LE PROGRAMME ASTRID 15 AVRIL 2015 CLI CADARACHE GLOSSAIRE. «réacteurs de 4 ème génération», CEA. François Gauché, chef de programme.

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1 CLI CADARACHE 15 AVRIL 2015 LE PROGRAMME ASTRID François Gauché, chef de programme «réacteurs de 4 ème génération», CEA PAGE 1 GLOSSAIRE AM Actinides mineurs Am Américium ASTRID Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration CFV Cœur à faible effet de vidange Cm Curium DT deutérium tritium EFR European Fast Reactor EPuR Evacuation de la puissance résiduelle GFR Gas-cooled Fast Reactor GJ Gigajoule = 10 9 Joule GV Générateur de vapeur HAVL Haute activité et à vie longue ISIR Inspection en service et réparation JET Joint European Torus kwh kilowatt-heure = 3, Joule LFR Lead- cooled Fast Reactor MeV Mégaélectron-volt = 10 6 électron-volt (ev. 1 ev = 1, Joule) MOX Combustible d oxyde d uranium et d oxyde de plutonium MS(F)R Molten Salt (Fast) Reactor Na Sodium Np Neptunium Pb-Bi Eutectique de plomb-bismuth PCHE Printed-circuit heat exchanger PF Produits de fission Pu Plutonium PWR Pressurized water reactor (REP en français) R&D Recherche et développement REL Réacteur à eau légère REP Réacteur à eau pressurisée RNR Réacteur à neutrons rapides RNR-Na Réacteur à neutrons rapides refroidi par du sodium SCE Système de conversion d énergie SCWR Super-critical water reactor SFR Sodium-cooled fast reactor (RNR-Na en français) SPX Superphénix. Centrale de Creys-Malville UOX Combustible d oxyde d uranium URE Uranium de retraitement réenrichi URT Uranium de retraitement VHTR Very high temperature reactor PAGE 2

2 FUSION & FISSION NUCLÉAIRES : UNE ÉNERGIE FANTASTIQUE Fusion totale d'1 g de combustible: 330 GJ Fission complète d'1 g U235: 83 GJ Combustion d 1 tonne de pétrole : 42 GJ 1 gramme d uranium = 2 tonnes de carbone économisées PAGE 3 ORDRES DE GRANDEUR DES DIFFÉRENTES ÉNERGIES Énergie mécanique ou gravitationnelle 1 kwh ~ 3 t d eau x 100 m de chute Énergie thermique ou chimique 1 kwh ~ 0,1 kg de pétrole, charbon, gaz ~ 10 m² de panneau solaire x 1 h Énergie nucléaire de fission 1 kwh ~0,01 g d uranium naturel (nucléaire actuel) PAGE 4

3 LA FUSION NUCLÉAIRE Energie «petits» noyaux Hydrogène neutron Réaction de fusion DT L hydrogène c est 99.9% de la masse de matière dans l univers 1 gramme de combustible = 10 tonnes équivalent pétrole (tep) La fusion est l énergie du soleil et des étoiles PAGE 5 LES DIFFÉRENTES ÉTAPES DE LA FUSION 10 4 G= G~ JET 80 m 3 ITER 800 m 3 DEMO m Tore 10-3 Supra 25 m Durée du plasma (s) PAGE 6

4 FISSION NUCLÉAIRE Produit de fission (déchet) Noyau fissile ( 235 U or 239 Pu) Neutron Neutron Rayon gamma Produit de fission (déchet) Noyau fertile ( 238 U) Plutonium (valorisable) 7 Et actinides mineurs (Am, Np, Cm : déchets) LES RÉSIDUS DE LA FISSION PAGE 8

