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RÉSUMÉ
Le concept de réacteur à neutrons rapides (neutrons non ralentis) exige certaines caractéristiques spécifiques pour son fluide caloporteur. Le sodium est l’un des meilleurs candidats, et cet article en explique les raisons. Le caloporteur sodium est d'ailleurs très largement plébiscité parmi les réacteurs à neutrons rapides expérimentaux de par le monde, exclusivement dans tous les réacteurs rapides prototypes en exploitation, et dans une large partie des réacteurs rapides en phase de projet de réalisation. Les propriétés physico-chimiques du sodium métallique et son utilisation en tant que caloporteur déterminent les options de conception ainsi que les performances des réacteurs à neutrons rapides.
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Sodium Fast Reactor concepts (no slow-down neutrons) require some specific heat coolant characteristics. Sodium reveals to be one of the adequate candidate, and this article explains in details these reasons. Besides, sodium coolant has been largely selected worldwide in most of experimental fast reactors, exclusively in prototype fast reactors still in operation and in most of the fast reactors future projects. Physico-chemical properties of sodium metal and its use as heat coolant determine significantly design options and fast neutrons performances.
Auteur(s)
-
Gilles RODRIGUEZ : Ingénieur en génie des procédés - Expert Sénior au département d’études des réacteurs du Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives - Centre de Cadarache, Saint-Paul-lez-Durance, France
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 : l’hydrogène étant un excellent modérateur très largement utilisé pour ces propriétés dans les centrales à eau pressurisée. 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, et une corrosion réduite sur les circuits ;
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une nocivité réduite voire si possible nulle ;
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une grande disponibilité industrielle et un faible coût d’acquisition.
Pour remplir au mieux l’ensemble de ces critères, le sodium se révèle être l’un des meilleurs candidats. Cela explique sa très forte émergence dans la filière réacteurs à neutrons rapides lors de la construction dans le monde des réacteurs expérimentaux, et de 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 extrêmement puissant. Il est d’ailleurs utilisé comme catalyseur en raison de cette propriété particulière dans l’industrie chimique. Cet effet réducteur implique notamment une grande réactivité à l’air et une réaction très vive avec l’eau. Le développement des réacteurs à neutrons rapides (RNR) actuels est donc intimement lié à la technologie spécifique du sodium. Ainsi, les particularités et les concepts technologiques de cette filière sont souvent des conséquences directes des propriétés physico-chimiques du sodium et de son usage comme caloporteur.
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KEYWORDS
metallic sodium | coolant | fast neutrons reactor | experimental reactors
VERSIONS
- Version archivée 1 de janv. 2004 par Gilles RODRIGUEZ
DOI (Digital Object Identifier)
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Traitement du sodium4. Contrôle de la qualité du sodium dans un réacteur nucléaire
4.1 Sources de pollution
Sur un réacteur nucléaire, les sources de pollution sont de plusieurs natures (voir encadré), les plus caractéristiques sont :
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la désorption d’oxygène et d’hydrogène depuis les surfaces métalliques neuves introduites dans le réacteur (nouveau composant, nouvel assemblage combustible) ;
-
la décomposition des oxydes métalliques présents en surface par le sodium réducteur ;
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la diffusion d’hydrogène des générateurs de vapeur vers le sodium secondaire, du fait de la corrosion des tubes côté eau et de la décomposition thermique de l’hydrazine ajoutée en excès à l’eau pour limiter la corrosion ;
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la production de tritium et d’hydrogène au niveau du cœur par fission ternaire du combustible (239Pu et 235U) et par activation du bore contenu dans les barres de commande sous la forme B4C (carbure de bore) ;
-
la génération de produits d’activation soit par activation du sodium (22Na, 24Na), soit par activation des éléments constitutifs de l’acier, dissolution de ces éléments et redéposition en partie froide (54Mn, 60Co, 58Co, 51Cr) ;
-
la pollution externe des gaines des assemblages par du combustible lors de leur fabrication, qui pourra engendrer des produits de fission ;
-
la pollution par des produits de fission (134Cs et 137Cs) en cas de rupture de gaine fortuite ou volontaire dans le cas de tests. Possibilité d’une présence de combustible solide (particules) en cas de rupture franche au niveau du combustible ;
-
la pollution par du carbone en cas d’introduction de produits organiques, notamment en situation incidentelle lors de fuite d’huile de pompe par exemple.
Ces sources de pollution sont subies et doivent être limitées par une attitude adaptée des opérateurs. Ainsi l’exploitant doit toujours être sensibilisé à toutes les répercussions des actions de manutention sur la propreté du réacteur. Une limitation de la pollution lors des interventions sur circuit est un gage futur de limitation des phases de purification du sodium pour un retour au plus tôt dans une situation acceptable de remise en service.
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Au démarrage
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hydrogène et oxygène...
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Contrôle de la qualité du sodium dans un réacteur nucléaire
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - PASCAL (P.) - Nouveau traité de chimie minérale. Tome II – Lithium – Sodium. - Édition Masson et Cie (1963).
-
(2) - GUIDEZ (J.) - Phénix Le retour d’expérience. - Éditeur EDP Sciences, Décembre 2013.
-
(3) - GUIDEZ (J), PRELE (G) - Superphénix. Les acquis techniques et scientifiques. - Édition ATLANTIS Press, Juin 2016.
-
(4) - Monographie de la Direction de l’Énergie Nucléaire - Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium. - Éditions Le Moniteur, Octobre 2014.
-
(5) - MORITA (K.), FISHER (E.A.) - Thermodynamic properties and equations of State for fast reactors safety analysis, - Nuclear Engineering and Design no 183 (1998).
-
(6) - BORGSTEDT...
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