Réacteurs nucléaires à haute température (HTR ou VHTR)

Les réacteurs nucléaires à haute température (HTR) utilisent de l’hélium comme caloporteur et du graphite comme modérateur. Le combustible a la particularité d’être enfermé dans de petites billes, qui sont ensuite rassemblées en blocs ou bien en boulets (les fameux « réacteurs sur lit de boulets »). Il s’agit d’un réacteur de 4e génération, étant plus sûr qu’un réacteur classique en raison de la quantité de graphite, qui peut absorber les variations, et des billes, qui enferment les produits de fission. Il y a eu quelques expérimentations à partir des années 60. Les projets les plus actuels sont le HTR-PM chinois et le projet de la startup française Jimmy.

Les réacteurs nucléaires à haute température (HTR) sont un type de réacteurs avancés, dits de 4e génération, qui fonctionnent à des températures beaucoup plus élevées que les réacteurs nucléaires conventionnels. Ces réacteurs offrent des avantages significatifs en termes d’efficacité énergétique, de sûreté et de flexibilité d’application.

Ils sont aussi appelés réacteurs à très haute température (VHTR, Very-High-Temperature [Gas] Reactor), réacteurs avancés refroidis au gaz (AGCR, Advanced Gas-Cooled Reactors) ou encore, avant, HTG (à haute température refroidis par un gaz),

Ils offrent des avantages considérables en termes d’efficacité énergétique, de sûreté et de flexibilité d’application. Alors que de nouveaux projets de réacteurs HTR sont en cours de développement et de construction, cette technologie semble prometteuse pour l’avenir de l’énergie nucléaire et pourrait jouer un rôle dans la transition énergétique mondiale vers des sources d’énergie plus sûres et durables.

Les défis à relever pour le déploiement à grande échelle des réacteurs HTR comprennent la mise en place d’une chaîne d’approvisionnement en combustible, la régulation et la certification des nouveaux réacteurs, ainsi que l’acceptation publique. Néanmoins, si ces défis sont relevés avec succès, les réacteurs HTR pourraient contribuer de manière significative à la diversification du mix énergétique et à la réduction des émissions de gaz à effet de serre.

Les réacteurs HTR en bref

Le développement des réacteurs HTR a débuté dans les années 1950, avec des projets de recherche et développement menés aux États-Unis, en Allemagne et au Royaume-Uni (1). Depuis lors, plusieurs prototypes et réacteurs HTR ont été construits et exploités dans le monde entier.

Les HTR (ou plutôt les « Very-High-Temperature Reactor (VHTR), mais cela semble désigner la même chose) ont été l’une des 6 technologies sélectionnées par le Gen IV International Forum (GIF) pour représenter la 4e génération de réacteurs nucléaires, plus sûrs et plus efficaces que les précédents. Fonctionnant à plus de 700°C et pouvant ultimement dépasser les 1000°C, ils auront vocation à cogénérer de la chaleur industrielle, pouvant être utilisée pour des procédés existants, notamment dans les industries chimiques, pétrolières ou des métaux, mais aussi pour produire de l’hydrogène par simple séparation thermo-chimique. (2) Ils auraient le potentiel pour « une sécurité totalement passive, des coûts de maintenance et d’opération bas et une construction modulaire » (3).

Leur puissance volumique est beaucoup moins importante (« d’environ un ordre de grandeur à celle d’un réacteur à eau légère » (9)).

Ils ont déjà utilisé différents combustibles, arrangés de différentes façons et différents caloporteurs.

Le combustible

Les combustibles nucléaires des HTR sont des billes très petites enfermées dans le modérateur: du graphite. Leur principe est double : emprisonner directement les produits de fission et pouvoir être manipulé facilement, sans qu’une recharge nécessite d’arrêter le réacteur. Il contient d’un même

Les combustibles ont varié au fil du temps. Il y a eu le combustible BISO, qui enfermait les billes de combustible dans deux couche pyrocarbone (PyC) dense.