5 PRINCIPE DE FONCTIONNEMENT D UN RÉACTEUR À EAU PRESSURISÉE (REP) 9 LE CYCLE DU PARC FRANÇAIS ACTUEL (60 GWe) 10

6 L ÉVOLUTION DES CENTRALES NUCLÉAIRES Réacteurs UNGG Parc actuel (eau pressurisée) Réacteurs type EPR 58 réacteurs en France Réacteurs du futur Extension de la durée de vie Amélioration du rendement Economie des ressources naturelles Démantèlement Minimisation des déchets Optimisation du retraitement des combustibles Amélioration de la sûreté Risque réduit de prolifération Gen 1 Gen 2 Gen 3 Gen 4 11 Durabilité ATTENTES VIS-À-VIS D UN SYSTÈME DE 4 ÈME GÉNÉRATION Pouvoir multirecycler le plutonium et utiliser le mieux possible la ressource en uranium, et, si cette option est retenue, avoir la capacité de réaliser la transmutation de certains actinides mineurs. Pour cela, il faut des réacteurs à neutrons rapides et un cycle fermé. L utilisation de l uranium appauvri présent sur le territoire français dans des RNR permettrait de produire de l électricité pendant plusieurs milliers d années au rythme de consommation actuel. Sûreté Robustesse de la démonstration de sûreté (marges, effet falaise) Objectifs de sûreté les plus exigeants, résultant des instructions de sûreté des réacteurs de 3 ème génération et du retour d expérience de l accident de Fukushima Économie Les systèmes de 4 ème génération devront être compétitifs à service rendu équivalent. Cela demande de grands efforts sur l investissement initial, mais aussi sur les coûts d exploitation (importance de la disponibilité). Garanties de résistance à la prolifération PAGE 12

7 POURQUOI LES RÉACTEURS À NEUTRONS RAPIDES? Utilisation optimale de la ressource en uranium. Possibilité de recycler le plutonium sans limitation du nombre de cycles (multirecyclage). Possibilité de «brûler» les actinides mineurs. Processus lent et complexe, avec de fortes implications sur le cycle du combustible. PAGE 13 NEUTRONS THERMIQUES / RAPIDES Caractérise la distribution en énergie des neutrons présents dans le cœur du réacteur. Les neutrons de fissions ont une énergie cinétique initiale d environ 2 MeV ce qui correspond à une vitesse d environ km/s. Les neutrons dits rapides sont ceux qui ont une énergie supérieure à 0,1 MeV. Si on ralentit les neutrons par des collisions avec des éléments légers comme l hydrogène présent dans l eau, leur vitesse baisse jusqu à atteindre l agitation moyenne du milieu caractérisée par sa température. On parle de neutrons thermiques. Leur énergie est d environ 0,025 ev (2,2 km/s). PAGE 14

8 RÉGÉNÉRATION Dans un réacteur nucléaire de la matière fissile est consommée (FD) 233 U or 235 U or 239 Pu de la matière fissile est produite par conversion de matière fertile (FP) 238 U + n 239 U 239 Np 239 Pu ou 232 Th + n 233 Th 233 Pa 233 U Dans la plupart des réacteurs actuels, le ratio FP/FD est inférieur à 1 (mode sousgénérateur) et il faut alimenter le système en matière fissile. Dans les réacteurs à neutrons rapides, il est possible d avoir un ratio FP/FD égal à 1 (mode iso-générateur) ou supérieur à 1 (mode surgénérateur). Le système n a plus besoin d appoint en matière fissile et se contente d un appoint en matière fertile (U238 = plus de 99% de l uranium naturel). Ceci permet d utiliser de façon beaucoup plus efficace la ressource naturelle. PAGE 15 UTILISATION OPTIMALE DE LA RESSOURCE EN URANIUM Les réacteurs actuels à eau brûlent l uranium 235 qui représente 0,7% de l uranium naturel. Les 99,3% restants sont de l uranium 238 et ne sont quasiment pas valorisés. Les réacteurs à neutrons rapides permettent de brûler l uranium 238 et ainsi multiplier par environ 100 le potentiel énergétique des ressources en uranium*. Possibilité d utiliser l uranium appauvri et l uranium de retraitement. Pour cela, les neutrons doivent rester "rapides" et ne pas être ralentis par un modérateur. L'eau étant modératrice ne peut être utilisée pour refroidir le cœur et transporter la chaleur. * Selon les hypothèses prises dans le calcul, ce facteur peut varier entre 50 et 150. PAGE 16

9 POTENTIEL DES COMBUSTIBLES FOSSILES Uranium en Réacteur à eau légère 60 GTEP Uranium en REL 60 GTep Charbon 420 GTep Pétrole 190 Gtep Gaz naturel 160 GTep Gaz naturel 160 GTep Pétrole 190 Gtep Charbon 420 GTep Uranium en RNR 7000 GTEP Uranium en RNR 7000 GTep Source : BP statistical review of world energy, 2011 AIEA, red book (pour les ressources conventionnelles en uranium) PAGE 17 POURQUOI LES RÉACTEURS À NEUTRONS RAPIDES? Utilisation optimale de la ressource en uranium. Possibilité de recycler le plutonium sans limitation du nombre de cycles (multirecyclage). Possibilité de «brûler» les actinides mineurs. Processus lent et complexe, avec de fortes implications sur le cycle du combustible. PAGE 18

