radioactivité
Le plomb peut s'activer sous l’effet des neutrons ou des radiations bêta, ce qui produit de puissants rayonnements X. Heureusement, le plomb est aussi un excellent absorbeur de rayons X, ce qui améliore la conversion de l'énergie des rayonnements en chaleur. Cependant, des précautions doivent être prises concernant les rayonnements gamma. Le sodium, quant à lui, est transparent aux rayons X et gamma, mais bloque totalement les rayonnements bêta. Il est donc plus protecteur que le plomb, car il ne génère pas lui-même de rayonnements X. +1 pour le sodium
Conclusion
À la lumière de ce rapport, on constate que le plomb est le candidat idéal pour les petits réacteurs expérimentaux. Cependant, à mesure que la taille du cœur augmente, il devient nécessaire de passer au sodium, notamment pour des raisons de génie civil et de radioprotection, au prix de quelques pertes thermiques et d'équipements supplémentaires pour se prémunir des risques d'explosion du sodium sous forme liquide.

Dans le cadre de l'augmentation des bénéfices d'Apex, cette dernière a demandé au LHV d'évaluer la possibilité de produire de la chaleur, voire de la vapeur sous haute pression, à partir des rejets thermiques. L'objectif est de faire en sorte que 2/3 de l'énergie produite par les réactions nucléaires ne soient pas simplement gaspillés et dispersés dans l'environnement. Apex,considère les pertes comme des insultes. Le LHV a donc entrepris de lui répondre de manière directe et de lui fournir la marche à suivre pour réaliser son souhait.

Tout d'abord, rassurons Apex : la récupération des pertes de chaleur est non seulement possible, mais aussi déjà bien développée. Ce n'est pas un projet très complexe, et des technologies existent déjà. Le principe général consiste à remplacer la source froide au niveau du condenseur par un réseau de chauffage urbain ou industriel, avec une pompe à chaleur et un compresseur, permettant ainsi de récupérer les calories pour chauffer de l'eau et l'envoyer vers le lieu de consommation. Cela permet de réduire le gaspillage d'énergie et d'augmenter le rendement énergétique de l'installation. Cependant, cette démarche a un coût : le réseau de chauffage ne doit pas excéder 100 km et coûte environ 1 million de crédits par kilomètre, sans compter les coûts d'infrastructure colossaux, de l'ordre de la trentaine de milliards. Néanmoins, il ne faut pas se méprendre : un cogénérateur permet de chauffer de façon très efficace à un coût réduit. En temps normal, 30 à 40 % de l'énergie est convertie en électricité dans un réacteur à eau pressurisée, et le reste est perdu. Ici, 20 à 25 % de l'énergie est convertie en électricité et 60 % en chaleur, soit un rendement énergétique de 80 à 85 %, ce qui est un exploit pour une installation nucléaire.
En ce qui concerne la production de vapeur ou la production exclusive de chaleur, il faut se tourner vers des réacteurs à haute température, les seuls économiquement viables pour ce type d'application. En effet, la haute température permet de produire directement de la vapeur et de convertir la totalité de la chaleur nucléaire en chaleur utilisable, ce que la pompe à chaleur et le compresseur ne peuvent pas faire de manière économiquement raisonnable au niveau du condenseur. Dans ce contexte, Apex se retrouve sans solution économiquement viable pour son projet si elle souhaite rester entièrement indépendante.



Rejet thermique non valorisé

Cogénération du réacteur nucléaire, chaleur et électricité

Schéma de principe

Dans sa démarche de promotion du nucléaire, le LHV propose ici un guide à destination des industriels du secteur afin de constituer leurs propres filières sur la base de technologies fiables et cohérentes entre elles. Ce guide présente des catégories avec différentes options et leurs avantages. À la fin de votre sélection, vous obtiendrez le nom du modèle de réacteur que vous avez choisi, ainsi que son temps de construction, son coût, et bien entendu la puissance maximale que le réacteur peut développer.

Combustible :

Thorium : Le thorium est un élément abondant sur Terre. Son isotope le plus courant est un isotope fertile, ce qui signifie que la fission, le phénomène qui produit de l'énergie dans un réacteur, ne peut se produire qu'après capture de deux neutrons, ici de haute énergie. Cette particularité contraint ce combustible à être utilisé dans des réacteurs surgénérateurs ou utilisant un modérateur comme le graphite ou l'eau lourde.

Uranium naturel : L'uranium naturel est composé de deux isotopes : l'uranium 238 fertile et l'uranium 235 fissile. Dans un surgénérateur ou un réacteur au graphite ou à l'eau lourde, le faible taux de l'isotope fissile est compensé par une grande modération et une faible absorption des neutrons, ce qui permet la divergence du réacteur. Cependant, ces réacteurs sont de très grande taille par rapport à leur puissance. Le cœur de ces réacteurs peut être jusqu'à 10 fois plus grand que celui de leurs homologues à l'uranium enrichi.

Uranium enrichi : L'uranium enrichi en isotope 235 est un combustible plus permissif, permettant d'utiliser l'eau ordinaire comme modérateur et de construire des réacteurs plus compacts, donc plus puissants par unité de volume. Le taux d'enrichissement varie entre 3 et 5 %. Toutefois, ce combustible est plus coûteux et difficile à produire.

Plutonium : Le plutonium est un transuranien, c'est-à-dire qu'il est produit par des réactions nucléaires dans un réacteur. Une fois isolé (un processus très coûteux), il peut être utilisé comme combustible dans tout type de réacteur. Toutefois, sa désintégration étant notoirement instable, il bride la puissance du réacteur et peut conduire à des cœurs incontrôlables à haute puissance.

