Centre d’excellence pour les matériaux du nucléaire

Monographies de la Direction de l'Énergie Nucléaire du CEA

Depuis 2006, la Direction de l'énergie nucléaire (DEN) du CEA, a publié une série de monographies pluridisciplinaires sur les applications civiles de l'énergie nucléaire. Ces publications scientifiques fournissent une vue d'ensemble exhaustive, compréhensible et accessible des recherches menées au CEA dans différents domaines. Elles explorent et synthétisent des thèmes replacés dans leur contexte, aussi différents mais complémentaires que les réacteurs du futur, le combustible nucléaire, les matériaux sous irradiation ou les déchets nucléaires. Le site MINOS permet d'avoir un accès en ligne à ces documents, essentiels pour disposer d'une compréhension claire des sciences et techniques mises en jeu dans le domaine de l'énergie nucléaire.

 

 

 

 
Les progrès accomplis récemment dans le domaine des matériaux et des composants à haute température remettent sur le devant de la scène les réacteurs nucléaires à caloporteur gaz qui ont déjà connu un premier essor avec les réacteurs Magnox et UNGG. Dans leur version à neutrons lents, des réalisations à l'échelle industrielle sont envisageables à moyen terme. Dans leur version à neutrons rapides, plus prospective, les réacteurs nucléaires à caloporteur gaz offrent des perspectives supplémentaires de valorisation énergétique des ressources en uranium naturel, dans le cadre d'un cycle du combustible minimisant les déchets ultimes et le risque de prolifération. Cette monographie, premier ouvrage de la collection, décrit les recherches en cours sur ce type de réacteur, en montrant leurs enjeux, les résultats récents obtenus par le CEA et les obstacles qu'il reste à franchir.
 

 

 

Le traitement-recyclage du combustible nucléaire usé (2008)

Après son passage en réacteur, le combustible nucléaire usé contient encore beaucoup de matières valorisables au plan énergétique (uranium, plutonium), ainsi que des produits de fission et actinides mineurs qui représentent les résidus des réacteurs nucléaires. Le traitement-recyclage du combustible usé, tel qu'il est pratiqué en France, implique la séparation chimique de ces matières. Le développement de ce procédé et sa mise en ½uvre industrielle représentent un haut fait de la science et de la technologie française. Le traitement-recyclage permet à la fois une bonne gestion des déchets nucléaires et une substantielle économie de matière fissile. Conforté par l'envolée spectaculaire du prix de l'uranium, il deviendra indispensable avec l'arrivée des réacteurs de la prochaine génération, à neutrons rapides. Cette monographie fait le point sur le procédé chimique de traitement du combustible usé, dans ses variantes actuelle et future. Elle décrit les recherches en cours, en exposant les enjeux et les résultats récents obtenus par le CEA.

 

 

 

L'industrie nucléaire s'est préoccupée très tôt de l'avenir de ses déchets. Les procédés de cimentation des déchets de moyenne activité, de vitrification des solutions d'actinides mineurs et de produits de fission, sont des procédés désormais éprouvés. Le conditionnement des déchets n'est qu'un maillon dans la chaîne de la gestion des déchets, depuis leur production jusqu'à leur destination finale. Pour autant, ce maillon est essentiel, car la façon dont les déchets sont conditionnés dépend beaucoup de ce qu'on envisage d'en faire ultérieurement. Réciproquement, l'entreposage et le stockage des déchets reposent largement sur la confiance qu'on peut accorder à la bonne tenue dans le temps des colis de déchets. Le rôle de leader de la France dans le domaine du conditionnement des déchets nucléaires est un atout fort, valorisable au plan industriel international, mais aussi en terme d'acceptation sociale, en montrant au public que des solutions techniques existent. Cette monographie fait le point sur le conditionnement des déchets nucléaires et décrit les recherches en cours, en exposant les enjeux et les résultats récents obtenus par le CEA.