10 MULTI-RECYCLAGE RNR/ REP : EVOLUTION ISOTOPIE PU RNR (iso-générateur) Evolution qualité Pu en multi-recyclage REP Cycles de 5 ans Equivalence en Pu239 % REP Evolution qualité Pu en multi-recyclage RNR Cycles de 5 ans PAGE 19 POURQUOI LES RÉACTEURS À NEUTRONS RAPIDES? Utilisation optimale de la ressource en uranium. Possibilité de recycler le plutonium sans limitation du nombre de cycles (multirecyclage). Possibilité de «brûler» les actinides mineurs. Processus lent et complexe, avec de fortes implications sur le cycle du combustible. PAGE 20 Equivalence en Pu239 %

11 1500 ha total, dont HAVL 1175 ha, 7 Mm3 excavés 430 ha total, dont HAVL 120 ha (160 ha si Am seul transmuté), 3 Mm3 excavés La fission nucléaire et la transmutation Produit de fission Noyau fissile ( 235 U ou 239 Pu) Neutron Neutron Gamma Produit de fission Actinides mineurs Am, Np, Cu PAGE 21 LA TRANSMUTATION (SUITE) La transmutation des actinides mineurs constitue une voie possible de progrès supplémentaire à long terme en matière de gestion des déchets ultimes: pour diminuer l emprise du stockage en recyclant le seul américium (réduction d un facteur 10 de la zone HAVL) pour diminuer la radiotoxicité à long terme des déchets, mais en recyclant américium et curium (réduction d un facteur 100 sur la période au-delà de 1000 ans) sans transmutation transmutation AM PAGE 22

12 LA TRANSMUTATION (SUITE) Les recherches menées par le CEA depuis 2006 ont permis: de mettre au point et de valider à l échelle du laboratoire des procédés performants de séparation des actinides mineurs à partir de combustibles UOx usés (Am seul ou Am+Cm) de mener des expériences de transmutation permettant de valider les principes d une telle opération. Il reste à mener un travail important de développement (notamment en matière de traitement des combustibles et de dispositifs pour réaliser la transmutation) avant d envisager toute mise en œuvre industrielle. Les études technico- économiques (menées avec EDF et AREVA) ont montré que le recyclage du curium conduirait à des difficultés très importantes ; il est proposé que le recyclage de l américium constitue le seul objectif pour la suite des recherches en ce domaine au cours de la prochaine décennie. PAGE 23 Le cycle d un parc de RNR isogénérateur (60 GWe) FLUX ANNUELS Cycle RNR / cycle REP - Suppression de toutes les étapes de l amont du cycle - Utilisation de l U appauvri, de l URT, URE - Utilisation du Pu des MOX usés - Multi-recyclage du Pu assuré - Possibilité de recycler les actinides mineurs PAGE 24

13 FORUM INTERNATIONAL GÉNÉRATION IV VERS UNE ÉNERGIE NUCLÉAIRE DURABLE Economie des ressources en Uranium Réduction de l'inventaire et de la radiotoxicité des déchets ultimes Consommation d'uranium 50 à 100 fois plus faible U238 Pu239 Nouvelles applications Hydrogène - désalinisation de l'eau de mer - chaleur industrielle Canada U.S.A. Brazil China Argentina France International Forum Generation IV South Africa UK Russia Japan South Korea E.U. Switzerland R&D internationale (moyens expérimentaux modernes) PAGE 25 LES SYSTÈMES ÉTUDIÉS AU SEIN DU FORUM INTERNATIONAL GÉNÉRATION IV Réacteur rapide refroidi au sodium (SFR) Réacteur rapide refroidi au plomb (LFR) Réacteur rapide refroidi au gaz (GFR) Réacteur à très haute température (VHTR) Réacteur à eau supercritique (SCWR) Sodium-cooled fast Reactor (SFR), Gas-cooled fast Reactor (GFR), Lead-cooled Fast Reactor Réacteur à sel fondu (MSR) (LFR), Very High Temperature reactor (VHTR), Super Molten Salt Reactor (MSR) Critical Water-cooled reactor (SCWR), PAGE 26