MOX (Multi-oxide) : Le combustible MOX combine de l'uranium et du plutonium, ce dernier étant produit par capture neutronique de l'uranium 238. Ce combustible est recommandé pour les surgénérateurs, car la fraction d'uranium (souvent issue du retraitement) permet de régénérer constamment du plutonium, offrant ainsi un approvisionnement continu en combustible, avec des conditions économiques plus acceptables qu'avec de l'eau lourde.
Modérateur :

Eau ordinaire : L'eau ordinaire est parmi les meilleurs modérateurs, mais elle présente quelques inconvénients, comme une forte dilatation avec la température et une capture significative de neutrons.

Eau lourde : L'eau lourde se comporte comme l'eau ordinaire, mais capture très peu de neutrons et modère les neutrons un peu moins efficacement. Cependant, son coût de production est très élevé.

Graphite : Le graphite est un excellent modérateur solide, qui ne capture pas les neutrons. Il est particulièrement intéressant dans les réacteurs modérés au gaz, car le pilotage du modérateur permet de ne pas avoir à piloter la contre-réactivité.

Hélium : L'hélium modère deux fois moins bien les neutrons que l'eau, mais ne se dilate pas. Il assure une excellente résistance à la température et a une durée de vie très longue.

Plomb : Le plomb est transparent aux neutrons (ne les modère pas) et possède une conductivité thermique extraordinaire ainsi qu'une très bonne résistance à la température. De plus, il permet de faire fonctionner le cœur à pression atmosphérique. Cependant, sa densité le rend difficilement supportable pour les grandes infrastructures civiles, notamment dans les gros réacteurs.

Sodium : Le sodium remplace le plomb dans les réacteurs de grande taille, bien qu'il présente un risque d'explosion alcaline et une conductivité thermique inférieure à celle du plomb.

Modérateur organique : Les molécules fortement hydrogénées peuvent constituer un modérateur intéressant. Cependant, leur radiolyse entraîne des comportements erratiques. Elles offrent une très bonne résistance à la pression, ce qui les rend souvent plus sûres que les réacteurs à eau, mais elles sont limitées en termes de puissance.
Caloporteur :

Eau ordinaire : L'eau ordinaire possède une bonne capacité thermique et est très peu coûteuse. Sous forme de vapeur, elle est le caloporteur le plus courant.

CO₂ : Grâce à ses transitions de phase, notamment sous forme supercritique, le CO₂ est l'un des meilleurs caloporteurs. Cependant, le coût de l'installation nécessaire pour le maintenir à l'état supercritique est souvent trop élevé.

Fluide organique ou huile minérale : Les liquides organiques, comme les huiles, peuvent être de bons caloporteurs, mais leur transformation en phase gazeuse requiert des températures extrêmes, rendant leur utilisation difficile en pratique. Ces fluides sont souvent utilisés uniquement dans des réacteurs expérimentaux.
Boucle :

Simple : La boucle simple produit la vapeur directement dans le cœur du réacteur avant de l'envoyer à la turbine. Cette configuration offre un très bon rendement, mais présente un risque de contamination des éléments dits « conventionnels ». De plus, elle empêche de positionner les barres de contrôle au-dessus du cœur, un défaut de sûreté qui peut conduire à de graves accidents.

Double : Les réacteurs à double boucle maintiennent le circuit primaire sous pression, utilisant un générateur de vapeur pour convertir la chaleur nucléaire en vapeur. Cela permet d'isoler le réacteur des éléments de la turbine et de positionner les barres de contrôle en dessous. Cependant, cela réduit le rendement et nécessite de maintenir de très hautes pressions (jusqu'à 155 bars) au niveau de la cuve, ce qui pose des problèmes, notamment en cas de rupture du circuit primaire.
1. Réacteur à eau pressurisée (REP/PWR - Pressurized Water Reactor)
Combustible : Uranium enrichi (3-5%)
Modérateur : Eau ordinaire
Caloporteur : Eau ordinaire
Boucle : Double
Usage : 300-1600MWe réacteur économique et performant mais demande de l'enrichissement

2. Réacteur à eau bouillante (REB/BWR - Boiling Water Reactor)
Combustible : Uranium enrichi (3-5%)
Modérateur : Eau ordinaire
Caloporteur : Eau ordinaire
Boucle : Simple
Usage : 100-1000 MWe Très abordable mais fait des compromis sur le sûreté

3. Réacteur Réacteur à eau lourde pressurisée (PHWR - Pressurized Heavy-Water Reactor)
Combustible : Uranium naturel
Modérateur : Eau lourde
Caloporteur : Eau lourde
Boucle : Double
Usage : 300-800 MWe compatible avec tout type de combustible mais très couteux

4. Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (SFR - Sodium Fast Reactor)
Combustible : Plutonium ou MOX
Modérateur : Aucun (neutrons rapides)
Caloporteur : Sodium
Boucle : Double
Usage : 600-1200 MWe surgénérateur complet et abordable

5. Réacteur à neutrons rapides refroidi au plomb (LFR - Lead-cooled Fast Reactor)
Combustible : Plutonium ou MOX
Modérateur : Aucun (neutrons rapides)
Caloporteur : Plomb
Boucle : Double
Usage : 10-150 MWe surgénérateur complet mais complexe à construire sur de grande puissance

6. Réacteur à haute température refroidi au gaz (HTGR - High Temperature Gas-cooled Reactor)
Combustible : Uranium enrichi ou Thorium
Modérateur : Graphite
Caloporteur : Hélium
Boucle : Double
Usage : 300-1900MWe très bon rendement et longévité, construction longue

7. Réacteur Magnox/UNGG
Combustible : Uranium naturel
Modérateur : Graphite
Caloporteur : CO₂
Boucle : Double
Usage : 100-900 MWe très bon rendement mais cher