Aujourd’hui, les réacteurs utilisent du combustible TRISO. Ce sont des particules de moins d’un milimètre de diamètre, composé d’uranium très enrichi (13-17% d’U235) entouré de couches de carbone et silicone. (1) Elles rajoutent, par rapport au BISO, une couche de carbure de silicium (SiC) entre les deux couches de pyrocarbone dense. Entre le noyau et ces couches, il y a, en plus, une zone tampon (« buffer ») de pyrocarbone poreux. Ces couches réussissent à « ne pas relâcher leur produits de fission jusqu’à des taux de combustion très élevés et des températures de l’ordre de 1800°C (CEA, 11)

Ca c’est pour le contenant. Pour le contenu, ils utilisent de l’uranium enrichi, mais pourraient également utiliser des combinaisons d’uranium et de plutonium (U-Pu), du plutonium (Pu), du MOX ou encore une combinaison d’uranium et de thorium (U-Th). (2)

Ils utiliseraient aussi du combustible LEU et HEU, (Low Essay Uranium et High Essay Uranium), mais il faut que je creuse.

La forme du combustible

Les combustibles peuvent également être présents sous deux formes:

  • Soit « en vrac », on parle alors réacteurs sur lit de boulets (Pebble Bed Reactors, PBR), comme les réacteurs chinois ou le PMBR sud-africain. Les billes peuvent aussi être rassemblées dans des « boulets ». Par exmeple, l’AVR contenait 100 000 boulets de 6 cm de diamètre contenant chacun 10 à 40 000 particules de combustible. (10)
  • Soit compactés dans des « blocs prismatiques« , on parle alors de réacteurs à éléments combustibles prismatiques (Prismatic Block Reactors, PBR) (2) C’est par exemple le choix du projet ANTARES d’Areva ou le HTTR japonais. Dans le passé ils avaient aussi été compactés en cylindres.

Le caloporteur et la transmission d’énergie

C’est l’hélium qui est utilisé comme véhicule pour l’énergie. Au niveau de la production électrique, aujourd’hui,Il y a deux voies :

  • Pour certains, l’hélium transmet sa chaleur à de la vapeur à travers un échangeur de chaleur et va ensuite actionner une turbine (cycle de Rankine).
  • D’autres, utilisent des turbines à gaz, puis un compresseur pour renvoyer le gaz dans le réacteur (cycle de Brayton). (1) (2)

Le modérateur: le graphite

Le graphite est un matériau résistant à la chaleur, conservant « ses propriétés mécaniques (rigidité structurale) jusqu’à 2500°C et même davantage ». (9) Sa grande capacité thermique (= sa capacité à absorber de la chaleur) participe à la sécurité: « Si l’on considère par ailleurs la grande capacité thermique du graphite dont sont faits le cœur et le réflecteur (un réacteur de 2240 MWe contient plus de 1,3 million de kg de graphite), il est certain que les transitoires de température du réacteur provoquées par les perturbations se développent très progressivement. La lenteur de la réponse thermique rend le réacteur facile à conduire, car son comportement est aisé à prévoir et l’on dispose de plus de temps pour empêcher les transi- toires de se transformer en accident grave.«  (9)

Je ne crois pas que ce graphite serait, comme celui des réacteurs de première génération, UNGG et RMBK, être d’une difficulté extraordinaire à démanteler. En effet, ces derniers posent des difficultés importantes en raison de la taille, gigantesque, du bloc de graphite irradié à retirer. Là, on a des billes ou bien des blocs, qui me semblent d’une taille modérée (à vérifier).

La sécurité passive

« En raison de la présence d’U-238, il existe un très fort coefficient de réactivité thermique négatif, qui garantit une stabilisation intrinsèquement sûre de la température à cœur en cas d’excursions de puissance.

Les caractéristiques de sécurité inhérentes au HTR-PM garantissent que, dans tous les scénarios d’accident imaginables, la température maximale de l’élément combustible ne pourra jamais dépasser la température limite de conception, même sans les systèmes d’urgence dédiés. Dans le cas hypothétique d’un accident caractérisé par une perte totale de liquide de refroidissement et de refroidissement actif, le cœur du HTR-PM ne fondrait pas en raison de sa faible densité de puissance et de sa géométrie. La température du carburant ne peut jamais dépasser 1 600 °C dans le HTR-PM. Cela garantit qu’aucun accident, tel qu’une fusion du cœur ou un rejet de produits de fission radioactifs dans l’environnement, ne puisse se produire. »

World Nuclear Association (6)

« Le comportement naturel en cas d’accident ne conduit pas à des conséquences significatives, ce qui permet de limi- ter les besoins en systèmes de sauvegarde. De plus, pour augmenter leur fiabilité, le fonctionnement de ces systèmes est, dans la mesure du possible, passif. Les besoins en actions correctives sont donc minimi- sés et l’inertie thermique du réacteur donne du temps pour leur mise en œuvre. »

CEA (11)

Par ailleurs, le personnel serait exposé à une particulièrement faible quantité de radioémissions, facilitant l’entretien, pour plusieurs raisons: « l’imperméabilité des particules de combustible recouvertes de céramique, à l’inertie radiologique de l’hélium et à la structure de la cuve en béton précontraint. » (9)

Les réacteurs HTR passé, présents et en projet

On peut diviser essentiellement trois phases pour l’instant: une première série de réacteurs (US, UK et Allemagne), une seconde (US, Japon et Allemagne), puis une troisième, plus internationale.