14 LE FORUM INTERNATIONAL GÉNÉRATION IV Participation en 2012 des membres du forum aux divers projets VHTR GFR SFR SCWR LFR MSR PAGE 27 L ANALYSE DU CEA DES DIFFÉRENTES TECHNOLOGIES 1/2 VHTR et SCWR ne sont pas des concepts à neutrons rapides : ils ne permettent pas une gestion optimisée des matières (uranium, plutonium, actinides mineurs). Le MSR en version à neutrons rapides, souvent associé à un cycle du thorium, présente de nombreux inconvénients qui pourraient être rédhibitoires, en particulier du point de vue de la sûreté et de l opérabilité : Pas de première barrière sous forme de gaine de combustible Corrosion des matériaux, tenue sous irradiation des structures Température de fusion du sel (570 C) Maintenabilité, inspectabilité, réparabilité : comment s occuper du circuit primaire du réacteur en présence de sels fondus d uranium, de plutonium, d actinides mineurs et de produits de fission? Radioprotection, déchets, démantèlement? Cycle du thorium : compte tenu des investissements nécessaires, un pays comme la France peut-il se payer deux cycles (U/Pu, Th/U233)? PAGE 28

15 L ANALYSE DU CEA DES DIFFÉRENTES TECHNOLOGIES 2/2 Le RNR-Na (SFR) est la filière la mieux connue. Ses inconvénients sont identifiés et il est possible d y remédier. L exploitation industrielle est déjà acquise, l enjeu est de passer aux critères de 4 ème génération, ce qui est atteignable. Le RNR-Gaz (GFR) est une technologie en rupture. Ses points faibles sont le combustible réfractaire et la démarche de sûreté en cas de dépressurisation. Le RNR-Plomb (LFR) présente un bilan avantages/ inconvénients moins bon que le SFR, et éventuellement des points rédhibitoires : Corrosion accélérée des matériaux, formation de précipités solides Radioprotection en raison du Polonium-210 dans le cas du Pb-Bi Haute température d «arrêt à froid» : 400 C : difficultés pour maintenabilité, inspectabilité, réparabilité Densité du plomb : effort de pompage, tenue au séisme Nécessité de maintenir un circuit intermédiaire en raison du risque d explosion de vapeur dans le circuit primaire PAGE 29 Coefficient de vidange du caloporteur fortement positif pour les gros cœurs LA STRATÉGIE FRANÇAISE SUR LES RÉACTEURS DE 4 ÈME GÉNÉRATION Au plan international, la nécessité de déployer le moment venu les réacteurs à neutrons rapides (RNR) pour pleinement tirer parti de la ressource en uranium fait l'objet d'un consensus. En France, deux filières étudiées en parallèle : Le RNR Sodium, filière de référence : le réacteur ASTRID - Déjà une certaine maturité mais des objectifs d amélioration dans une perspective GEN IV (sûreté, économie, disponibilité, inspection en service et réparabilité) - Logique d assurance : une filière déployable à l horizon 2040/ Coordination étroite avec les partenaires industriels - Internationalisation dans des formes à préciser Le RNR Gaz, option à long terme : un réacteur expérimental ALLEGRO - Du potentiel mais des verrous technologiques importants (combustible réfractaire, sûreté) - Intérêt en Europe (Slovaquie, République tchèque, Hongrie et Pologne). PAGE 30

16 CRITÈRES DE CHOIX DU FLUIDE CALOPORTEUR ne pas être modérateur ; ce critère exclut l'eau, avoir une faible section efficace de capture neutronique, être capable d'extraire une puissance volumique élevée, ce qui favorise les fluides ayant une chaleur spécifique et une conductibilité thermique élevées, être facile à pomper, avoir une large plage d'utilisation à l'état liquide, avoir un bon comportement sous rayonnement, être peu corrosif vis-à-vis des structures, être disponible industriellement, avoir un coût raisonnable PAGE 31 POURQUOI LE SODIUM? Le sodium est un bon candidat en raison de ses propriétés : liquide de 97,8 C à 881,5 C, bonnes propriétés thermiques, faible densité, faible viscosité, compatible avec les aciers, faible activation par les neutrons, disponible, bon marché T [ C] P [bar] Masse volumique [kg.m -3 ] Cp [J.kg -1.K -1 ] Viscosité dynamique [Pa.s] Conductivité thermique [W.m -1.K -1 ] Eau , ,6 Sodium , Plomb , Inconvénients : opacité, réactivité chimique avec l eau et l air. Propriétés utiles : conductivité électrique, propagation des ultrasons Il est difficile de trouver une alternative au sodium. PAGE 32