8. Réacteur à sels fondus (MSR - Molten Salt Reactor)
Combustible : Thorium ou Uranium enrichi
Modérateur : Graphite ou aucun
Caloporteur : Sels fondus
Boucle : Simple ou double
Usage : 300-1800 MWe surgénérateur complet mais cher

9. Réacteur à eau lourde avancé (AHWR - Advanced Heavy Water Reactor)
Combustible : Thorium avec Uranium enrichi ou MOX
Modérateur : Eau lourde
Caloporteur : Eau ordinaire
Boucle : Double
Usage : 300-600 MWe surgénérateur complet mais cher

10. Réacteur organique modéré et refroidi (OMR - Organic Moderated and Cooled Reactor)
Combustible : Uranium enrichi ou Plutonium
Modérateur : Fluide organique
Caloporteur : Fluide organique
Boucle : Double
Usage : 10-190 MWe très compact mais très cher

La question du pétrole est d'une importance capitale pour n'importe quelle nation, sauf pour le Drovolski. Nation nucléaire s'il en est, le pays ne s'est jamais vraiment intéressé à cette ressource. Cependant, le LHV a été contacté par Apex pour établir un partenariat sur cette question. En effet, cette compagnie pétrolière bien connue rencontre des difficultés à exploiter des champs de pétrole lourd en raison de leur profondeur. Elle utilise la stimulation de puits avec beaucoup d'expertise dans le monde entier pour exploiter des champs pétroliers de plus en plus profonds, mais elle est arrivée à une telle profondeur que le coût d'extraction du pétrole est devenu trop élevé, avec une faible teneur en pétrole, essentiellement des résidus. Ainsi, Apex a contacté le LHV pour lui demander son aide dans la construction de réacteurs à très haute température, technologie exclusive du laboratoire. En effet, la demande en vapeur et en niveaux de température pour exploiter ce pétrole est trop importante pour des réacteurs conventionnels à eau, qui ne dépassent pas les 300 °C et ne possèdent pas la souplesse d'exploitation nécessaire. Après étude, le LHV a estimé qu'au vu de la stabilité du prix du pétrole, il pourrait être très intéressant de proposer à Apex un VHTR (réacteur à très haute température) capable de produire la vapeur et la chaleur requises. Apex et le LHV se sont alors mis d'accord sur quelques points essentiels. Tout d'abord, pour assurer la rentabilité d'une telle installation, elle devait être déplaçable. Mais, compte tenu de sa taille, l'option de la station offshore s'est imposée. Des installations pétrolières offshore, équipées de réacteurs nucléaires pour extraire le pétrole lourd des fonds marins, validées par le CRACI, ont ainsi vu le jour. Tout d'abord, il a fallu évaluer précisément les besoins en énergie afin de concevoir le cœur du réacteur en fonction des contraintes imposées par Apex. Le cœur doit être capable de produire un minimum de 2083 tonnes de vapeur d'eau par heure, à une température de 300 °C, et, en complément, une vapeur sèche à 500 °C pour effectuer le craquage du pétrole lourd en pétrole de synthèse. Selon les sites, l'énergie fournie par le réacteur représentera entre 30 % et 56 % de l'énergie récupérée dans le pétrole, assurant ainsi la rentabilité de l'installation. La principale contrainte est d'assurer une conversion correcte des huiles de schiste à 498 °C dans des conditions d'exploitation sûres. Pour respecter ces exigences, le LHV a proposé un réacteur à très haute température à gaz avec une chaudière en potassium. Bien que le LHV maîtrise actuellement les réacteurs à base d'hélium, il a choisi d'utiliser un caloporteur au CO₂ en raison des contraintes spécifiques.


Principe de fonctionnement du PétroBlaste

Pour assurer une meilleure résistance à la chaleur, le combustible est sous forme d'oxyde, ce qui garantit une grande stabilité à haute température et face aux éventuelles avaries. Le cœur est en oxyde de plutonium, un matériau certes plus coûteux et difficile à produire, mais qui permet d'obtenir un cœur compact. En effet, le plutonium est plus dense énergétiquement et permet des rendements énergétiques très intéressants à haute température. Compte tenu de la puissance demandée, près de 3502 MW thermiques, le cœur pèsera 48 tonnes de plutonium contre 415 tonnes s'il avait été conçu à l'uranium. Ce choix permet également de limiter l'encombrement du cœur et de faciliter la radioprotection. Cependant, il entraîne une dépendance vis-à-vis du LHV pour la fabrication du combustible. La gaine a été repensée en zirconium. Pour assurer un transfert thermique optimal, un générateur unique est installé, fabriqué en potassium pour améliorer le transfert thermique et recouvert de platine pour éviter toute corrosion due au sel. Pour empêcher l'accumulation d'ions chlorure et sodium, un circulateur est positionné en plus d'une pompe en sous-sol. La fraction la plus chaude est envoyée vers le craquage du pétrole, tandis que la plus froide retourne vers le puits. Pour optimiser l'extraction, une partie du CO₂ est envoyée depuis le circuit primaire vers le puits, ce qui permet de surchauffer la vapeur d'eau et de produire un puissant effet sur le puits, le stimulant davantage. Cela permet également de séquestrer une partie du CO₂ produit par l'installation. Une motopompe de 86 MW, soit un peu moins de 3 % de la consommation de l'installation, assure la pression du circuit primaire. Le fluide sortant du haut de l'échangeur à plaques est une vapeur d'eau à 100 bars, chargée en CO₂, en ions iodure, chlorure et sodium, un mélange très réactif. Le générateur, de grande taille, est alimenté à grande vitesse par le CO₂ chauffé par le cœur. Il est conçu en mode "plaque", de sorte que le cœur et le générateur de vapeur sont presque confondus. Par ces choix, le LHV à construit sont plus petit et compact coeur.