 

 

 

Le combustible est un des éléments essentiels d'un réacteur nucléaire. En son sein ont lieu les réactions nucléaires de fission des atomes lourds, uranium et plutonium. Il est au c½ur du réacteur, mais également au c½ur du système nucléaire dans son ensemble. Sa conception et ses propriétés influent sur le comportement du réacteur, ses performances et sa sûreté. Même s'il rentre assez faiblement dans le coût du kilowatt-heure produit par les centrales nucléaires actuelles, sa bonne utilisation représente un enjeu économique important. De grands progrès restent à accomplir pour augmenter son temps de séjour en réacteur, lui permettre ainsi de fournir davantage d'énergie, améliorer sa robustesse. Au-delà de l'économie et de la sûreté, des questions aussi stratégiques que l'utilisation du plutonium, la préservation des ressources et la gestion des déchets nucléaires se posent, et de véritables défis technologiques surgissent. Cette monographie résume les connaisances actuelles sur le combustible nucléaire, son comportement en réacteur, ses limites d'utilisation et ses pistes de R&D. Elle illustre également les recherches en cours en présentant quelques résultats marquants obtenus récemment.

 

 

 

La maîtrise du phénomène de la corrosion est cruciale pour l'industrie nucléaire : il y va du rendement des installations, mais aussi de leur sûreté. Le nucléaire est confronté à la corrosion pour une grande variété de matériaux placés dans des environnements très divers. La corrosion métallique est, bien sûr, à l'oeuvre dans le milieu chaud et aqueux des réacteurs à eau qui constituent l'essentiel du parc mondial. Les progrès réalisés dans la maîtrise de la corrosion des différents composants de ces réacteurs permettent de les faire focntionner dans des conditions plus sûres. La corrosion est aussi présente dans les installations de l'aval du cycle électronucléaires (corrosion en milieu acide dans les usines de retraitement, corrosion des conteneurs de déchets en situation d'entreposage ou de stockage, ect.). Les systèmes nucléaires du futur élargiront encore la palette des matériaux à étudier et des situations dans lesquelles ils seront placés (corrosion par les métaux liquides ou par les impuretés de l'hélium). La corrosion ressemble souvent, dans sa description, à un patchwork de cas particuliers. Les problèmes de corrosion rencontrés et leurs études sont présentés ici dans des chapitres relatifs aux grands secteurs du domaine nucléaire, et y sont classés en fonction de leur phénoménologie. Cette monographie illustre les recherches en cours en présentant les résultats marquants obtenus récemment.

 

 

 

Les réacteurs expérimentaux constituent une base nécessaire au développement et à l'évolution de l'énergie nucléaire. Ce sont eux qui ont ouvert la voie à l'utilisation du nucléaire avec la divergence de la première pile atomique CP1, en 1942 à Chicago, puis, dès la libération, celle de la pile atomique française ZOÉ, en 1948, au fort de Châtillon, démontrant ainsi l'aptitude à produire et à contrôler l'innovation technique majeure que constituait alors la réaction de fission en chaîne. Depuis, ils n'ont cessé d'apporter leur contribution, en permettant les mesures des caratéristiques neutroniques des c½urs de réacteurs, l'étude du comportement des matériaux et des combustibles sous l'effet de l'irradiation, l'étude des conséquences de situations accidentelles, la validation de concepts nouveaux et de prototypes, l'enseignement et la formation des exploitants sur de vraies installations nucléaires. Les réacteurs expérimentaux sont également mis en ½uvre pour répondre aux besoins de la recherche en Physique fondamentale pour l'étude de la structure de la matière, ainsi que dans divers domaines d'application industrielle. En outre, ils sont irremplaçables dans la production de radionucléides utilisés en médecine pour le diagnostic et la radiothérapie. À cette diversité d'utilisation correspond une très grande variété d'installations et des activités souvent conduites dans un cadre international, tant au niveau de la conception et de l'exploitation des réacteurs qu'au niveau des programmes que l'on y développe.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

La neutronique est l'étude du cheminement des neutrons dans la matière, celle des conditions d'une réaction en chaîne et celle des modifications de la composition de la matière dues aux réactions nucléaires. Elle rend possibles la conception et l'exploitation des réacteurs nucléaires et des installations du cycle du combustible. En utilisant des données issues du monde quantique (les interactions entre les neutrons et les noyaux atomiques) pour calculer des grandeurs comme la puissance d'un réacteur, la neutronique jette un pont entre le monde microscopique et le monde macroscopique. Son caractère multi-échelle la conduit à travailler sur des échelles de temps, d'espace et d'énergie s'étendant sur plus d'une dizaine d'ordres de grandeur. Née en 1932 avec la découverte du neutron, la neutronique est une science arrivée à maturité qui, pourtant, continue d'évoluer : l'augmentation régulière de la puissance des ordinateurs bouleverse les méthodes de calcul, bouscule le statut de l'expérience et élargit les perspetives de la simulation numérique. L'un des défis actuels est de coupler la neutronique à la thermohydaulique et à la thermomécanique pour simuler le comportement d'un réacteur. Cette monographie fait une présentation globale de la neutronique sous le double éclairage de la recherche et des applications, et présente quelques résultats marquants obtenus récemment.

 


Les réacteurs nucléaires à caloporteur sodium (2014)

Le premier réacteur nucléaire à produire de l'électricité a été, en 1951, un réacteur à neutrons rapides refroidi part du métal liquide. Par la suite, dix-neuf réacteurs rapides, utilisant le sodium comme fluide caloporteur, ont été construits comme réacteurs expérimentaux, puis comme réacteurs de puissance. On trouvera dans cette monographie la description de cet historique et du retour d'expériences technique accumulé par ces réacteurs, dont les trois français : RAPSODIE, PHÉNIX, SUPERPHÉNIX : conception, matériaux, mesures, instrumentation, inspection en service, composants, bilans de focntionnement, etc. Les principes de conception de ce type de réacteur sont également explicités, mettant en valeur leurs considérables avantages potentiels : possibilité de brûler tout l'uranium, ce qui permettrait d'assurer l'approvisionnement électrique de la planète pour des millénaires ; possibilité de recycler tout le plutonium et l'uranium issus du retraitement en bouclant le cycle du combustible, ce qui minimiserait les déchets ultimes. Deux réacteurs rapides à sodium de forte puissance sont en construction : l'un en Inde et l'autre en Russie, et de nombreux projets sont à l'étude, dont le projet ASTRID, en France. Cette monographie donne l'état en 2013 de ces développements. Le déploiement de cette technologie prometteuse est actuellement ralenti, en particulier à cause du surcoût à la construction de ces réacteurs, par rapport aux réacteurs de la filière à eau. Un chapitre technico économique analyse les perspectives de ce déploiement, en relation avec l'évolution de la ressource uranium.

 

 

Les matériaux du nucléaire - Modélisation et simulation des matériaux de structure (2016)

Les matériaux sont la clé (ou le verrou) de pans entiers de l'industrie, en général, et de l'industrie nucléaire, en particulier. La sûreté et la durée d'exploitation des réacteurs nucléaires, la faisabilité des opérations du cycle du combustible dépendent des matériaux employés. Les matériaux du nucléaire sont soumis à rude épreuve : les sollicitations auxquelles ils sont exposés sont de nature mécanique, thermique, chimique et radioactive. Ces dernières agissent souvent en synergie (corrosion sous contrainte, fluage sous irradiation...). Les trois premiers types de sollicitations sont « classiques », mais le dernier (l'irradiation) est propre aux matériaux du nucléaire. Afin de guider la conception de ces matériaux et de prévoir leur comportement, les outils de modélisation et de simulation sont devenus indispensables. Toute une palette d'outils de modélisation, depuis l'échelle atomique jusqu'à l'échelle macroscopique, a été développée. Il convient de relier entre eux ces modèles et de les valider par des expériences bien ciblées, afin de s'assurer de la maîtrise des phénomènes en jeu, d'abord sur les matériaux-modèles de structure et de composition simples, avant d'aborder le cas plus compliqué des matériaux réels sous sollicitations multiples. C'est cette démarche scientifique qui est décrite dans la présente monographie. Le lecteur y trouvera une description simple des méthodes de modélisation des matériaux sous irradiation, des méthodes expérimentales associées, ainsi que quelques résultats marquants obtenus récemment.

 

 

 

 

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#223 - Màj : 14/10/2016

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