17 PRINCIPE DE FONCTIONNEMENT D UN RNR-NA 33 CARACTÉRISTIQUES FAVORABLES (ET MÉCONNUES) DES RNR REFROIDIS AU SODIUM (RNR-Na) Le circuit primaire est entièrement contenu dans la cuve principale (cœur, pompes primaires, échangeurs intermédiaires). Le circuit primaire n est pas pressurisé. La marge à l ébullition est grande (typiquement 300K). La grande quantité de sodium primaire donne au réacteur une inertie thermique très grande qui, combinée à la grande marge à l ébullition, augmente le «délai de grâce» en cas de perte de refroidissement. L architecture du RNR-Na permet une bonne mise en route de la circulation naturelle. On peut ainsi concevoir des systèmes d évacuation de la puissance résiduelle, actifs ou passifs, déjà testés par le passé. L atmosphère est utilisée comme source froide de secours. La dose collective aux travailleurs est très basse comparée à d autres types de réacteurs. PAGE 34

18 ÉVACUATION AUTONOME DE LA PUISSANCE RÉSIDUELLE D UN RNR-Na Thermosiphon dans circuit EPuR Échangeur sodium air Source froide : atmosphère 1. Perte de l évacuation normale de la puissance = perte des pompes primaires et du circuit secondaire, chute des barres 2. L inertie des pompes primaires permet de refroidir pendant les premières dizaines de secondes la puissance résiduelle des assemblages qui est très élevée juste après la chute des barres. Convection Inertie pompes naturelle primaires 3. Après l arrêt des pompes primaires, la convection naturelle du circuit primaire s installe. 4. Installation du thermosiphon dans le circuit d évacuation de puissance résiduelle de type Dans toute cette phase, DRACS la température (Direct Reactor du circuit primaire augmente Auxiliary et on compte Cooling sur System) l inertie thermique de ce circuit et l importante marge à l ébullition pour «encaisser» la puissance résiduelle qui n est pas évacuée par une source froide (3300 tonnes de sodium dans la cuve). PAGE 35 LE LANCEMENT DES ÉTUDES ASTRID «De nombreux pays travaillent sur la nouvelle génération de réacteurs, celle des années , qui produira moins de déchets et exploitera mieux les matières fissiles. J'ai décidé de lancer, dès maintenant, la conception, au sein du CEA, d'un prototype de réacteur de 4 ème génération, qui devra entrer en service en Nous y associerons, naturellement, les partenaires industriels ou internationaux qui voudraient s'engager.» J. CHIRAC janvier 2006 Mention dans la loi du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs d un prototype à mettre en service avant fin Convention du 09/09/2010 entre l Etat et le CEA relative au programme d investissements d avenir (action «réacteur de 4 ème génération ASTRID») choix de la technologie RNR-Na Le CEA est le maître d ouvrage et doit rassembler des partenaires industriels en particulier - autour du projet. PAGE 36

19 LE DÉVELOPPEMENT DES RNR-Na DANS LE MONDE Environ 400 années.réacteur d exploitation cumulée Actuellement : Réacteurs expérimentaux Japon : Joyo (140MWth) 1978-, Monju (280 MWe) à l arrêt Inde : FBTR (40 MWth) Russie : BOR-60 (60 MWth) Chine : CEFR (25 MWe) Réacteurs de taille industrielle Russie : BN-600 (600 MWe) 1980-, BN-800 (800 MWe) (divergence en 2014), BN-1200 (2025) Inde : PFBR (500 MWe) en construction (2016), plusieurs FBR en projet (2020) Chine : CFR-600 en projet, plusieurs dizaines de RNR-Na en service en 2050 Japon : projet JSFR (~2025) à l arrêt Corée du Sud : projet PGSFR (~2028) France : ASTRID (~2025) PAGE 37 L EXPÉRIENCE FRANÇAISE DU RNR-NA ASSAINISSEMENT DEMANTELEMENT Phénix Rapsodie SPX EFR ASTRID DEVELOPPEMENT TECHNOLOGIQUE inspection en service ENSEIGNEMENT ECOLE SODIUM Purification pompes électromagnétiques PAGE 38