PétroBlaste

Caractéristiques des Réacteurs "PétroBlaste Apex-Liberty by Drovolski"

1 - Puissance :
Puissance thermique nominale : 3502 MW

2 - Circuit primaire :
Pression de fonctionnement : 159 bars
Température à l'entrée de la cuve : 464 °C
Température à la sortie de la cuve : 612 °C
Nombre de boucles : 1

3 - Cuve et couvercle :
Diamètre intérieur de la cuve : 3 m
Longueur totale de la cuve : 8 m
Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur : 900 mm

4 - Cœur :
Longueur active des crayons : 5900 mm
Puissance volumique à puissance nominale : 89 MW/m³ (approximatif)

5 - Générateur de vapeur :
Nombre de générateurs de vapeur : 1
Pression de vapeur en sortie de GV à pleine charge : 130 bars abs.
Température en sortie de GV : 550 °C
Surface d'échange : 62 000 m²

Principe de fonctionnement
La chaleur résiduelle du cœur est envoyée vers un complexe de traitement du pétrole de synthèse, étape gérée par la SCM, qui maîtrise également la gestion du soufre, une spécialité du Drovolski. Le réacteur envoie de la chaleur vers un bassin de préparation, vaporisant le pétrole avant de l'envoyer sous haute pression dans des cellules de désulfuration. La SCM propose une méthode simple, la désulfuration à la chaux, selon la réaction suivante :

SO₂ + CaCO₃ + ½ H₂O → CaSO₃, ½ H₂O + CO₂
Le dioxyde de soufre réagit avec la chaux et l'eau pour produire du CO₂, qui est renvoyé vers le cœur du réacteur, de l'eau envoyée en sous-sol du réacteur, et du gypse, un sel broyé ensuite envoyé au Drovolski où il sert de réactif pour produire du soufre, utilisé dans la séparation des métaux. Pour maximiser cette étape, une partie des gaz d'échappement est dirigée vers la chambre, atteignant ainsi 900 °C. Le gaz purifié est ensuite envoyé en cuve de distillation où il subit une liquéfaction lente avant d'être envoyé vers les étapes de raffinage, gérées par Apex.

Le système VAC, un système à micro-noyau pour mainframe, malgré son retard, est maintenant proposé en open source sous licence OpenLHV, dont la seule condition est de ne jamais contredire la politique écologique de Drovolski. Pour cette occasion, le système VAC prend un nouveau nom : VectorOS. Il est fourni en version source avec un compilateur dédié au Velac, le langage du système, pour les six architectures les plus courantes dans le monde. VectorOS se vante d'être l'un des rares systèmes dits "all-compatible" et distribuables partout dans le monde. VectorOS prend en charge le Velac et la Universal Tanska Library (UTL), ainsi qu'une variété de langages interprétables de manière native. Le Velac est un langage très proche du matériel. Toutes les variables sont appelées au départ ainsi que la structure de code à collecter. Contrairement à la plupart des langages, celui-ci est spécialement conçu pour les mainframes et s'intègre directement sans aucun effort au système de pile à micro-noyau. VectorOS exige une structuration en segments, chaque partie devant définir le micro-noyau appelé et la méthode de transmission vers la sortie du logiciel et entre les micro-noyaux. Cette façon de programmer permet à cet OS d'être l'un des plus efficaces dans le pilotage de mainframes, mais cela au prix d'une programmation compliquée. Pour pallier ce défaut, le Velac intègre le support d'autres langages pour éviter de tout coder dans le même langage. De façon courante, les programmes sont écrits en Velac mais intègrent la librairie UTL pour la gestion des données de code, LoduarEscalade pour les fonctions dites standards, et Sylvomobil pour la gestion des interfaces. Voici un exemple de code :