Les premiers réacteurs HTR

On note que les trois utilisaient une cuve en acier et que les billes n’étaient pas encore compactées en « prismes », mais en cylindres. (9)

Peach Bottom aux Etats-Unis

Peach Bottom était une centrale américaine d’une puissance de 115MWth/40MWe avec un combustible en cylindres mise en production en 1967 et arrêtée en 1974. L’hélium avait, en sortie, une température de 750°C et une pression de 25 bars. Le combustible était composé de carbures de thorium et d’uranium. (9)

Dragon au Royaume-Uni

Dragon était un réacteur HTR d’une puissance de 20MWth avec un combustible en cylindres mis en service en 1966 et arrêté en 1975. Il utilisait comme combustible des carbures de thorium et d’uranium en cylindres. L’hélium avait, en sortie, une température de 750°C et une pression de 20 bars.

AVR en Allemagne

L’AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor) était un réacteur sur lit de boulets, le premier au monde (8), de 46MWth/15MWe opéré à Juelich, en Allemagne, de 1967 à 1988 à des chaleurs pouvant atteindre 990°C (750°C au début, 850°C en 1972 et 950°C en 1974). Les boulets étaient composé de graphite, faisaient 6cm de diamètre et contenaient les billes de combustible enrobés, initialement d’oxydes de thorium et d’uranium (1g uranium 235 enrichi à 93% + 5g Thorium 232 (9)). Plusieurs combustibles ont été testés, mais le choix a fini par se porter sur le combustible TRISO.

La disponibilité du réacteur a été de 77% sur les 11 premières années d’exploitation. (9)

Cette expérience a été largement commentée, notamment en raison d’un article de Rainer Moormann en 2008 (10) soulignant quelques problèmes dans sa sécurité:

  • Le circuit primaire serait contaminé avec des produits de fission (Sr-90 et Cs-137) dans des proportion largement supérieures à celles de grands réacteurs à eau légère. Cette contamination serait liée à des températures trop hautes.
  • Il y aurait en effet eu des courants de gaz dont la température dépassait les 1100°C, sachant que la température du coeur était mal monitorée. Après détection, la température a été réduite.
  • Cette contamniation semble lieé au combustible, BISO. Elle aurait été 10 à 30 fois moindre pour le Sr-90 avec du TRISO moderne.

C’est sans doute l’expérience la plus longue (1967-1988) et la plus commentée de l’ensemble.

La seconde série de réacteurs HTR

Profitant du retour d’expérience de cette première série de réacteurs HTR, une seconde est mise en marche

Contrairement aux précédents, les cuves sont faites en béton précontraint.

Le THTR-300 allemand

Le THTR-300 (Thorium High Temperature Reactor) est un réacteur allemand situé près de Hamm et conçu dans la suite de l’AVR. Il est entré en fonctionnement en septembre 1983 suite à d’importants retards (il était prévu pour 1978) causés par des modifications dans la réglementation, et raccordé en juin 1987. Il utilisait également un lit de boulets et des oxydes de thorium et d’uranium. L’hélium était sous une pression de 40 bars et, en sortie, était chauffé à 750°C. Sa puissance était de 750MWth/300MWe. (9)

Son service a été moins fructueux que celui de l’AVR. En effet, il a eu rapidement plusieurs problèmes: d’abord des problèmes avec le système de combustible qui ont limité sa puissance à 66%, puis un arrêt en raison de dommages causés par le gaz sur les conduites. Réparé en février 1989, il est resté fermé en raison de doutes sur la sécurité et d’un arrêt de plusieurs financements. Il y avait plusieurs problèmes, comme des boulets de combustible endommagés, de la formation de poussière de graphite, ainsi qu’un échec de l’isolation thermique du coeur en cas de surchauffe. La centrale est arrêtée définitivement plus tard cette année. (8)

Fort St. Vrain (FSV) : le MHTGR (Modular High Temperature Gas Reactor) américain

Le réacteur de Fort St. Vrain a rapidement pris la suite de celle de Peach Bottom, étant mise en ligne en 1976. D’une puissance importante, 837MWth/330MWe, elle utilisait des blocs héxagonaux (= prismatiques ?). L’hélium était sous une pression de 48 bars et, en sortie, était chauffé à 785°C. Son combustible était composé de carbures de thorium et d’uranium. (9) Elle a été arrêtée en 1989.