20 LE PROGRAMME ASTRID Conception du réacteur ASTRID Prototype industriel 600 MWe Services d irradiation Conception de l atelier de fabrication des cœurs AFC Combustible MOX RNR Quelques tonnes/an Rénovation et réalisation des installations de qualification de composants grandes et petites boucles expérimentales maquette critique MASURCA + R&D Programme de R&D spécifique sur les accidents graves PAGE 39 LES PRINCIPALES INNOVATIONS D ASTRID Cœur à sûreté améliorée («CFV»), en rupture par rapport au passé, brevet CEA-AREVA-EDF Circuit tertiaire en azote, pour éliminer les réactions sodium-eau L inspection en service prévue dès la conception Pas de rejets précoces ou importants en cas d accident grave PAGE 40

21 PUISSANCE D ASTRID Une démonstration de sûreté extrapolable à la filière Pour éviter un saut trop important entre le démonstrateur et la filière (au moins 1000 MWe), les études recommandent une puissance au-delà de 400 MWe, sur les critères principaux suivants : Comportement des «grands cœurs» Capacité à réaliser des irradiations/qualification de phase 3 (assemblages complets) Isogénération Puissance linéique Systèmes d évacuation de la puissance résiduelle NB1 : la valeur de 400 MWe n est pas un seuil franc mais représente un ensemble de tendances. NB2 : la recherche d un comportement naturel favorable en cas de remontée intempestive de barre (RIB) fait apparaître un seuil plutôt autour de 600 MWe. Extrapolabilité des composants installés sur ASTRID Capacité à réaliser la démonstration de la disponibilité d un RNR-Na connecté au réseau La valeur retenue pour les études d ASTRID est 600 MWe. PAGE 41 ÉTUDES CŒUR Développer le cœur d ASTRID, en répondant à des exigences de sûreté élevées Fournir au projet ASTRID les résultats des études de R&D à l appui de la démonstration de performances et de sûreté Innovations : concept d un cœur à faible effet de vidange du sodium (exclure une excursion de puissance primaire en cas de perte du sodium), dispositif complémentaire de sûreté (DCS) à activation hydraulique ou thermique Cadarache, Janvier Cœur hétérogène CFV Principe DCS-P thermique (Electro-aimant à point de Curie) Principe DCS-P hydraulique (brevet en cours) PAGE 42

22 PRIORITÉ AU SYSTÈME DE CONVERSION D ENERGIE AU GAZ Concept très innovant dont la faisabilité doit être démontrée Le gaz retenu est l'azote, à une pression de 180 bars à 515 C Les études menées en AVP1/AVP2 donnent des résultats encourageants Un rendement net de 37% semble accessible circuit primaire boucle intermédiaire cycle à gaz precool cooler 545 C 530 C 515 C 180 bar x C 76 C 21 C Na Na turbine compr1 He-N2 compr2 395 C 379 C 364 C récup 60 C Essais des maquettes d échangeur compacts sodium-gaz en boucle sodium à Cadarache depuis novembre réseau Nécessité de tests à plus grande échelle (CHEOPS) PAGE 43 PLANNING DIRECTEUR Lancement de l AVP1 Lancement de l AVP2 Lancement de l APD Lancement de la réalisation Divergence Avant-projet sommaire phase 1 AVP1 Avant-projet sommaire phase 2 AVP2 Avant-projet détaillé APD Études détaillées et construction Essais Dossier d orientations de sûreté DOrS Dossier d options de sûreté DOS Rapport préliminaire de sûreté RPrS Couplage réseau PAGE 44

23 POINT SUR DÉROULEMENT DE L AVP2 à Octobre : au cœur de la phase d AVP2, nombreuses réunions de d option et revues techniques. Objectif : un APS cohérent et complet et un DOS de qualité fin Janvier choix disponible Janvier : signature de la coopération avec NNL (UK) sur ASTRID : Groupe Permanent sur les filières GENIV et lettre de suivi de l ASN sur le d orientation de sûreté d ASTRID Avril dossier Mai et Août : signature des accords de collaboration avec le Japon Septembre : lancement de la collaboration avec VELAN Octobre : WNE, visite du Premier ministre devant la maquette ASTRID Décembre : présentation des études SCE gaz à tous les partenaires industriels : «Il s agit [ ] de travailler sur une quatrième génération de réacteurs beaucoup moins de combustibles et les recyclant, générant des en moindre volume et moins nocifs (démonstrateur ASTRID du CEA)» ministre de l écologie, du développement durable et de l énergie. Janvier consommant déchets S.Royal, 2015 est la dernière ligne droite de l AVP2. Prochains rendez-vous : Mi-2015 : dossier dû au titre du décret PNGMDR de décembre 2013 Fin 2015 : écriture et remise du dossier de fin d AVP2 Fin 2015 : dossier d options de sûreté PAGE 45 ORGANISATION DU PROJET ASTRID Maîtrise d ouvrage Pilotage stratégique Cellule projet ASTRID Pilotage opérationnel Architecte industriel Assistance EDF PAGE 46 Conception Pilotage EDF R&D Labos Européens R&D Relais ASTRID à Marcoule R&D CEA Innovation, développements spécifiques, qualifications, codes, expertises Assistances externes Fiabilité, disponibilité, maintenabilité Recherche d'innovations Lot cœur Assistance /R&D environ 600 personnes Chaudière, auxiliaires, Contrôle Commande Systèmes conversion énergie Génie civil Cellules d examens Moyens communs & infrastructures R&D

24 INGÉNIERIES PARTENAIRES D ASTRID Génie Civil Îlot nucléaire Système de Conversion d Energie Cellules d examens Moyens communs et Infrastructures PAGE 47 INGÉNIERIES PARTENAIRES D ASTRID Coeur Fiabilité, disponibilité Îlot nucléaire Génie-civil Sûreté, REX Pompes électromagnétiques ISIR Echangeurs Cellule chaude EPuR, séisme, barres Vannes Etanchéités PAGE 48

25 COLLABORATIONS INTERNATIONALES Russie Irradiation de matériaux dans BOR-60 (1 ère mise en pile déc. 2012, puis déc pour 2 ans), expériences dans maquette critique BFS depuis début 2013, GT sur irradiation de faisceaux d aiguilles ASTRID dans BN-600 Démarche RFFR Utilisation des installations russes pour les besoins d ASTRID Inde : Axe fort pour la collaboration internationale, dans les limites fixées par les accords intergouvernementaux. Intérêt pour PLINIUS2 (plateforme accidents graves) Chine : Démarrage CEFR. Discussions sur les prototypes ASTRID et CFR600. USA : Benchmark de sûreté sur calculs cœur CFV, intérêt US pour les rapides brûleurs de Pu Japon Participation significative à ASTRID : signature le 5 mai 2014 de l accord cadre CEA-METI-MEXT jusqu à la fin de l APD (31/12/2019) et de l accord de mise en œuvre le 7 août 2014 ; sujets concernés : R&D en soutien à ASTRID (en particulier les accidents graves), ingénierie Europe Projets ESNII+ (structuration SNETP/ESNII) et MATISSE (matériaux) Démarche ARDECO PAGE 49 CONCLUSION Fin février 2015, 13 collaborations industrielles avec participation sur fonds propres sont rassemblées autour d ASTRID. Cette mobilisation témoigne de l intérêt des partenaires industriels pour la stratégie retenue, est source d innovation et permet la prise en compte des préoccupations industrielles dès la conception. Le mode de pilotage des collaborations industrielles reste souple tout en gardant une rigueur de gestion de projet. Les partenariats s organisent dorénavant sur 3 niveaux : Instituts de R&D Ingénieries de conception États (Japon en particulier) Les orientations pour la fin de l AVP2 et l APD sont les suivantes : Continuer à développer les partenariats de R&D, en cohérence avec les besoins d ASTRID et en complémentarité avec les moyens du CEA Prolonger et consolider les partenariats industriels en APD Renforcer la collaboration avec le Japon sans exclure les éventuelles opportunités de collaborations avec d autres pays. PAGE 50

26 POUR EN SAVOIR PLUS Loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et des déchets radioactifs : bilan des recherches conduites sur la séparationtransmutation des éléments radioactifs à vie longue et sur le développement de réacteurs nucléaires de nouvelle génération (en ligne sur le site web Conférence AIEA FR 13 (Mars 2013) Reactors-and-Related-Fuel-Cycles-Safe-Technologies-and-Sustainable-Scenarios-FR13 PAGE 51