# Velac Hello World
```
Micro-1 : DATASTORE
Méthode : SCSI DISK0 to UART 1 Micro-2 staticImport Universal Tanska Library as UTLImport Sylvomobil as syImport LoduarEscalade as LEMicro-2 : WORK
Méthode : UART 0 Micro-1 to I2C 1 Micro-3 dynamicSTARTUTL.load(write) >>> "Hello World" >>> string messageLE.I2C(syscall, message, I2C)Micro-3 : INTERFACE
Méthode : I2C 0 Micro-3 staticLE.bit(I2C) >>> LE.bit2char >>> sy.print(EGA, x=0, y=0, UTL.color.bleu)END```
Cette méthode de code permet une distribution très efficace et le détachement des différents éléments. Il est courant, par exemple, d'utiliser un micro-noyau d'interface sur un terminal et un micro-noyau de travail sur des unités de calcul distantes, utilisant alors le processeur graphique du terminal mais le processeur central du mainframe, un avantage très apprécié dans les pays où l'informatique coûte cher. Un usage excessif de cet avantage provoque parfois des files d'attente dépassant la mémoire vive, ce qui entraîne des plantages. Pour y remédier, les programmes intègrent souvent un micro-noyau de requête pour vérifier si le programme peut continuer son exécution. VectorOS est fourni avec les logiciels LHV les plus courants, allant des pilotes de base aux simulateurs numériques de physique nucléaire avancés, ainsi que quelques logiciels libres pour des usages courants, notamment en bureautique et en gestion comptable. Dans sa version complète, VectorOS inclut également deux logiciels majeurs : Encycle, et MetamEurysia, l'encyclopédie interactive avec synthèse vocale et le logiciel de physique et de mathématiques de Drovolski, référence dans les simulations neutroniques et calcules vectoriels.

Dans le contexte de la recherche sur les réacteurs de fusion nucléaire par plasma, le laboratoire Henri Ventafalle se présente comme une source de données et d'expérimentation en proposant un critère d'évaluation pratique pour les réacteurs à fusion. Ce critère, développé à partir du temps de confinement et de la température, permet de déterminer quand un réacteur peut produire de l'énergie à partir de la réaction de fusion en établissant le temps de confinement minimal à atteindre pour assurer la rentabilité du procédé. Combiné avec la chaleur de réaction, il permet de déterminer directement quel projet ou quelle technologie est intéressante. À ce jour, le LHV ne considère que le projet étoile de la Loduarie comme prometteur d'ici la fin du siècle, en complément des solutions à fission. Ce critère, appelé critère de Lawson, dépend de la réaction, du temps de confinement et de la densité du plasma. Les trois types de réacteurs envisagés sont les tokamaks, les stellarators et les réacteurs atypiques à spallation.

Le Tokamak est un réacteur à confinement magnétique de forme toroïdale permettant de maintenir un plasma de deutérium et de tritium à des températures extrêmement élevées sans détériorer la structure. Le plasma, constitué de particules chargées (électrons et noyaux), peut être piloté par des champs électriques et dirigé par un champ magnétique intense. Deux procédés concurrents existent pour le chauffage du plasma : l'injection de neutres, c'est-à-dire des neutrons très énergétiques, ou le chauffage par photons. Le but d'un tokamak est de maintenir un plasma très dense pendant une période prolongée afin de pouvoir récupérer l'énergie de fusion, une énergie bien plus importante par réaction que celle de la fission, comme l'illustre la courbe d'Aston. Le principal défi est qu'un tokamak de grande taille et doté d'électroaimants exceptionnels pourrait être nécessaire pour rendre cette technologie intéressante pour l'industrie.

Le stellarator repose sur le concept du tokamak mais avec une structure plus complexe, utilisant au maximum les effets bénéfiques du champ magnétique pour assurer le confinement. L'usage de champs hélicoïdaux permet de n'utiliser que des bobines poloïdales, ce qui garantit un meilleur maintien du régime. Cette technologie devrait logiquement succéder aux tokamaks en tant que la seule à pouvoir permettre la récupération d'énergie de façon industrielle en captant des photons. Cependant, elle est beaucoup plus complexe à construire et ne devrait pas être considérée comme un candidat pour les premiers réacteurs de fusion rentables. Les installations industrielles respectant le critère de Lawson pour cette technologie sont attendues vers 2150, pour prendre le relais des tokamaks et permettre une industrialisation du procédé.

La spallation produit, au sens strict, des fissions induites par des jets de particules issus d'un accélérateur. Cependant, dans certaines conditions, l'émission induite de protons sur des noyaux lourds, puis sur les produits de fission, peut provoquer des fusions nucléaires très énergétiques, notamment avec le cuivre. Certains noyaux très atypiques, comme le chlore-38, sont hautement radioactifs et peuvent permettre de produire une grande quantité d'énergie par évaporation du noyau fusionné. Cependant, la spallation exige des accélérateurs de particules industriels capables de générer des flux intenses de particules chargées, ce qui en fait une technologie encore verrouillée par des obstacles techniques insurmontables à moyen terme. La meilleur fusion par spallation serait 4H + 53Cu.


Critère de Lawnson

Tokamak et Stellarator

Spallation

Le Drovolski possède un cycle nucléaire relativement fermé, car le LHV effectue au minimum un mono-recyclage du combustible, voire davantage dans certains cas, notamment pour les RNR, où un multirecyclage est réalisé. Pour cela, le LHV utilise une molécule ayant une forte affinité avec l'uranium (U) et le plutonium (Pu) en milieu organique, permettant de capturer en solution les isotopes d'intérêt. Ensuite, une décantation sépare la phase organique, chargée en U et Pu, qui remonte au-dessus de la solution aqueuse contenant les produits de fission et les actinides. Pour initialiser le processus, le combustible est dissous dans de l'acide nitrique (à 6 mol/L). Cette étape consiste à broyer le combustible et à placer les coques dans un réacteur acide. La solution obtenue est ensuite traitée en contre-courant dans des échangeurs-décanteurs. L'installation principale, située à RAD-1&2, consomme annuellement 5 tonnes de TBP sous forme de solvant. Pour éviter une inversion de phase, la TBP est utilisée à une concentration de 30 % dans une solution organique mélangée à un solvant dérivé du pétrole, fourni par Rasken, le seul fournisseur compétent dans ce domaine.