Sur la durée où elle a vendu de l’électricité (1979-1989), son taux de charge a été en moyenne de … 15%. (8)

Le HTTR japonais

Le HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) est un réacteur de 30MWt entièrement dédié à la production de chaleur. Le Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) travaille sur des réacteur haute température approchant les 1000°C depuis 1969. Le permis de construire fut accordé en novembre 1990. (12)

Le coeur est composé de 30 colonnes de combustible et 7 blocs de contrôle. Chaque colonne est composée de 5 blocs d’une hauteur de 2.9m. Il utilise comme combustible des particules TRISO contenant de l’oxide d’uranium enrichi à 6% arrangés sous forme de blocs (prismatiques ?) (« compacts ») de 3.4 cm de diamètres. (12)

Arrêté suite à l’accident de Fukushima, il a été remis en service pendant l’été 2021.

Les initiatives modernes de réacteurs HTR/VHTR

Les HTR chinois (HTR-10, HTR-PM et HTR-PM 600)

Le HTR-10 Chinois a été développé notamment par l’université de Tsinghua. Sa construction a commencé en 1995 et la production commencée en 2003. Comme l’AVR et le PBMR, c’est un réacteur à lit de boulets.

Son successeur semble le projet le plus moderne semble être celui que la Chine construit actuellement : Le HTR-PM. Construit à Shidaowan dans la province de Shandong, développé par INET de l’université de Tsinghua et mené par Shidaowan « Nuclear Engineering & Construction Group (CNEC) ». Il est prévu d’avoir 2 réacteurs modulaires, chacun de 250MWt/105MWe avec génération de vapeur et un carburant enrichi à 8.5% et une température à 750°C. Il sert de démonstration avant la conception d’un réacteur utilisant 3 de ces modules, le HTR-PM 600, pouvant produire 3x210MWe. (1)

Le PBMR sud-africain: un projet mort-né

Envisagé à partir de 1993 par l’électricien sud-africain Eskom, rendu public en 1998, le projet PBMR (Pebble-Bed Modular Reactor) sud-africain n’a jamais vu le jour. Le gouvernement a financé le projet à 95% à partir de 2004, mais stoppa en 2009. L’obtention d’une subvention américaine de 10M$ en mars 2010 n’a fait que prolonger un peu l’agonie et en septembre 2010, le projet était définitivement arrêté.

Vous pouvez lire le récit complet dans « The Pebble Bed Modular Reactor: An obituary » de Steve Thomas (8). Il souligne notamment l’ombre que put jeter sur le projet l’article de Moormann sur l’AVR (10), notamment le fait que la chaleur soit mal contrôlée dans le réacteur (des billes fondues laissent penser que la chaleur a pu dépasser 1400°C). En effet, le concept du PBMR reprenait celui de l’AVR.

Next Generation Nuclear Plant (NGNP) américain

Le Next Generation Nuclear Plant (NGNP) est un projet initié par le département de l’énergie américain (DOE).

Projets futurs de réacteurs HTR

Jimmy: des mini-réacteurs à haute température

Jimmy est une startup française développant un micro-réacteur modulaire à haute température. D’une puissance de 40MWth, il est prévu qu’il soit entièrement dédié à la production de chaleur industrielle.

X-Energy : d’autres mini-réacteurs à haute température

Une autre startup explorant cette piste est l’entreprise américaine X-Energy développant deux modèles:

  • Le Xe-100, un réacteur de 80MWe, pouvant être combiné en packs de 4 pour faire des centrales de 320MWe.
  • Le Xe-Mobile, un réacteur de 2 à 7 MWe tenant dans un container, idéal pour les communautés isolées.

Ils prétendent pouvoir produire du combustible TRISO à une « fraction du prix ».

Antares

Il y a d’autres programmes de recherche en cours, comme le NGNP américain

[ A compléter]

Sources :

Autre documentation: