[RP internes] ☢️ Laboratoire Henri Ventafalle (LHV) - Page 4

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Le Laboratoire Henri Ventafalle reçoit de nombreuses intentions qui lui déplaisent. En effet, de plus en plus de pays semblent se tourner vers des énergies intermittentes pour compléter leur mix énergétique dans un objectif de réduction de la consommation d’énergies fossiles. Cependant, nous, au Laboratoire Henri Ventafalle, insistons sur le fait que cette doctrine n'est pas favorable à l'environnement compte tenu de nos propres conclusions :

- Tout d'abord, en termes de quantité, la majorité des mix énergétiques qui intègrent le renouvelable l’utilisent en appoint. Cependant, selon la quantité de production, ces sources peuvent parfois générer un surplus d’électricité à un moment précis, nécessitant leur mise hors circuit pour éviter l’effondrement du réseau par surproduction. Quelle ironie pour des centrales électriques ayant un si faible taux de disponibilité ! Ainsi, certains réseaux qui cherchent à répondre à leurs pics de consommation avec des sources non pilotables se retrouvent en situation de surcapacité, engendrant des surcoûts monstrueux pour des bénéfices réduits.

Mine de Volubal
- Ensuite, concernant les besoins en ressources, les panneaux solaires et les éoliennes nécessitent, à production égale, bien plus d’énergie et de matières premières pour être fabriqués. Compte tenu de leur durée de vie, les coûts de fabrication, de recyclage et de maintenance entraînent un impact environnemental considérable. Ces énergies limitent certes la pollution atmosphérique, mais au prix d’une pollution extrême des sols due à l’exploitation de mines toujours plus grandes. À production énergétique identique, un mix 100 % ENR exige, par exemple, huit fois plus de cuivre et trois fois plus de béton (construction et maintenance comprises).

- Sur le plan technologique, le LHV a une grande confiance dans le nucléaire et assure que ces technologies sont bien plus maîtrisées et stables. Le nucléaire est le choix de la sûreté et d’une industrialisation réussie. En effet, plutôt que de remplacer vos centrales thermiques par des éoliennes, le LHV vous propose de remplacer vos chaudières à charbon et à gaz par des cœurs nucléaires. Une solution permettant de redonner vie à vos anciennes centrales tout en réalisant des économies sur une période minimale de 70 ans.

- Concernant la stabilité du réseau électrique, celui-ci a besoin d’alternateurs synchrones fonctionnant à la fréquence du réseau. Un réseau électrique est stable en fréquence grâce aux alternateurs synchrones dont le moment d’inertie permet d’absorber les fluctuations du réseau. En cas de pic de consommation, ce sont tous les alternateurs du réseau qui libèrent simultanément de l’énergie cinétique, permettant une réponse instantanée en attendant qu’une autre centrale prenne le relais. La réaction d’un alternateur synchrone est immédiate, et un réseau peut s’effondrer en seulement 60 millisecondes s’il est mal géré. Un réseau produisant trop d’électricité par des moyens ne reposant pas sur des alternateurs risque donc des instabilités fréquentes. En particulier, un réseau comportant plus de 50 % de solaire ou d’éolien présenterait, selon notre analyse, un risque de stabilité trop important.

Efficience de Pareto

- D’un point de vue politique, l’avantage du nucléaire est que ses coûts sont connus et votés par l'État lui-même. Le programme énergétique devient alors pilotable au niveau national et cohérent par construction. Laisser à chacun la liberté de constituer sa propre part individuelle d’énergie va à l’encontre de l’efficacité du système et conduit à des sous-optima locaux en raison du signal prix. En effet, ce signal ne permet pas de lancer une centrale dont le coût marginal est plus élevé que le prix du marché, même si son coût total est inférieur à la somme des coûts des centrales en activité. Vous l’aurez compris, un parc énergétique ne peut être performant que s’il est financé par l’État et géré par une élite éclairée et rationnelle. (Le signal prix ne prend en compte que les coûts marginaux.)

- Enfin, les dispositifs compensatoires à mettre en place pour pallier les baisses de production sur une journée nécessitent des investissements supérieurs au coût d’un mix sans énergies intermittentes, pour un avantage quasi inexistant.
Toutefois, le LHV, conscient des bénéfices de la CMD dans la production des minerais destinés aux industries des énergies renouvelables, a choisi de ne pas communiquer sur cet enjeu. Le LHV s’est donc abstenu d’influencer ses partenaires et a même proposé une assistance en communication à la CMD.

HRP : Mauvaise foi

Deuxième incident majeur que le LHV doit gérer dans sa région proche. En effet, un pays voisin vient de subir un incident nucléaire dont les répercussions seront nombreuses dans la région. Cet incident s'est traduit par une contamination atmosphérique importante, entraînant des coûts considérables. Mais la chose la plus importante à savoir est dans quelle mesure nous pouvons intervenir pour comprendre et rendre impossible tout nouvel incident de ce type dans ce pays, qui, jeune et turbulent, semble ne pas se soucier de la sécurité de l'idéal Mesolvarde, notamment en ce qui concerne les centrales nucléaires.


Centrale d'ELEKTIKERHAURM-NUKLEARE-STATION - 2011
Contexte
Le Navgrokra-Sovonograd possède une filière électronucléaire non intégrée dans la démarche de sûreté, ce qui n'a pas permis une intervention rapide. Cependant, cela a été corrigé rapidement grâce à l'intervention des gouvernements sous pression internationale pour gérer le problème rapidement. Les réacteurs du pays sont tous des Zinox, des réacteurs très rares en raison de leur complexité et de leur mise en œuvre, mais aussi pour leur faible stabilité. Ces réacteurs fonctionnent avec de l'uranium métal dans des gaines de zinc parcourues par un flux rapide de dioxyde de carbone, ce qui permet une modération très efficace des neutrons et donc une divergence lente mais contrôlée, même avec de l'uranium naturel. Ce choix de filière a été justifié par la simplicité d'utilisation de l'uranium naturel, ce qui réduit considérablement les coûts d'exploitation du cœur. Cependant, cela se fait au prix de l'utilisation d'un gaz à très haute pression et température, et surtout d'un combustible sous forme métallique, ce qui entraîne une température de fusion de gaine très basse. C'est une problématique de sûreté pourtant connue des ingénieurs de la centrale, mais qui explique en partie l'incident. Un autre grand souci de la filière est sa très faible densité de puissance. En effet, les réacteurs Zinox du Navgrokra-Sovonograd ont une puissance très réduite pour un volume parfois impressionnant. Le cœur le plus gros a une puissance de 146 MWe. Cependant, au vu des très faibles coûts de construction, le pays s'en est doté sans souci de financement, mais non sans contraintes. Pour assurer une construction rapide de nombreux cœurs simultanément, la qualité du graphite utilisé comme modérateur a été largement sous-qualifiée, ce qui a conduit à la formation de produits nucléaires indésirables.

La centrale qui a rencontré un incident est l'une des plus puissantes. La spécificité de cette génération de centrales est qu'elles doivent atteindre une puissance intéressante pour la convention, soit près de 600 MWe. Près de 8 réacteurs sont positionnés en étoile autour d'un bloc central de convention électrique, ce qui en fait une centrale très atypique où habituellement seuls deux réacteurs peuvent être couplés au maximum. Ce concept très particulier, propre à cette filière, a conduit le pays à généraliser des technologies très originales, comme la pulsation gazière contracyclique. En effet, contrairement à presque tous les réacteurs du monde, les gaz montent en pression le long d'un échangeur ; ici, le gaz sous pression est contraint de descendre par refroidissement, ce qui assure un rendement très fortement amélioré, mais avec de trop grands risques de surchauffe des cœurs.
Accident
L'incident est assez particulier mais aurait pu être évité. Il se traduit par une succession d'erreurs humaines qui, additionnées à un manque de vigilance en matière de sûreté, ont conduit à une imposition sur le canal de transmission entre le réacteur 5 de la centrale et une fusion partielle de l'ensemble des cœurs de la centrale. En début de soirée, la centrale doit monter en puissance pour répondre à la demande des postes industriels de la ville, mais les réacteurs 3 et 4 peinent à suivre le réacteur 6. En effet, en raison de leur conception, il est difficile d'assurer une parfaite synchronisation entre tous les réacteurs de la centrale. Étant donné que les six réacteurs sont couplés sur le même alternateur, l'opérateur demande une autorisation pour compenser la faible montée en puissance des deux réacteurs déficients par une montée en puissance du réacteur 5, qui vient de faire son rechargement, raison pour laquelle la centrale avait été arrêtée avant le redémarrage en cours.

La centrale obtient l'autorisation d'une montée en puissance plus élevée de 5 % de la puissance volumique du réacteur 5, sur la base des paramètres thermiques. En milieu de soirée, la centrale atteint la puissance désirée par ses clients, mais de manière inhomogène. Une forte contrainte de pression conduit la branche du réacteur 5 à pousser son flux vers les autres réacteurs de la centrale. Rien d'inhabituel pour ce genre de réacteur, mais la décision qui en découlera conduira à l'accident. Plutôt que de baisser la puissance du réacteur 5, l'opérateur choisit d'augmenter la puissance des autres réacteurs pour assurer la fourniture de la puissance demandée ce soir-là. L'augmentation de puissance des réacteurs ne conduit pas à de problèmes particuliers jusqu'à ce que le réacteur 5, en surrégime depuis six heures, demande par son ordinateur une baisse de puissance urgente. La centrale a atteint une puissance 8 % plus élevée que ce que sa conception ne le permet. La température de refroidissement n'est pas suffisante. L'opérateur baisse alors subitement les barres du réacteur 5 à basse puissance, mais sans l'arrêter. L'ordinateur continue de demander un arrêt du réacteur 5, mais l'opérateur le maintient à mi-puissance pendant trois heures pour assurer la puissance imposée ce soir-là. À ce moment, les réacteurs 1, 2, 3, 4 et 6 sont à 112 % de puissance, tandis que le réacteur 5 est à 68 %. Ce que l'opérateur ne sait pas, c'est que du xénon-135 se trouve actuellement dans le fond de la cuve du réacteur 5, mais ne parvient pas à se diffuser dans le cœur car les pompes d'alimentation à mi-puissance ne le permettent pas.

En fin de soirée, la situation thermique de la centrale est stabilisée. L'opérateur baisse la puissance des cœurs 1, 2, 3, 4 et 6 et remonte progressivement la puissance du réacteur 5. Cette action, inhabituelle, aurait nécessité un arrêt immédiat pour analyse. Le réacteur 5 ne respecte pas ses spécifications et demande un nombre très important de barres de modérateur. L'opérateur choisit d’ignorer cette anomalie et considère qu'il doit s’agir d'une conséquence du surrégime. En réalité, le réacteur 5 est empoisonné, et sa montée en puissance conduit à la diffusion du xénon-135 dans l'ensemble des six réacteurs qui partagent, rappelons-le, le même circuit primaire. L'opérateur, fort de fausses conclusions, considère que la baisse de puissance qui en résulte est la conséquence du surrégime et baisse les barres de modérateur. La centrale vient d'entrer dans une situation inarrêtable. En 30 minutes, le xénon-135 se dissipe, le réacteur 5 monte très brutalement en pression, atteignant neuf fois la norme. L'opérateur ne parvient pas à relever les barres de modérateur car les gaines en zinc viennent de fusionner. Cela conduit la pression au cœur du réacteur à perforer brutalement la branche qui relie le réacteur au bloc alternateur de la centrale, libérant ainsi une grande variété de produits de fission contenus dans le circuit primaire, ainsi que des combustibles qui, en raison de leur forme métallique, se sont volatilisés et oxydés en explosant. La chute de pression entraîne la fonte des réacteurs 1, 2, 3, 4 et 8 mais le réacteur 5 n'est plus qu'un vestige. La réaction d'oxydation et la pression ont brûlé le graphite et pulvérisé le réacteur.
Intervention
Le LHV, comme d'autres compagnies, est intervenu très rapidement pour distribuer des masques et des solutions de décontamination. Des comprimés d'iode ont été fournis pour éviter la contamination par l'iode-131 libéré lors de l'implosion. La première action du LHV a été de fermer la branche du réacteur 5 et de demander la mise en confinement des autres cœurs. Par la suite, une solution d'acide borique enrichie en bore-10 a été versée dans les vestiges du réacteur pour interrompre la réaction nucléaire. Les débris ont été rassemblés et une solution de borate a été mélangée à un béton réfractaire coulé au niveau du socle de la cuve. Un sarcophage a été positionné sur l'ancien réacteur pour sceller le cœur. Bien que la réaction nucléaire soit toujours en cours, elle ne pourra plus causer de dommages. Malheureusement, 34 personnes ont perdu la vie en raison de l'irradiation pour parvenir à cette intervention.

Le LHV a ordonné aux autorités un ensemble de mesures pour améliorer la conception des cœurs actuels et a fortement recommandé de s'équiper de Mesol-1900 pour éviter un nouvel incident. Le LHV recommande les points suivants :
- Abaissement de 12 % de la puissance volumique.
- Utilisation d'une gaine en magnésium plutôt qu'en zinc pour éviter une fusion à si basse température.
- Inversion du flux de dioxyde de carbone, ce qui réduit le rendement mais assure un refroidissement passif.
- Utilisation d'un combustible enrichi pour ne plus dépendre du graphite.
- Soumission à un contrôle des installations par le LHV.
Rapport établi à Mesolvarde le 02/11/2015.

Archivé
Le laboratoire Henri Ventafalle n'est pas pionnier dans la fabrication de convertisseurs MHD, mais il les a longtemps développés en interne pour son projet d’avion nucléaire. Un projet laborieux qui a conduit à de nombreux échecs dont les répercussions restent largement dissimulées. Cependant, comme toute histoire a son bon côté, le laboratoire a tout de même pu valoriser ses technologies. Dans un élan donné à la fusion, il a choisi de les partager avec des partenaires de longue date, notamment Sylva, qui travaille actuellement sur la fabrication d’un tokamak destiné à produire des plasmas. Le LHV, quant à lui, cherche à développer le MHD, qui servira à convertir l’énergie de fusion dans le réacteur. Une chose rarement comprise par le grand public est que la conversion de l’énergie est au moins aussi difficile que sa production. C’est pourquoi Drovolski se concentre sur la production de deutérium, de tritium et des MHD, tandis que Sylva développe les technologies de confinement magnétique. Cette coopération scientifique vise à concurrencer la Loduarie et son "Projet Étoile", en avance sur le plan politique mais accusant des retards techniques. Nous voulons devancer ces difficultés grâce à une coopération entre puissances alignées sur une même conception de la société. Oui, la fusion est à l’image du monde : une confrontation des puissances par le feu technique.

Le MHD est un appareil au fonctionnement relativement simple. Un fluide conducteur, contenant des porteurs de charge relativement libres et possédant une énergie cinétique, est envoyé par un flux collimaté vers l’enceinte du MHD. Sous l’effet du champ magnétique intense de deux bobines, les particules chargées subissent une déviation de trajectoire : les particules chargées positivement se dirigent vers la droite, les particules chargées négativement vers la gauche, et les particules neutres continuent en ligne droite. Cette séparation des charges est rendue possible par la force de Lorentz, qui induit une déviation perpendiculaire au sens du déplacement (via l’opérateur vectoriel ^).

En d’autres termes, nous avons mis en mouvement les charges négatives dans un sens et les charges positives dans l’autre, générant ainsi un courant électrique. Pour le récupérer, des électrodes captent le potentiel électrique du fluide conducteur et le ralentissent afin de produire un courant électrique. Une fois la conversion électrique réalisée, le fluide est réassemblé et renvoyé vers le réacteur à fusion.

De son côté, Drovolski développe ses propres projets dans l’ombre. Caché, le LHV travaille sur la spallation avec son accélérateur de protons. Le projet est très prometteur et fonctionne au stade du prototype, mais il risque d’avoir des difficultés à l’échelle industrielle. Actuellement, un flux protonique est accéléré à une vitesse proche de celle de la lumière, puis violemment projeté sur une cible, également appelée combustible nucléaire. Ce combustible est composé d’un cylindre de thorium 232 recouvert d’un alliage de cuivre 63 et de plomb 206. Pour assurer la bonne tenue du combustible, du béryllium est ajouté à la structure. Le cylindre est placé dans une cuve dite de spallation, très semblable à nos réacteurs.

Le combustible forme alors un cœur avec, en son centre, une cible exclusivement constituée de plomb 206. Le flux de protons arrive avec une très forte énergie sur la cible en plomb et réagit violemment, générant entre 10 et 20 neutrons ainsi que quelques protons à très haute énergie. Ce flux intense de neutrons permet d’initier une fission induite (et non en chaîne) du thorium, produisant ainsi de l’énergie. Ce procédé permet d’exploiter un réacteur rapide sans combustible fissile et est développé par le LHV afin de garantir que, même en cas de raréfaction accrue de l’uranium 235, nous puissions continuer à démarrer des RNR.

Un autre avantage du réacteur à spallation est sa capacité à produire un combustible peu coûteux et à générer beaucoup d’énergie sans contraintes radiologiques excessives. De plus, dès que le flux de protons est interrompu, le réacteur s’arrête, un paramètre de sûreté indéniable. Cependant, d’un point de vue économique, la dépendance à un accélérateur de particules rend la généralisation du procédé difficile. Ce réacteur est donc principalement conçu pour la production de combustible "rapide".

Enfin, sous l’effet du flux protonique, le cuivre 63 subit une conversion et une évaporation en chlore 38, un isotope hautement radioactif à courte période (32 minutes). Cette réaction entretient une chaleur résiduelle importante, essentielle pour maintenir le plomb liquide au cœur du réacteur. Toutefois, elle n’est pas suffisante pour produire de la chaleur à des fins commerciales. Ce réacteur, nommé Eurydice, fonctionne sous le cyclotron du LHV.


MHD
force de Lorentz
Déplacement des charges dans le MHD
Réacteur Eurydice
Spallation du plomb 206
Eurydice en spallation protonique

Réacteur SAGE-1900

Et oui, c'est enfin le grand moment tant attendu ! Les sociétés nucléaires LHV, Apex et les départements institutionnels de Sylva ont fini par dévoiler le réacteur ultime. Ce projet a été le fruit d'une coopération intense, mobilisant des moyens colossaux. En effet, de nombreuses équipes à travers le monde ont dû travailler ensemble malgré des langues et des cultures très différentes, avec le souci d’être compris et de tirer le meilleur de chaque contributeur.

Tout d'abord, les sociétés se sont rapprochées et ont convenu de lancer une initiative commune afin de se partager le marché nucléaire et de créer une filière plus performante et durable sur le long terme. L’objectif était de limiter le besoin en capitaux, rendant ainsi le réacteur plus facile à exporter. Cet aspect est central dans cette coopération : concevoir un réacteur à la fois simple et parfaitement adapté à l’exportation, pour poser les bases d’un standard mondial destiné aux grandes compagnies du nucléaire. Une mission chère à Sylva, mais également d’un grand intérêt pour les exportations d'Apex et de LHV. Pour y parvenir, l’objectif était d’intégrer les technologies de LHV en matière de surgénération, celles d'Apex pour la conversion d'électricité et l’expertise de Sylva sur les éléments auxiliaires ainsi que le contrôle-commande. L’ambition était claire : créer un réacteur surgénérateur performant et sûr, l’idéal absolu. Un cadeau pour le monde, des bénéfices pour Drovolski, Rasken et Sylva.

La coopération a débuté sur la base du LTE au Drovolski, où de nombreuses expériences ont permis de mettre en place une filière nucléaire fonctionnant au sodium, tout en profitant du savoir-faire de LHV dans les réacteurs surgénérateurs à gaz. Après plusieurs essais concluants, un projet a fait intervenir Apex pour la construction d'un bloc de conversion liquide-liquide, permettant de transférer la chaleur du caloporteur à l'eau afin de produire de la vapeur et ainsi générer de l'électricité par poussée. Le défi résidait dans le fait que LHV, avec sa dynamique de très haute température, imposait aux équipements de Rasken des contraintes techniques considérables. Cependant, cela a permis d’atteindre un rendement de conversion proche de 64 %, grâce au recyclage de la vapeur. Le LTE, équipé de la technologie LHV, du soutien occidental et des turbines Apex, s’est alors révélé être un remplaçant bien plus intéressant que les Mesol-1900 et autres RPR, tant sur le plan économique que sur celui de la performance et de l’usage du combustible. Fort de ce prototype, l’étape d'industrialisation a débuté en Sylva. Grâce à son puissant secteur industriel et sa position commerciale stratégique, les Syvois ont pu, par leur expertise, concevoir un réacteur véritablement standardisé et cohérent en structure. Ainsi, en séparant le bâtiment Apex du reste de la centrale, en conservant uniquement le cœur du LHV et en remplaçant certaines parties du réacteur par un dérivé syvois, naquit le premier réacteur dit SAGE (Sodium-cooled Advanced Generation Economic).


En bleu : Cœur LHV, En rouge : îlot Apex, En vert : Réacteur Syvois

SAGE, pour Sodium-cooled Advanced Generation Economic, est en effet une révolution dans le domaine nucléaire. Le SAGE-1900 cumule tous les avantages en un seul réacteur :

Une puissance de 1900 MWe, avec la capacité de surgénérer le combustible comme le Mesol-1900, grâce au savoir-faire de LHV.

Un coût réduit et une construction rapide, comparable au RPR, grâce à Apex.

Une sûreté optimale, une réplicabilité et une standardisation dignes des réacteurs syvois, grâce à Sylva.

Grâce à cette synergie, SAGE s’impose sur le marché de l’exportation, remplaçant les RPR, Mesol-1900 et autres Slyva Core, avec une coopération plus cohérente et performante que jamais. Dans ce partenariat, chaque acteur joue un rôle clé :

Apex gère l’îlot conventionnel, fabrique et vend les éléments consommables, turbines et alternateurs.

LHV fournit le combustible et les composants directement liés au cœur.

Sylva s’occupe du réacteur lui-même, incluant le bâtiment civil, la tuyauterie nucléaire et les échangeurs thermiques.

En combinant ce partenariat avec les capacités industrielles nationales, il devient évident qu’en mobilisant trois grandes puissances pour travailler sur un même réacteur, SAGE sera construit plus rapidement et à moindre coût. Selon la région et en coordonnant les chantiers des pays partenaires, SAGE peut être construit en un an à Mesoolvarde à quoi s'ajoute de 2 à 5 ans pour l'installation dans votre pays et la construction du civil, suivant la chronologie suivante :

Signature du contrat
Lancement des fabrications
- Apex fabrique la turbine, l’alternateur, etc.
- LHV construit la cuve et le cœur du réacteur.
- Sylva débute la construction du bâtiment.
Installation des équipements
- Apex installe le hall machines.
- Sylva met en place la tuyauterie nucléaire.
- LHV installe la cuve.
- Sylva intègre les circuits de commande.
- LHV installe le cœur du réacteur.
- Apex met en place les transformateurs.
Finalisation et mise en service
- Sylva termine les servitudes.
- Sylva met en place les circuits de chimie.
- LHV charge le combustible.
- Apex effectue les essais à chaud.
Démarrage de SAGE.
Avec un investissement maîtrisé et un taux d’intérêt de 1 % proposé par la BID, l’électricité produite par SAGE coûtera seulement 23 $/MWh, faisant de ce réacteur l’un des plus économiques du marché. Un autre avantage majeur réside dans sa standardisation, qui garantit une réparabilité optimale et une longévité exceptionnelle de 90 ans. Merci à la conception syvoise ! De plus, l’utilisation du combustible LTE développé par LHV permet de tirer parti des usines de Mesolvarde, déjà amorties depuis près de 40 ans. Cela signifie un combustible extrêmement peu coûteux, d’autant plus si l’on prend en compte le faible coût de la main-d'œuvre.


Réacteur SAGE-1900
Caractéristiques des Réacteurs SAGE-1900

1. Puissance:
- Puissance électrique nette: 1900 MW
- Puissance électrique brute: 1936 MW
- Puissance thermique nominale: 3118 MW

2. Rendement:
- Rendement: 64%

3. Circuit Primaire:
- Pression de fonctionnement: 1 MPa
- Température du hélium à l'entrée d'aiguille: 950 °C
- Température du hélium à la sortie d'aiguille: 1000 °C
- Température du sodium à l'entrée d'aiguille: 545 °C
- Température du sodium à la sortie d'aiguille: 395 °C
- Température du sodium cœur: 658 °C
- Température du sodium périphérique: 425 °C
- Nombre de boucles: 2
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur d'hélium): 1200 m³

4. Cuve et Couvercle:
- Diamètre intérieur de la cuve: 11 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: 2
- Pression de vapeur en sortie de GV à pleine charge: 120 bar abs
- Température en sortie de GV: 650 °C
- Surface d'échange: 8 000 m²

6. Cœur:
- Hauteur active des crayons: 1800 mm
- Puissance volumique à puissance nominale: 305 MW/m³ (approximatif)


Réacteur SAGE-1900
Une affaire nucléaire au Drovolski implique nécessairement aussi une péripétie légale. Pour éviter qu’un acteur ne profite des travaux communs sans y faire participer les autres, LHV, comme ses partenaires, a cédé ses brevets à SAGE State Venture. Cette entreprise rassemble les acteurs institutionnels de Sylva, LHV et Apex, bénéficiant ainsi de nombreux avantages : écrasement des marges sur le combustible, facilités contractuelles pour Sylva et puissance du réseau d’Apex. Détenue à parts égales par les trois partenaires, elle poursuit un objectif clair : devenir la référence incontournable pour l’exportation de réacteurs. SAGE peut également devenir exploitant des réacteurs nucléaires qu'il exporte, une possibilité intéressante pour un pays ne disposant pas d'industrie nucléaire locale. Cette activité, marginale en termes de chiffre d'affaires, est réalisée principalement par Apex en Eurysie, par le LHV au Nazum et en Eurysie de l'Est, ainsi qu'en Aleucie pour Sylva. Ce service permet également une remise sur l'achat d'un réacteur, car SAGE se rémunère alors en partie sur le prix de l'électricité. Un moyen d'allier faible coût, sûreté et performance. SAGE est une société intégrée, du combustible à l'électricité.

Règles de fonctionnement de SAGE State Venture :
- La construction de réacteurs sur le territoire national des partenaires se fait sans marge, afin de réindustrialiser la filière de chaque pays.
- Les pays s’engagent à exporter en priorité, voire en exclusivité, des réacteurs SAGE via leurs compagnies nationales.
- Chaque pays peut vendre un réacteur SAGE à un pays de son choix sans opposition des autres partenaires.
- Aucune compagnie ne peut exporter les technologies SAGE sans vendre directement un réacteur SAGE.
- Les compagnies membres s’engagent à s’entraider sur les prix et les démarches d’acceptation.
- La vente d’un réacteur SAGE doit au minimum utiliser l’image d’illustration ci-dessus, mais sans obligation de mentionner la holding ou les autres compagnies membres. Le réacteur peut être vendu directement par un acteur national.
Avec ces accords, SAGE est en passe de devenir le nouveau standard mondial, combinant performance et compétitivité. Son carnet de commandes est déjà bien rempli : 12 réacteurs seront construits au Drovolski pour remplacer les vieillissants Mesol-1300, tandis que Sylva relance sa filière nucléaire. Les exportations ne font que commencer ! En ce qui concerne les bénéfices, ils sont distribués tous les ans sous forme de dividendes, à hauteur de 40 % pour Apex, 55 % pour Sylva et 5 % pour le LHV. En effet, alors que Sylva réalise un bénéfice uniquement lors de la construction, comme Apex dans une moindre mesure, le LHV vend le combustible, le traite et assure la maintenance du cœur. Ces activités très rémunératrices justifient une répartition inégale des bénéfices de SAGE.

SAGE est un réacteur spécial qui fonctionne avec un très fort rendement et des températures de fonctionnement assez particulières. En effet, le caloporteur principal est du sodium qui circule à travers les gaines, tandis qu’un second caloporteur, un gaz, agit comme un isolant thermique entre la gaine et la température très élevée du combustible. Le combustible de SAGE est un multi-oxyde d'uranium et de plutonium porté à très haute température pendant le fonctionnement. Il en résulte une fusion localisée au centre de l’aiguille de combustible, à environ 2 000 °C, appelée restructuration, car elle permet la mobilité des isotopes. Les poisons nucléaires migrent naturellement vers la périphérie de l’aiguille ("ROG" sur l'image ci-dessous) et le cœur dégaze. Pour bénéficier de cette température formidable, un flux de sodium transparent aux neutrons est injecté dans l’aiguille. Ce sodium gagne brutalement en température pour atteindre rapidement 1 000 °C. À cette température, le sodium devient très corrosif, mais le milieu en fusion empêche la corrosion du combustible, à l’exception de la périphérie, nettement moins chaude ("Corrosion Na" sur l'image ci-dessous).

Combustible
Combustible SAGE - Orange : Zone en fusion, Rouge : Zone en restructuration, Noir : Combustible, Gris : Gaine

SAGE utilise un combustible sous forme nitrure
Le gaz de sodium formé est ensuite refroidi par de l’hélium circulant à grande vitesse au niveau de la gaine. Ce gaz inerte présente l’avantage de rester stable quelle que soit la pression ou la température. L’hélium, cependant, est très peu dense et capte difficilement la chaleur : il ne gagne qu’environ 100 °C, passant de 900 °C à 1 000 °C. Durant cette étape, le sodium, sous l’effet du flux d’hélium, se condense à nouveau sous forme liquide. Étant donné qu’il a traversé la gaine, il est potentiellement chargé en isotopes dangereux. Il passe donc d’abord par un premier échangeur de sécurité, puis par un second qui permet de chauffer un gaz.

La formation de la pellicule de fusion est due à la circulation centrale de l'hélium. En effet, sous atmosphère d’hélium, le nitrure d’uranium se dissocie selon la réaction : UN → U + ½ N₂ à partir de 1 723 °C. Ainsi, comme le combustible peut supporter des températures jusqu’à 2 720 °C, il n’y a aucun risque de fusion du cœur, mais seulement la formation superficielle de zones de dissociation liquide.

Cette pellicule contribue à la performance du cœur, au taux de combustion et au maintien de sa géométrie. Elle permet également d’évacuer les gaz de fusion pendant le fonctionnement, évitant toute surpression des aiguilles.

cycle de Sage
Cycle de SAGE
Ce gaz, HeN₂, un mélange d'hélium et d'azote, fourni par Apex Energy™, isole le segment sodium/haute température du segment plus conventionnel à eau. D’une part parce que le cycle haute température ne peut pas fonctionner avec de l’eau (question de résistance des matériaux), et d’autre part pour des raisons de sûreté : l’eau ne doit jamais entrer en contact avec le sodium, sans quoi un accident potentiellement très dangereux pourrait se produire. Le sodium, caloporteur principal, chauffe le gaz de 364 °C à 530 °C. C’est l’étape la plus gourmande en énergie, car l’échangeur du cycle eau demande énormément d'énergie pour vaporiser l’eau. Une fois l’eau vaporisée, la quantité d’énergie nécessaire diminue, et le flux d’hélium peut chauffer à son tour le circuit secondaire jusqu’à 945 °C.

La turbine à gaz produit 45 % de l’énergie de la centrale et est responsable de son excellent rendement. Il s'agit d'un modèle Apex normalement destiné aux centrales à gaz à cycle combiné, ici utilisé dans un contexte nucléaire. Le gaz qui en sort est beaucoup moins chaud, aux alentours de 382 °C, une température non utilisable pour les turbines à gaz, mais idéale pour alimenter le cycle à eau. La chaleur du gaz est alors recyclée pour vaporiser l’eau : il perd 18 °C à 182 bars pour chauffer de l’eau à 155 bars et 320 °C. L’eau est alors envoyée vers le segment plus conventionnel du cycle à eau. Ce segment fournit 55 % de la puissance de la centrale nucléaire et assure également le refroidissement passif de l’installation.

Notes importantes :


• Le caloporteur principal est le sodium. En cas d'emballement de la réaction, le cœur possède tellement d’inertie que les risques immédiats sont réduits, laissant du temps pour agir. En cas de besoin de refroidissement accru sans possibilité côté sodium, l’hélium peut être accéléré et mis à plus haute pression pour capter davantage de chaleur.
• Le combustible est volontairement maintenu en fusion au centre de l’aiguille. Ce comportement est connu et maîtrisé. Le cœur ne peut pas matériellement subir un accident de fonte partielle, mais potentiellement une fonte complète (cas extrême).
• L’hélium est à très haute pression ; ainsi, en cas de perforation d’une aiguille, le sodium ne pourra pas pénétrer dans le réseau hélium, ce qui réduit considérablement les risques liés à une fuite du circuit sodium.
• La corrosion des gaines due au sodium est mesurée : elle reste faible dans le cœur, car les températures avoisinent 600 °C, mais elle est plus forte dans l’aiguille, comme le montre cette image (image en haut). Cependant, pour le temps de séjour normal d’une aiguille en cœur, la corrosion reste maîtrisée, et aucun nouveau risque significatif n'apparaît. La gaine, intégrée au combustible, est remplacée à chaque rechargement du cœur, rendant ce risque mineur.
• Le risque principal est une transmission de chaleur du combustible à la gaine extérieure, pouvant entraîner la fusion de la gaine (qui est stable jusqu’à 1 400 °C). En cas de perte du réfrigérant périphérique (hélium), l'ensemble du circuit secondaire est mobilisé comme réserve immédiate pour refroidir la périphérie. Même avec une fuite dite « guillotine », le cœur peut être refroidi en périphérie pendant 76 heures, ce qui laisse largement le temps d'interrompre le réacteur et de passer en mode de refroidissement passif par le sodium.

Inox/temp
Corrosion Na

Température de fonctionnement

Archivé
Suite à l’intention de Syvo de produire, à l’échelle industrielle, un procédé de sélection du lithium en solution par des moyens électrochimiques, le Laboratoire Henri Ventafalle a imaginé et développé une cellule de discrimination métallique, analogue dans son principe aux cellules de centrifugation utilisées pour l’enrichissement de l’uranium.
Autrement dit, il s’agit d’un ensemble de cellules disposées en série et répétées de façon à enrichir progressivement un mélange, ici en ions lithium.


Lithium sous forme ionique, Li+
Le cœur du procédé de sélection repose sur le fait que le lithium, sous forme ionique (Li⁺), est attiré par le pôle négatif d’un électrolyseur en raison de sa valence +1, comme tous les métaux alcalins. De plus, étant l’ion métallique en solution le plus léger – si l’on exclut naturellement les ions issus de l’autoprotolyse de l’eau – il présente la meilleure mobilité. Ainsi, sous l’effet d’un champ électrique, l’ion Li⁺ est statistiquement le premier à atteindre une proximité suffisante avec l’électrode négative.


Électrode
Le principal problème réside dans la réduction involontaire des métaux : en atteignant l’électrode négative, les ions métalliques peuvent se faire réduire, ce qui rend le procédé incontrôlable et contraire à l’objectif initial de pureté. Par exemple, la réduction accidentelle du plomb serait évidemment indésirable.

Pour pallier cette difficulté, le LHV s’est associé avec le partenaire verrier Teyla, au sein du consortium STV‑FCBS, afin de fabriquer une membrane en verre fritté, sélective pour les ions H⁺, enfermant deux électrodes de platine. Ainsi, un champ électrique est généré, déplaçant les métaux, mais seules les réactions faradiques liées à l’eau se produisent, évitant la réduction indésirable des métaux.

Restait à concevoir la mise en série du procédé : malgré une bonne sélectivité, atteindre des concentrations utiles nécessite de multiplier les cellules, à l’image des cascades de centrifugation. Pour cela, le pôle négatif est placé au centre d’une cellule cylindrique, et le pôle positif à la périphérie. La solution est introduite par le bas et mise en mouvement selon un vortex ascendant. Pendant ce trajet, Li⁺, en raison de sa faible masse et de sa mobilité élevée, est entraîné préférentiellement vers le centre. Dans un vortex, le mouvement principal est la rotation autour de l’axe, ce qui laisse aux ions le temps de se rapprocher du centre, le champ étant invariant selon l’axe vertical par construction.


Déplacement ionique - Libre
Ainsi, en sortie de la cellule, au sommet, la concentration en Li⁺ est plus élevée au centre qu’en périphérie. On recueille en continu la solution centrale et on l’envoie dans la cellule suivante, de sorte que la solution s’enrichit progressivement en ions Li⁺ et en spectateurs Cl⁻, formant à la sortie du procédé une solution de sel de lithium directement exploitable par le centre d’électrolyse de la SDM, alimenté par les réacteurs nucléaires.

Les avantages de ce procédé résident dans son coût réduit, sa sélectivité et son caractère durable sur le plan écologique, la CMD insistant aussi sur sa durabilité économique face à l’appauvrissement mondial des gisements. En effet, il est difficile d’être limité en solutions salines, et les membranes en verre sont connues pour leur grande longévité. Les inconvénients sont principalement d’ordre industriel : l’installation nécessite un investissement initial très lourd, difficile à supporter sans l’appui d’un consortium, et elle reste sensible aux aléas. Le verre, en particulier, est peu tolérant aux secousses sismiques, et si le vortex est interrompu par une turbulence due à une coupure électrique, le procédé doit être repris depuis les premières étapes. Le LHV considère donc sa cellule comme une pièce maîtresse pour la future usine Syvo‑Mesolvardienne, avec la participation de Teyla pour les membranes en verre. Le laboratoire se félicite par ailleurs que la compagnie verrière soit déjà sous giron mesolvardien et adresse ses salutations au directeur de la CMD.


STV-FCBS

Il était temps pour le laboratoire de revoir sa copie : trop gros, encombrant et pas assez fiable, auront dit les détracteurs du Beno‑10. Que nenni, le Beno‑10 n’est pas mort et continuera sa vie pour un nucléaire abordable, car le classisme de ces nations du Nord ne doit pas affecter ceux qu’elles appellent le tiers‑monde. Mais le Drovolski entend et répond : c’est pourquoi le LHV a construit le Beno‑5. Encore en phase de prototype, il est deux fois plus petit, quatre fois plus compact et bien plus facilement transportable. La dissipation de chaleur est entièrement passive par caloporteur. Cependant, il utilise un nouveau combustible très coûteux à produire, pour résister bien plus durablement au temps que le combustible rudimentaire de son grand frère le Beno‑10. Il est idéalement destiné à remplacer les Beno‑10 en fin de vie pour des usages industriels uniquement. Il est en effet extrêmement déplaçable et astucieusement conçu pour pouvoir être retiré et remplacé au moment du rechargement du combustible, avec une maintenance minimale. Et contrairement au Beno‑10, qu’il était difficile de déplacer autrement que par bateaux, le Beno‑5 peut circuler sur route et en avion sans souci particulier grâce à sa compacité.

Système de Refroidissement

Le système de refroidissement est assez différent des autres réacteurs nucléaires : il utilise en effet des caloducs directement dans le cœur pour capter au plus près la chaleur et la transmettre à l’extérieur du réacteur. La température en sortie du cœur atteint 150 °C en fonctionnement normal, soit en captant 5 MW sous forme d’électricité. Le cycle thermodynamique est simple : au niveau du cœur, dans le caloduc, des bulles se forment dans le liquide et remontent la colonne où elles sont refroidies pour reconstituer le liquide, et ainsi de suite.
Conception du Réacteur

Un Beno‑5, comme son nom l’indique, produit environ 5 MWe et, pour ce faire, produit 22 MW thermiques. Du fait des interfaces thermiques moins bonnes, il doit utiliser un combustible relativement fortement enrichi comparativement aux autres réacteurs. Il utilise un combustible d’uranium enrichi à 19 % en uranium 235 sous forme de crayons. Dans l’état de fonctionnement global, il peut tenir sans rechargement plus de 8 ans grâce à un combustible sous forme de TRISO.
Caractéristiques des Réacteurs Beno‑5
1. Puissance :
- Puissance électrique nette : 5 MW
- Puissance électrique brute : 5 MW
- Puissance thermique nominale : 22 MW

2. Rendement :
- Rendement : 23 %

3. Circuit Primaire :
- Pression de fonctionnement : 1 MPa
- Température de l’eau à l’entrée de la cuve : 20 °C
- Température de l’eau à la sortie de la cuve : 150 °C
- Nombre de boucles : 1
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur) : 80 m³

4. Cuve et Couvercle :
- Diamètre intérieur de la cuve : 1,2 m
- Hauteur totale de la cuve : 4,5 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur : 40 mm

5. Cœur :
- Hauteur active des crayons : 1600 mm
- Puissance volumique à puissance nominale : 87 MW/m³ (approximatif)

HRP : Il s’agit du réacteur eVinci de Westinghouse

Le réacteur Piqua est un modèle conçu pour les marchés carnavalais et cramoisiens, en collaboration avec Castelage. Il utilise des technologies du LHV, relativement anciennes, afin de réduire les coûts de fabrication et de déploiement. Sur le plan technique, à l’instar des Beno-10 et des Espérances, le cœur est installé en sous-sol mais est un REP conventionnel. Cette spécificité l’inscrit dans la lignée génétique des réacteurs bénodiens, mais il s’en distingue par une puissance largement supérieure à celle de ses cousins éloignés. Les réacteurs Piqua ont bénéficié d’apports technologiques occidentaux sur certains éléments clés du cœur et sur les structures externes, ce qui en fait une option particulièrement adaptée aux petits États comme Carnavale. De plus, ils sont conçus pour résister à l’impact direct d’un missile sans dispersion de radioéléments dans l’environnement, grâce à l’enfouissement du cœur.

Sur le plan industriel, la filière civile est conçue et fabriquée par les industries Obéron ; le LHV fournit les éléments du cœur et de la cuve, tandis que Castelage assure la maîtrise industrielle du reste de l’installation : électricité, thermique, et sûreté. L’exploitation ainsi que la maîtrise des systèmes de commande sont confiées à Castelage, reléguant le LHV au rôle d’équipementier nucléaire, tandis que le partenaire développe une véritable expertise industrielle. On peut considérer que le transfert de technologie s’est incarné dans ce réacteur, et que les bénéfices de cette coopération sont indéniablement au rendez-vous.

Caractéristiques des Réacteurs Piqua

1. Puissance:
- Puissance électrique nette: 735 MW
- Puissance électrique brute: 780 MW
- Puissance thermique nominale: 2785 MW

2. Rendement:
- Rendement: 28%

3. Circuit Primaire:
- Température de l'eau à l'entrée de la cuve: 22 °C
- Température de l'eau à la sortie de la cuve: 345 °C
- Nombre de boucles: 1
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur): 400 m³

4. Cuve et Couvercle:
- Diamètre intérieur de la cuve: 3 m
- Hauteur totale de la cuve: 9 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur: 100 mm

5. Générateur de Vapeur:
- Nombre de générateurs de vapeur: 2
- Pression de vapeur en sortie de GV à pleine charge: 60 bar abs
- Température en sortie de GV: 260 °C
- Surface d'échange: 3 000 m²
- Dimension : 10 mètre de haut, diamètre de 3 mètres
- Matériaux : acier faiblement allié

6. Cœur:
- Hauteur active des crayons: 2500 mm
- Puissance volumique à puissance nominale: 87 MW/m³ (approximatif)

Les réacteurs Pluto ont été conçus et fabriqués par la Compagnie Centrale des Applications Atomiques Cramoisiennes dans l’objectif d’alimenter le pays de manière très peu coûteuse et surtout adaptée à la situation locale. Dans un souci de maîtrise nationale, la Cramoisie a demandé un transfert de technologie nucléaire au LHV afin de pouvoir fabriquer elle-même des réacteurs pour son territoire. Pour limiter les difficultés industrielles et réduire les coûts, le choix s’est porté sur une adaptation des réacteurs de type Yetzer. Ces derniers présentent en effet l’avantage de reposer sur une technologie peu onéreuse, basée sur un cœur cubique modéré à l’eau lourde. Le réacteur Pluto comporte deux circuits : l’un sert de caloporteur avec de l’eau légère, tandis que l’eau lourde modère les neutrons. Le transfert thermique vers les systèmes de conversion électrique est assuré par la circulation vers les échangeurs placés sous le cœur. Particularité notable : les réacteurs Pluto n’ont pas de bâtiment spécifique pour la machinerie, celle-ci étant intégrée directement sous le bâtiment réacteur.

Sur le plan fonctionnel, il s’agit d’un PHWR de deuxième génération. Il est donc capable de fonctionner à l’uranium naturel sur un cycle long, avec une compacité appréciable. Il répond bien aux critères de la Cramoisie, à l’exception de défaillances parfois trop fréquentes, compensées par un coût de fonctionnement et de construction extrêmement réduit. Dans ce dispositif, la Cramoisie assure l’ensemble de la maîtrise industrielle, à l’exception des éléments du cœur et de la production d’eau lourde. Le LHV a installé sur le territoire cramoisien une usine de fabrication de combustible à uranium naturel, et reste responsable de la fourniture du cœur ainsi que du retraitement du combustible usé lorsque le recyclage est choisi. Les réacteurs Pluto constituent une solution idéale dans les situations où l’espace et l’autonomie sont cruciaux. Cependant, ils se révèlent dépassés en matière de cycle du combustible et peu intéressants pour un usage à grande échelle, où de plus gros réacteurs s’avèrent plus cohérents et économiques à volume égal.

Caractéristiques des Réacteurs Pluto

1. Puissance:
- Puissance électrique nette: 335 MW
- Puissance électrique brute: 355 MW
- Puissance thermique nominale: 1145 MW

2. Rendement:
- Rendement: 31%

3. Circuit Primaire:
- Température de l'eau à l'entrée de la cuve: 22 °C
- Température de l'eau à la sortie de la cuve: 345 °C
- Nombre de boucles: 4
- Volume du circuit primaire (avec pressuriseur): 98 m³

4. Cube et Couvercle:
- Côté du cube: 5 m
- Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur: 1360 cm

5. Générateur de Vapeur:
- Nombre de générateurs de vapeur: 6
- Pression de vapeur en sortie de GV à pleine charge: 90 bar abs
- Température en sortie de GV: 260 °C
- Surface d'échange: 2 000 m²
- Dimension : 3 mètre de haut, diamètre de 1 mètres
- Matériaux : acier faiblement allié

6. Cœur:
- Hauteur active des crayons: 1200 mm
- Puissance volumique à puissance nominale: 82 MW/m³ (approximatif)

Installations de traitement des déchets nucléaires du Drovolski

Les installations de RAD-2 sont les plus grandes du Drovolski. Elles traitent de nombreux déchets, qu’ils proviennent du territoire national ou d’activités étrangères, notamment de pays comme Sylva ou Velsna, qui ne souhaitent pas ou ne peuvent pas gérer leurs propres déchets nucléaires. À cette fin, le Drovolski propose souvent ses services de traitement en complément de la fourniture de combustible nucléaire, notamment lors de la vente de réacteurs produits par son industrie.

Principe de fonctionnement général

Le traitement des déchets nucléaires doit être conforme aux principes de fonctionnement de RAD-1 et RAD-2. Avant toute opération, il est obligatoire de déterminer l’activité massique du déchet et sa durée de vie radioactive.

Définition

Un déchet est une matière qui, même après traitement, ne peut plus être valorisée par des moyens techniquement et économiquement raisonnables.

Identification et transport des déchets

Le producteur de déchets doit déterminer le volume et la masse des déchets qu’il envoie. En fonction de leur nature, un transport approprié doit être utilisé :


Fût 118L
- Fût de 118 litres : effluents ou solides non métalliques
- Boîte injectable : métaux
- Fût de 223 litres encoqué : déchets toxiques

Le transport de combustible usagé ou de matières nucléaires valorisables n’est pas considéré comme un transport de déchets, mais relève des activités de RAD-1.

Classification des déchets

Les déchets sont classés en quatre familles principales :
- Fusionnables : métaux ne présentant pas de risque de destruction des installations par leur réactivité chimique (ex. : sodium, magnésium métallique).
- Incinérables : combustibles non explosifs.
- Évaporables : solutions aqueuses dont la viscosité est inférieure à 15 000 mPa·s (ex. : mayonnaise).
- Transmutables : déchets capables de libérer de l’énergie sous un flux neutronique.

Procédés de traitement

- Les déchets fusionnables sont traités par fusion (four à arc).
- Les déchets incinérables sont brûlés.
- Les déchets évaporables sont traités par évaporation.
- Les déchets transmutables sont envoyés à Prospérité, où leur radioactivité est réduite par transmutation vers des éléments plus stables. Une fois cette étape terminée, ils rejoignent une filière de fusion, d’incinération ou d’évaporation selon leur nature.

Pour les déchets incinérables poreux, il est recommandé de faire circuler un fluide extractant afin d’éliminer les substances toxiques et radioactives, limitant ainsi la contamination des fumées.

Gestion post-traitement

Les poudres issues des différents procédés (réduction ou non-traitement) sont analysées selon leur spectre et leur activité massique :
- Déchets à période radioactive < 31 ans : stockage en surface, de manière sommaire.
- Déchets à période > 31 ans : vitrification dans des matrices pures.
Si ces poudres sont thermogénératrices, elles sont glycérinées pour permettre à RAD-1 de produire de l’énergie.

Catégories d’activité et stockage final

Le Drovolski distingue quatre catégories d’activité radioactive. Pour les déchets relevant des catégories TFA (<100 Bq/g) ou MA-VC (<1 000 Bq/g, t1/2<31 ans), une libération contrôlée dans les mines uranifères est autorisée, leur radioactivité étant inférieure à celle du minerai environnant. Les autres déchets sont stockés sous terre dans les installations de RAD-1, à différents niveaux de profondeur, avec des fûts de résistance adaptée, afin d’éviter toute dispersion. Leurs IRAS (activité massique divisé par seul de recevabilité) doit cependant être inférieur à 10.

Archivé
Confidentiel excepté Sylva et Carnavale



Installation d'essai
Les essais nucléaires du laboratoire Henri Ventafalle se concentrent actuellement sur l’étude des effets des radioéléments sur l’homme par inhalation, contact et irradiation. Pour ce faire, le LHV a conçu en quelques instants un local permettant la production et l’accumulation de Bq/m³ à un niveau constant. En effet, pour déterminer les effets dus à une concentration de contamination dans l’heure, il faut être capable de la maintenir à un niveau constant dans le temps et précis en termes de valeur. Cela se fait par l’intervention d’un système complet de ventilation, de sorte à atteindre le niveau souhaité de contaminant dans l’air. La source de contamination est un fût une solution de strontium 90 à 10 %. Ce fût est positionné sur une inductance de sorte à faire monter en température la solution et à la vaporiser dans l’air du local de sorte d'induire un flux particuliaire de strontium. Pour des raisons de réalisation industrielle, la diffusion du radioélément est constante dans le temps, soit une production de 4 kBq par heure. Le local est constitué d’un circuit d’accueil des candidats aux essais cliniques et du dispositif d’inductance. Les dimensions sont de 5 × 5 × 2 mètres, soit un volume de 50 m³. L’extraction est réalisée à travers un THE et des dispositifs de contrôle de ventilation (RI, RC). Comme le local est amené à contenir des niveaux variables de contamination, le LHV a prévu de faire varier R en fonction de ses besoins, soit directement le débit du ventilateur.

Équation différentielle :
dC = q/V·dt – Qe/V·C·dt
Résolution homogène :
dC = – Qe/V·C·dt
1/C·dC = – Qe/V·dt
Par intégration :
ln(C) – ln(C₀) = – Qe/V·t
C = C₀·exp(–Qe/V·t)
Résolution particulière :
C’(t) = – K(t)·Qe/V·exp(–Qe/V·t) + K’(t)·exp(–Qe/V·t)
K’(t) = q/V·exp(Qe/V·t)
K(t) = q/Qe·exp(Qe/V·t)
P(t) = q/Qe
La solution complète est donc :
C(t) = C₀·exp(–Qe/V·t) + q/Qe
À C(t) = 0, on a :
C(0) = C₀ + q/Qe ⇒ C₀ = – q/Qe
C(t) = q/Qe·(1 – exp(–Qe/V·t))
Quand t → +∞, on a :
C → q/Qe ⇒ Qe = q/C
Pour une cible maximale à 1 000 Bq/m³, on a donc :
Qe = q/C = 4 000 m³/h
Calcul des forces présentes :
ΔP = RC + (RI + THE)/2 + ES
RC = 400 Pa, RI = 10 Pa, ES = 10 m = 20 Pa, THE = 0,3·Qe = 1 200 Pa
ΔP = 1 625 Pa
Le régime maximal de ventilation pour le contrôle fin de la contamination est donc de 4 000 m³/h pour 1 625 Pa.
Résultats :
Suivant un séjour en local de contamination de quelques heures à quelques mois, à une contamination donnée, les candidats sont étudiés pour déterminer les effets à long terme et à court terme. Sur une équipe de 10 patients, 2 patients sont conservés en tant que témoins à long terme, tandis que les autres sont disséqués pour déterminer les principaux organes ayant absorbé l’élément radionucléaire et la mortalité du polluant. Ainsi, le LHV est capable de déterminer les bons mélanges pour maximiser la mortalité d’un mélange pulvérulent à destination de l’armée ou des processus d’élimination de personnes. Sur le plan des résultats directs, le laboratoire a testé 58 radionucléides à différentes teneurs. Les meilleurs résultats ont été obtenus même à faible concentration dans l’air ou dans l’eau de boisson.

Dans l’air, les meilleurs résultats ont été observés pour l’iode 131 et le césium 137, avec une irradiation forte et une très bonne mortalité. Cependant, le césium possède un antidote connu et bon marché, le bleu de Prusse, ce qui induit qu’il n’est pas le plus intéressant. Le plutonium est un très bon candidat : il est très toxique et provoque un cancer fulgurant ainsi qu’une mort rapide, mais il est trop cher pour être utilisé dans un processus industriel généralisable. Le cas de l’américium est bon, mais la dispersion est très complexe en poussière, ce qui conduit à un coût d’exploitation trop important. En les éliminant, il reste donc le polonium sous forme de poussières volatiles qui a provoqué de nombreux cancers radio-induits.

Concernant l’eau de boisson, les meilleurs résultats ont été mesurés avec le strontium 90 et l’iode 131, induisant tous deux des cancers importants. Pour le cas du strontium, il provoque des leucémies et des cancers du sang, alors que l’iode provoque plutôt des cancers de la thyroïde et des dégradations nerveuses importantes. La mortalité à long terme est très élevée, cependant, une parade existe contre l’iode 131, à savoir des pastilles d’iode.

Concernant la mortalité par contact ou simple rayonnement, les meilleurs résultats ont été observés avec le californium, mais en raison de son coût trop important, plusieurs autres éléments moins chers ont été testés, notamment le baryum et le cobalt. Après analyse et résultats, les meilleures dégradations entraînant une multidéfaillance viscérale ont été observées avec le cobalt 60 pour un coût réduit. En synthèse, les polluants les mieux adaptés sont le polonium pulvérulent, le strontium pulvérulent et le cobalt céramique. Le premier provoque des cancers des poumons, le strontium des leucémies et enfin le dernier des multidéfaillances viscérales.

Après analyse des vecteurs et de la dispersion, le polonium a été rejeté, car, même s’il est lourd et reste au sol, il présente une persistance dans l’environnement trop faible, de même dans les organismes après dissection. Le choix final du laboratoire, au vu des résultats des essais, est donc le strontium et le cobalt, pour leur coût réduit, leur bonne persistance et leur mortalité à moyen terme sans parade connue.

Danger du sodium
Dans sa politique de sûreté, le LHV dispose de moyens de parade importants face aux risques induits par le sodium. En effet, en réagissant avec l’air, le sodium métallique produit du dihydrogène, un gaz qui, même à faible teneur, devient très vite explosif. Outre cette transformation, les vapeurs issues de cuves de sodium sont particulièrement irritantes et forment des dépôts chargés susceptibles de provoquer la détérioration de revêtements ou, plus généralement, d’équipements sensibles. Pour toutes ces raisons, les conduits faisant circuler le sodium sont doublés afin d’assurer leur protection contre les agressions, mais aussi pour jouer le rôle de calorifuge. De même, ils sont positionnés en EIPS de sorte que, par conception, rien de contondant ne puisse les atteindre brutalement et les perforer. Autre particularité, pour restreindre le sodium aux éléments où il est indiqué comme caloporteur et pour sa transparence neutronique, le sodium n’est pas utilisé dans les canaux centraux des combustibles. Ce choix permet d’éviter des températures trop élevées du sodium et favorise la formation d’une pellicule de fusion au contact de l’hélium, ce qui permet d’améliorer le taux de combustion, la migration métallique et la tenue en température. En effet, sous atmosphère hélium, le nitrure d’uranium se dissocie à partir de 1 723 °C, en dessous de la température de fonctionnement des aiguilles.

Outre cette sectorisation, le LHV positionne plusieurs mécanismes de sûreté pour pallier les épreuves que pourrait subir l’installation. Tout d’abord, en première action, les systèmes de ventilation sont équipés de détecteurs ATEX et de mécanismes de contrôle du sodium. Ainsi, en cas de perforation d’un circuit sodium, la ventilation réduit l’apport en oxygène et augmente le débit d’aspiration afin de limiter la diffusion du sodium et sa réaction avec l’air. Tant que l’hydrogène n’atteint pas 1 % de l’atmosphère, les systèmes de contrôle du sodium sont activés. Pour interrompre la réaction du sodium, sont placés dans chaque dispositif de sûreté du cœur des capteurs de sodium afin de le capturer. Jouant le rôle de filtre, ce dispositif nécessite le fonctionnement de la ventilation pour permettre la bonne capture du sodium selon le mécanisme réactionnel suivant :

10Na + 2KNO₃ → K₂O + 5Na₂O + N₂
Puis :
Na₂O + SiO₂ → Na₂SiO₃
Le mécanisme central est la capture du sodium en très grande quantité par le nitrate de potassium (KNO₃), puis la formation, avec la silice, de cristaux stables ne présentant aucun risque de réaction violente avec l’air. Ce mécanisme est considéré comme fiable dans la majorité des scénarios accidentels, mais nécessite une alimentation électrique pour pousser l’air vers les filtres sodium d’urgence. Pour éviter qu’en cas d’absence de courant électrique l’installation ne produise trop de dihydrogène et ne s’expose à une explosion, est positionné à chaque étage de sûreté un groupe palladium-platine passif, capable de convertir le dihydrogène en eau de manière passive par catalyse de la réaction suivante :

2H₂ + O₂ → 2H₂O + chaleur
Les recombineurs étant passifs, ils ne nécessitent pas d’alimentation électrique et réduisent la quantité de dihydrogène à 0,75 % en cas de réaction sodium non contrôlée, ce qui rend impossible la formation d’une explosion. Cependant, ils ne peuvent pas interrompre le feu que peut provoquer la réaction du sodium. Pour y parvenir, les locaux sont sectorisés et des dispositifs de refroidissement par le circuit hélium sont toujours maintenus, de sorte que, même en scénario de feu, le cœur soit toujours maintenu à froid. De plus, du fait de la basse pression du circuit sodium, aucune forme de fuite ne pourrait induire une perte complète du caloporteur primaire, ce qui réduit le risque d’APRP. Si la température du cœur se maintient dangereusement au-dessus des seuils d’exploitation à cause d’un feu extérieur au cœur, les joints de la boucle se détérioreront violemment et le circuit hélium se videra directement dans l’enceinte du cœur. Cette baisse de pression de la boucle hélium provoque immédiatement l’arrêt du cœur et interrompt toute forme d’incident, car l’hélium est inerte. L’accident est alors maîtrisé ; cependant, le refroidissement du cœur est entièrement reporté sur l’inertie des réservoirs de secours au sodium, calculés pour une perte de brèche. En effet, même en cas de perte de brèche, le circuit d’alimentation en sodium est capable de maintenir passivement le niveau de la cuve grâce à la pression atmosphérique, laissant le temps aux réactions résiduelles de s’interrompre.