Procédé d'extraction liquide-liquide par TBP
Les produits de fission se libèrent rapidement sous forme de gaz hautement radioactifs et thermiques. À RAD-1, ces gaz sont utilisés pour produire de la chaleur, ce qui facilite la dissolution du combustible. La solution aqueuse restante est ensuite envoyée dans une série de réacteurs pour subir une dénitration, suivie d’une calcination sous atmosphère réductrice. Ce processus produit un précipité métallique, formé en cibles. Ces cibles, extrêmement irradiantes, sont transférées dans un réacteur à fort flux pour y être transmutées en éléments plus légers, constituant ainsi des déchets radioactifs dispersables. Au Drovolski, les isotopes radioactifs ayant une demi-vie inférieure à 31 ans peuvent être enfouis dans des mines désaffectées, comme celle de Kowalski.


Procédé PUREX
La solution d'uranium est envoyée dans un réacteur à gaz. Plus précisément, l'acide ammoniacal est injecté dans un vortex puissant en atmosphère d'ammoniac, précipitant l’uranyle. Le précipité est ensuite calciné, simplifiant la molécule complexe en dioxyde d'uranium. Cette calcination est auto-entretenue grâce à la libération d’ammoniac. Le produit final est traité dans un four électrique, puis raffiné pour homogénéiser la poudre en vue de fabriquer un nouveau combustible.


Conversion de l'uranium
La solution de plutonium est traitée dans l’installation RAD-2, où le plutonium est séparé de l’uranium par plusieurs lavages. Il est ensuite mélangé à contre-courant avec de l'acide oxalique pour former un complexe oxalate. Ce complexe est oxydé, puis brûlé dans un four au magnésium et calcium, en présence de graphite, pour produire un carbure de plutonium sous forme de poudre métallique. Ce plutonium est ensuite transféré à RAD-1, où il est mélangé à 30 % avec de l'URT pour produire du MOX compatible avec les réacteurs de IVe génération, tels que les Mesol-1900 et plusieurs réacteurs clients du LHV. Pour garantir une pureté chimique optimale, le plutonium est parfois brûlé une dernière fois dans un réacteur calcium-air, formant du dioxyde de plutonium et améliorant ainsi la densité opérationnelle du combustible.

Procédé Plutonium
Conversion du plutonium
Grâce à ce processus, le Drovolski peut limiter l’exploitation de ses mines à seulement 180 tonnes d’uranium par an, tout en vendant ses services de traitement de combustible à l’étranger. Cela permet de générer davantage de plutonium pour ses propres réacteurs et de proposer des solutions intégrées d'énergie, avec une perspective d’utilisation jusqu’en 2800 sans modification majeure des procédés. Les installations RAD-1&2 assurent ainsi la fermeture complète du cycle et positionnent le Drovolski comme l’un des principaux exportateurs d’énergie, un modèle qui inspire notamment Sylva, intéressée par un parc électrique moderne.

Procédé du LHV pour la surfénération
Cependant, il ne faut pas négliger l’extraction des 180 tonnes d’UOX nécessaires chaque année. Pour ce faire, la CMD réalise une lixiviation du minerai uranifère en injectant de l'acide sulfurique en sous-sol. La solution acide d'uranium extraite est ensuite traitée avec de la TBP, puis précipitée par hydrofluoration rapide. L'UF4 obtenu est ensuite fluoré et enrichi par centrifugation au LHV, avant d’être renvoyé à RAD-1 pour précipitation et fusion en combustible UOX, principalement destiné aux réacteurs conventionnels étrangers pour le moment.


Combustible et traitements associés

Suite à l'évaluation de la filière menée par le laboratoire, nos cycles de combustible nucléaire génèrent des flux importants de matières fissiles et résiduelles. Chaque année, plus de 1 200 tonnes d’uranium de retraitement (URT) et 2 500 tonnes d’uranium appauvri sont produites, tandis que nos activités minières atteignent un débit annuel de plus de 10 000 tonnes d’uranium naturel (Unat). Ces volumes proviennent en partie de notre consommation intérieure, mais surtout de la fabrication d’assemblages d’UOX (uranium enrichi sous forme d’oxyde) destinés aux marchés occidentaux. Ces derniers, n’étant pas encore équipés de réacteurs nucléaires rapides (RNR), ne disposent pas des capacités techniques nécessaires pour réduire les stocks d’uranium de retraitement et appauvri. Les stocks actuels de matières fissiles dans notre pays dépassent 120 000 tonnes, ce qui correspond à plus de 20 ans de consommation. Ces réserves restent cependant compétitives à l’échelle mondiale grâce à des coûts d’extraction plus faibles que ceux du marché minier international. Cette compétitivité s’explique notamment par le climat social particulièrement favorable à l’exploitation minière dans notre pays, permettant au Drovolski de bénéficier d’avantages techniques et économiques déterminants. Nos mines se distinguent par un taux élevé d’uranifères dans les gisements, ainsi que par l’utilisation de techniques d’extraction par lixiviation in situ, reconnues pour leur rentabilité économique et leur efficacité technique. Malgré ces avantages, la majeure partie de l’uranium valorisable est actuellement stockée sous forme métallique. Cette orientation soutient notre industrie métallurgique en lui offrant une matière première aux propriétés mécaniques et physiques intéressantes. Cependant, cette stratégie n’est pas encouragée par le laboratoire, qui privilégie l’utilisation de cet uranium dans les RNR afin de maximiser son potentiel énergétique. Le laboratoire voit d’un mauvais œil le détournement de combustible nucléaire vers des activités annexes et a, en réponse, développé des techniques innovantes d’extraction liquide-liquide. Ces procédés visent à séparer efficacement les métaux lourds issus des réactions nucléaires dans les réacteurs à eau pressurisée (REP) et les RNR, notamment des éléments tels que le plomb 208. Sur le plan technique, la conversion de l’uranium en métal repose sur une série d’étapes rigoureuses. La réduction s’effectue sous atmosphère d’hydrogène dans une solution de calcium, suivie d’une calcination pour simplifier les molécules formées au cours de la réduction. Ces procédés garantissent une matière première de qualité optimale, adaptée à diverses applications industrielles.

