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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 :
-
une faible section efficace de capture neutronique ;
-
une capacité d’extraire une puissance volumique élevée ;
-
un bon comportement aux radiations, et une corrosion réduite sur les circuits ;
-
une nocivité réduite voire si possible nulle ;
-
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
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Conclusion5. 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 pas 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 (anagramme de NaOH) (figure 9).
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 en 1994 par l’élimination en trois mois des 37 tonnes de sodium primaire du réacteur expérimental Rapsodie à un débit de traitement de 40 kg de sodium par heure. 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 du PFR (Prototype Fast Reactor, à Dounreay en...
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Traitement du sodium
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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