Le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium est un projet actuellement étudié au sein du Il s'appuie sur deux projets similaires, le réacteur à caloporteur métallique (Les réacteurs de ce type sont destinés à être utilisés comme source d'Le cycle envisagé comporterait le retraitement des actinides produits, avec deux variantes.
Il a pour inconvénient de faire baisser le rendement global du réacteur, à hauteur de 37,5% (rendement qui reste néanmoins supérieur à celui des réacteurs actuels). Définition Classé sous : physique. Dans un circuit tertiaire, la chaleur est transmise à un circuit d’eau (ou de gaz, voir plus bas les innovations testées). Le choix définitif du site sera arrêté après comparaison avec d’autres sites potentiels et après les nécessaires étapes de consultation du public.Dans le monde, une vingtaine de réacteurs à neutrons rapides ont été construits et exploités dans le passé. Les actinides mineurs à « transmuter » (américium, neptunium) en éléments radioactifs à vie moins longue peuvent également être intégrés dans ces pastilles (à hauteur de 1 à 2%). Pendant près de 10 ans, la recherche autour des RNR-Na est ensuite délaissée.En 2006, le Président de la République Jacques Chirac propose d’autoriser le développement d’un démonstrateur industriel de réacteur nucléaire de 4Deux phases de l’avant-projet dit « sommaire » (2010-2012, 2013-2015) sont prévues afin de valider les options technologiques et de sûreté choisies au fur et à mesure de l’avancée du projet. En 1997, le réacteur Superphénix est toutefois arrêté pour des raisons politiques. (©PF. Il faut concevoir à nouveau l'interaction chimique entre le combustible et son revêtement, qui forme un Le réacteur rapide refroidi au sodium est conçu pour la gestion de déchets radioactifs de haute activité (HA) en particulier le plutonium et d'autre Les réacteurs à neutrons rapides ont déjà fonctionné mais se comptent aujourd'hui sur les doigts d'une main.

En particulier, la présence d’un circuit secondaire en sodium non radioactif permet d’éliminer les conséquences radiologiques d’un éventuel accident chimique généré par une réaction sodium-eau.De plus, en alternative à l’eau-vapeur, un système de conversion d’énergie sodium/gaz est par ailleurs à l’étude, ce qui nécessite de concevoir des turbines à gaz de forte puissance (300 à 600 MW électriques) qui n’existent pas aujourd’hui. Celle-ci s’évapore et la vapeur créée active une turbine, couplée à un alternateur qui produit ainsi de l’électricité.Principe de fonctionnement du réacteur ASTRID (d’après CEA)La température avoisine 400°C en entrée cœur, 550°C en sortie cœur. Il s’agit donc d’éviter tout contact et de réduire les risques en cas d’accident.La démarche générale de sûreté autour du réacteur Astrid a été fortement renforcée par rapport aux réacteurs nucléaires précédemment construits, en intégrant les exigences post-accident de La consommation du plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides évite l’accroissement des stocks de plutonium, ce qui est un avantage en matière de Le projet Astrid du CEA implique actuellement 10 entreprises industrielles : Alstom pour le système de conversion d’énergie, En mai 2014, un accord de coopération a été signé avec le Japon dont le projet de futur réacteur nucléaire à sodium JSFR est actuellement suspendu suite à l’accident de Fukushima Daiichi.Le site de Marcoule dans le Gard est étudié comme hypothèse de travail pour implanter le réacteur Astrid, en particulier pour mieux évaluer les coûts.

En revanche, il présente l'inconvénient d'être un produit chimique fortement réactif, ce qui demande des précautions particulières pour maîtriser le risque de La température d'exploitation ne devrait pas excéder la température de fusion du combustible. La réalisation des réacteurs Rapsodie (fonctionnement de 1967 à 1983), Phénix (de 1973 à 2009) et Superphénix (de 1986 à 1997) permet d’obtenir un retour d’expérience important. Le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) est une filière expérimentale de réacteur à neutrons rapides qui utilise du sodium liquide pour son refroidissement. Les études menées sur le sodium, entre autres sur l’instrumentation et les systèmes de conversion d’énergie, constituent un volet important de la R&D du projet Astrid. Dans les réacteurs actuels (REP ou REB) en France, le recyclage du plutonium est limité à un seul cycle Enfin, l’un des grands enjeux des réacteurs de quatrième génération à neutrons rapides est de faciliter la gestion des déchets radioactifs en réduisant le volume et la radiotoxicité intrinsèque à long terme des déchets ultimes. Fin 2012, le CEA rend à l’État un dossier présentant l’avancement de ses recherches dans le cadre de la loi et clôturant la première phase d’avant-projet. Réacteur à neutrons rapides. Celui-ci permet d’éviter une hausse de réactivité du cœur en cas de vidange du sodium de la cuve. De plus, son échauffement est nettement plus faible en cas d’accident hypothétique où aucun système de sécurité ne fonctionnerait.Pour répondre à l’exigence de concevoir un réacteur sûr, y compris dans le cas extrême consistant à postuler Dans les circuits secondaires, des pompes électromagnétiques sont installées.Pour éviter toute rencontre entre le sodium et l’air ou l’eau en cas de fuites, de nombreux systèmes redondants de sûreté ont été intégrés dans le réacteur.

Ce système permettrait d’éliminer par conception tout risque de réaction sodium-eau dans le démonstrateur industriel Astrid. Contrairement aux réacteurs de 2Ces systèmes à neutrons rapides consomment également dans le même temps directement du plutonium dont ils permettent un multi-recyclage. Une phase d’avant-projet dit détaillé est prévue jusqu’à fin 2019 pour permettre, en fonction des décisions qui seront prises à ce moment-là, le début de la construction du démonstrateur industriel. En France, les déchets ultimes sont vitrifiés, et les auto… Ce forum qui regroupe aujourd’hui 12 pays et La France s’intéresse aux réacteurs à neutrons rapides dès le début des années 1960.

En 2016, la Russie, a mis en service un nouveau réacteur à neutrons rapides, le BN-800. Dans une première variante, le réacteur serait de puissance intermédiaire (150–600 MWe), refroidi au sodium, et utiliserait comme élément combustible un alliage Une deuxième variante de puissance plus importante (500–1,500 MWe) utiliserait un La température de sortie du caloporteur serait de 510 à 550 degrés Celsius dans les deux cas. commission de l'ingénierie nucléaire)

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