Stocks actuels de matières nucléaires :
Uranium naturel (Unat) : 340 000 tonnes
Matière brute extraite des mines, destinée principalement à la conversion et à l’enrichissement.
Uranium appauvri : 23 000 tonnes
Produit secondaire de l’enrichissement, en attente de valorisation dans des RNR ou d’autres applications.
Uranium de retraitement : 109 000 tonnes
Issu du recyclage des combustibles usés des REP.
Uranium enrichi sous forme d’oxyde : 44 000 tonnes
Destiné à la fabrication de combustibles pour REP.
Uranium métallique enrichi : 1 200 tonnes
Utilisé principalement dans des applications spécialisées.
Multioxyde : 56 000 tonnes
Composés complexes contenant divers oxydes pour usages industriels.
Thorium enrichi : 4 000 tonnes
Potentiel futur pour des cycles de combustible alternatifs.
Métaux lourds issus du retraitement : 10 000 tonnes
Inclut des isotopes comme le plomb 208, extraits pour le recyclage.
Procédés et qualité :
Nous rappelons à nos principaux clients (Sylva, Velsna et Rasken) que nos procédés de dissolution sont réalisés dans une solution d’acide nitrique sous atmosphère réductrice. Ces conditions permettent de minimiser le potentiel explosif tout en maîtrisant les risques radiologiques. De ce fait, tant notre uranium naturel que celui issu du retraitement présentent un niveau de pureté conforme aux standards industriels.

Procédés
Le processus de traitement, commun à l’uranium naturel et de retraitement, comprend plusieurs étapes clés :

Dissolution : Les matières sont dissoutes dans de l’acide nitrique.
Stockage intermédiaire : Les solutions sont entreposées en attente de purification.
Purification : Réalisée dans l’unité RAD1, à l’aide de techniques de séparation liquide-liquide utilisant du TBP (tributylphosphate).
Concentration : Les solutions sont concentrées par évaporation.
Dénitration : Une étape de transformation chimique pour stabiliser les composés.
Étapes finales : Les matières purifiées sont envoyées au laboratoire pour fluoration, hydrofluoration et enrichissement, selon les besoins des clients.
Traitement du plutonium :
Le plutonium, quant à lui, suit un cheminement distinct en raison de sa complexité chimique. Il est traité dans l’unité spécialisée RAD2, qui permet une gestion optimisée de ses propriétés uniques et de ses usages futurs.
Avec une demande annuelle en uranium et en thorium atteignant un flux total de 10 000 tonnes par an, les mines actuellement en exploitation ne seraient épuisées que dans 4 500 ans. Ce chiffre impressionnant reflète l’abondance exceptionnelle des ressources naturelles du Drovolski. Une telle perspective garantit non seulement la pérennité des activités actuelles, mais aussi l’impossibilité de justifier l’ouverture de nouvelles mines dans un avenir prévisible. Cela souligne la robustesse de notre réserve stratégique et la stabilité qu’elle offre à la filière énergétique.

Réacteur Espérance

Le réacteur Espérance est une mise à jour du célèbre réacteur Beno-10, semi-enterré. Cette nouvelle version intègre plusieurs innovations et avancées technologiques significatives. À la suite de demandes internationales et de recommandations formulées par diverses autorités, la nécessité de passer d’un modèle semi-enterré à un modèle souterrain s’est imposée. Cela s’est particulièrement manifesté en Antares, où des tensions géopolitiques avec un pays voisin ont poussé le laboratoire à enfouir le Beno-10 à une profondeur de 6 mètres, conformément aux réglementations. Les résultats de cette expérience ont été extrêmement concluants, incitant le laboratoire à concevoir le réacteur Espérance comme un remplaçant du Beno-10 dans des pays exigeant une discrétion accrue. L’un des principaux avantages de ce modèle souterrain réside dans l’élimination des protocoles coûteux liés à la conservation des radionucléides et à la protection contre les irradiations. Ainsi, des équipements tels que les réflecteurs neutroniques, l’enceinte de confinement, et même le bâtiment réacteur ont été supprimés, s’appuyant sur la stabilité géologique du site d’implantation pour assurer la sécurité. Espérance marque également une avancée majeure en matière de combustible : alors que le Beno-10 fonctionnait exclusivement à l’uranium 235, générant des coûts élevés, le réacteur Espérance peut utiliser une large gamme de radionucléides. Son fonctionnement à l’eau lourde permet une modération semblable à celle de l’eau légère tout en réduisant la capture neutronique. Dans ce contexte, Espérance est conçu pour être chargé en actinides mineurs tels que le neptunium, l’américium et le curium, ce qui favorise le recyclage des isotopes les plus dangereux du point de vue radiotoxique issus des combustibles usés.

Conception du Réacteur
Espérance est composé de 34 barres de combustible à forte teneur en plutonium et neptunium, entourées de récepteurs contenant de l’américium. La réaction radioactive du curium, présent à hauteur de 7 %, génère une chaleur résiduelle de 10 MW. À pleine puissance, le réacteur peut produire jusqu’à 90 MW thermiques si la teneur en actinides dépasse 3 %. Dans le cadre du recyclage de déchets nucléaires hautement radioactifs, sa puissance atteint 75 MW thermiques. En raison de son installation souterraine, la connexion directe à un cours d’eau est complexe. Espérance utilise donc un réseau de tuyaux profonds pour se connecter à la nappe phréatique, où il réchauffe l’eau pour se refroidir et alimenter ses équipements de production électrique. Selon les analyses du LHV, ce mode de refroidissement ne provoque pas de décès à court terme, en excluant les risques accrus de cancers et leucémies.
Système de Refroidissement et de Conversion d’Énergie
