Bibliographie & annexes
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RÉSUMÉ
Le réacteur à neutrons rapides exige certaines caractéristiques spécifiques pour son fluide caloporteur. Le sodium semble un excellent candidat, et cet article en explique les raisons en détail. Il est d'ailleurs très largement utilisé dans les réacteurs expérimentaux et exclusivement dans les prototypes. Les propriétés physico-chimiques du sodium et son utilisation en tant que caloporteur ont une influence très forte sur les particularités et les performances des réacteurs à neutrons rapides.
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Gilles RODRIGUEZ : Ingénieur en génie des procédés - Département d’études des réacteurs du Commissariat à l’Énergie Atomique
INTRODUCTION
Le concept d’un réacteur à neutrons rapides (RNR) nécessite l’emploi d’un fluide caloporteur non modérateur de neutrons ce qui explique de facto l’élimination de l’eau. Les autres critères également nécessaires pour un fluide caloporteur de cette filière sont :
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une faible section efficace de capture neutronique ;
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une capacité d’extraire une puissance volumique élevée ;
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un bon comportement aux radiations, une corrosion réduite des circuits ;
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une nocivité réduite voire nulle ;
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une grande disponibilité industrielle et un faible coût.
Pour remplir ces critères, le sodium apparaît comme un excellent candidat. Cela explique sa très forte émergence dans la filière rapide lors de la construction dans le monde des réacteurs expérimentaux, et son choix exclusif lors de la construction des réacteurs de démonstration ou des réacteurs prototypes.
D’un point de vue chimique, le sodium est un réducteur très puissant ce qui implique notamment une grande réactivité à l’air et une réaction très vive avec l’eau. Le développement des RNR actuels est donc intimement lié à la technologie spécifique du sodium. Ainsi, les particularités et les concepts technologiques de cette filière sont souvent les conséquences directes des propriétés physico-chimiques du sodium et de son usage comme caloporteur.
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- Version courante de janv. 2019 par Gilles RODRIGUEZ
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Conclusions5. Traitement du sodium
En fin de vie d’un RNR, le caloporteur sodium est considéré comme un déchet nucléaire. Toutefois, compte tenu de la réactivité du sodium avec l’eau et l’air, toute pièce en contact avec du sodium métallique ou tout sodium de réacteur ne pourra être considéré comme un déchet nucléaire standard. Pour le déclassement des RNR intervient donc une étape spécifique de traitement du sodium et des déchets sodium. Elle consiste à transformer le sodium métallique potentiellement réactif en un composé chimiquement stable : dans une première étape de la soude ou du carbonate de sodium, et ensuite éventuellement un conditionnement approprié.
5.1 Traitement du sodium des circuits primaire et intermédiaires
Le traitement du sodium des circuits primaire et intermédiaires nécessite, compte tenu des quantités mises en jeu (plus de 5 500 t pour Superphénix), un procédé de traitement industriel et continu, tel que le procédé NOAH (figure 8).
Des gouttelettes de sodium et des gouttelettes d’une solution de soude à 10 mol/L sont injectées dans une enceinte fermée au moyen de deux pompes doseuses et donnent lieu à une succession de microréactions. Par ce moyen la réaction est modérée et contrôlée. L’exothermie de la réaction nécessite un refroidissement continu par un échangeur liquide/liquide. L’hydrogène produit contaminé en tritium est séché, dilué dans un gaz inerte et rejeté à l’atmosphère en accord avec les autorisations de rejet. La soude concentrée produite (10 mol/L) peut ensuite, soit être destinée à la neutralisation d’effluents actifs acides, soit être neutralisée puis enrobée dans un liant hydraulique pour constituer des colis acceptables par l’ANDRA (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) pour le stockage en surface.
La validation industrielle de ce procédé s’est faite par l’élimination en trois mois des 37 t de sodium primaire du réacteur expérimental Rapsodie à un débit de traitement de 40 kg de Na/h. Une installation de plus grande capacité (120 kg/h) a été construite sur ce même principe pour le traitement des 1 300 t du sodium de PFR (réacteur britannique).
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Traitement du sodium
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - PASCAL (P.) - Nouveau traité de chimie minérale. Tome II – Lithium – Sodium - . Édition Masson et Cie.
-
(2) - FOUST (O.J.) - Sodium-NaK engineering handbook Vol 1 - . Ed Gordon and Breach.
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(3) - PETIOT (P.), SEILER (J.M.) - Physical properties of sodium : a contribution to the estimation of critical coordinates - . High Temperature – High Pressure. Vol. 16, p. 289-293 (1984).
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(4) - MORITA (K.), FISHER (E.A.) - Thermodynamic properties and equations of State for fast reactors safety analysis - . Nuclear Engineering and Design no 183 (1998).
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(5) - BORGSTEDT (H.U.), MATHEWS (C.K.) - Applied chemistry of the alkali metals - . Edition Plenum Press (1987).
-
(6) - SITTIG (M.) - Sodium : its manufacture, properties, and uses - . Reinhold Publishing Corporation (1956).
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