Pour minimiser les coûts liés à l’utilisation de l’eau lourde, celle-ci est exclusivement utilisée comme modérateur neutronique et caloporteur primaire, comme indiqué en vert sur les schémas techniques. La chaleur est transférée via un échangeur à de l’eau légère, qui est ensuite surchauffée pour alimenter une petite turbine et un condenseur, avant d’être évacuée vers la nappe phréatique. Pendant les phases de test, une migration de tritium a été observée à plusieurs reprises. Toutefois, en raison de sa courte demi-vie et des faibles préoccupations humaines exprimées par le LHV, ce risque de contamination a été jugé négligeable. Sur le plan technique, Espérance est classé comme un réacteur PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor).
Système de Sûreté et de Sécurité
Les systèmes de sûreté du Beno-10, tels que les dispositifs antisismiques, l’enceinte de confinement, et même le bâtiment réacteur, ont été supprimés. Espérance se limite à un cœur de réacteur enfoui, piloté à distance via le système DAVID. Il est destiné à succéder au Beno-10 tout en rivalisant avec lui sur le plan de la compétitivité.

Brevets & Législation
Espérance est conçu comme une évolution directe du Beno-10. Toute installation équipée d’un Beno-10 peut demander sa conversion vers Espérance via la procédure appelée « Recyclage du Beno-10 pour une meilleure espérance ». Cette transition est facilitée par la conservation du combustible et de la cuve. Le réacteur Espérance est délivré sous licence pour une durée de 70 ans, renouvelable après un contrôle de sécurité à la discrétion du LHV et du pays concerné. Des entreprises comme TomaTo, GKD et Fang Industries possèdent des délégations de brevets leur offrant la liberté d’apporter des améliorations ou de proposer des adaptations personnalisées.
Performances et Caractéristiques Techniques
Espérance est conçu pour répondre aux besoins des complexes industriels en fournissant une énergie fiable et constante. Grâce à la simplification de sa conception (absence d’équipements de sûreté et de bâtiment réacteur), il peut être construit en seulement deux mois. Toutefois, son démantèlement et sa mobilité, points forts du Beno-10, ne sont plus possibles. Notons que même en cas de fusion partielle du cœur, Espérance est capable de continuer à produire de l’électricité. Une analyse de retour d’expérience a montré que 99 % des réacteurs Espérance ayant subi une fusion partielle produisent encore de l’énergie, ce qui illustre sa robustesse.
Caractéristiques Techniques du Réacteur Espérance
1. Puissance :
- Puissance électrique nette : 30 MW
- Puissance électrique brute : 32 MW
- Puissance thermique nominale : 91 MW

2. Rendement :
- Rendement : 30 %

3. Circuit Primaire :
- Pression de fonctionnement : 90 MPa
- Température de l’eau à l’entrée de la cuve : 280 °C
- Température de l’eau à la sortie de la cuve : 170 °C
- Nombre de boucles : 6
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur) : 100 m³

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

5. Cœur :
- Hauteur active des crayons : 2 100 mm
- Puissance volumique à puissance nominale : 50 MW/m³ (approximatif)

Réacteur Prospérité

Dans la lignée du réacteur Espérance, le LHV a développé des technologies liées à l’eau lourde dans le but d’assurer le recyclage de ses radioisotopes les plus dangereux. En effet, l’eau lourde modère très bien les neutrons, presque aussi bien que l’eau légère, mais capture nettement moins de neutrons que cette dernière. Cela permet de concevoir des réacteurs capables de consommer des isotopes que même des réacteurs à surgénération ne peuvent normalement pas recycler pleinement. Cependant, l’eau lourde présente certains inconvénients. Pour construire un réacteur réellement performant en termes de puissance, il faut concevoir des cœurs de réacteurs d’une taille gigantesque. Le LHV n’a donc pas fait les choses à moitié : le 11 août 2015, il a lancé et finalisé le réacteur Prospérité. Ce réacteur, qui n’est pas destiné à être produit en série, est conçu pour une longévité dépassant les 80 ans. Prospérité est un réacteur de recyclage de 1 200 MWe, de forme sphérique, entièrement construit en titane et en zirconium. Il est équipé de dispositifs permettant le remplacement du combustible même en fonctionnement, ce qui garantit une activité continue. Ce réacteur a été construit à RAD1 pour soutenir l’installation en recyclant les actinides mineurs et d’autres déchets de très haute activité. Sur le plan fonctionnel, Prospérité possède le plus grand cœur jamais conçu par le LHV, avec un diamètre avoisinant les 12 mètres. Il est difficile de parler ici d’une « petite installation ». Une collaboration étroite avec Sylva a été nécessaire pour développer une formule de béton et d’acier capable de supporter une telle taille et, par extension, un tel poids. Pour assurer la production d’électricité et le refroidissement de l’installation, Prospérité est équipé de deux échangeurs à tubes. Ces échangeurs convertissent l’énergie thermique de l’eau lourde en vapeur d’eau légère, qui alimente ensuite une turbine entraînant un alternateur. Ce système produit le courant électrique utilisé directement sur l’installation, en raison de la très forte consommation de RAD1 et RAD2. Théoriquement, en remplaçant le combustible de Prospérité par de l’uranium enrichi, le cœur pourrait produire plus de 9 800 MWe. Bien que cette configuration ne soit pas exploitée dans la centrale, cela illustre la grande taille et les capacités impressionnantes du cœur du réacteur. De nombreuses expériences sont en cours dans Prospérité. En raison de sa taille, il est possible d’y installer de nombreuses aiguilles de combustibles différents pour observer leur comportement sous flux neutronique, ou encore de placer des cibles pour des expérimentations variées, telles que la production de médicaments nucléaires. Actuellement, plus de 16 expériences sont déjà prévues pour les mois à venir, en collaboration avec le LHV et des universités étrangères, afin de tirer parti de ce réacteur dédié à la production isotopique et au recyclage de matières nucléaires.

Caractéristiques de Prospérité :

Taille du cœur : sphère de 12 mètres de diamètre.
Nombre d’aiguilles : 34 000.
Nombre d’expériences possibles simultanément : 89.
Flux neutronique : 10^8 n/cm²/s
Flux de matière :
- 6 m³ de dégazage des produits de fission.
- 300 kg de nouvelles aiguilles.
- 270 kg d’anciennes aiguilles.
- Échange de 90 cibles.