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Les réacteurs de cette filière ne ralentissent pas les neutrons. En conséquence, il n'y a pas de modérateur. Pour le combustible, on utilise soit le plutonium comme matière fissile mélangé à de l'uranium naturel ou appauvri soit l'uranium enrichi.

D'ordinaire, un réacteur à neutrons rapides est constitué d'un c|ur proprement dit où se trouve le mélange fissile-fertile de plutonium et d'uranium sous forme d'oxydes mixtes (Mox) et d'un entourage du c|ur, une couverture, composée seulement de matière fertile.

Comme caloporteur, un réacteur rapide utilise le sodium liquide en dépit du fait que le sodium présente le gros inconvénient de s'enflammer en présence de l'air et d'exploser en présence de l'eau. Pour essayer de diminuer le danger, un réacteur rapide comporte deux circuits sodium et d'un circuit eau-vapeur. Le deuxième circuit sodium, non radioactif en l'absence de fuite sur le primaire, communique la chaleur au circuit eau-vapeur.

Si l'on excepte les assemblages critiques et de petits réacteurs de recherche, trois réacteurs rapides ont été construits en France : Rapsodie, 40 MWth (Cadarache), Phénix, 233 MWe net (Marcoule) et Superphénix, 1200 MWe net (Isère). Rapsodie (en cours de démantèlement) et Phénix sont entrés respectivement en service en 1967 et 1973, avant même les premiers grands réacteurs à eau pressurisée. En 2000 Superphénix est en processus de mise a l’arrêt définitif.

Le projet EFR a été lancé officiellement en 1989 comme une initiative de coopération internationale, avec la participation du consortium d'électriciens EFRUG (European Fast Reactor Utilities Group) comprenant entre autres EDF, mais aussi le consortium de constructeurs EFR-Associates dans lequel on trouve Framatome/Division Novatome et le regroupement d'organismes de recherche et développement comprenant le CEA. L'objectif était de créer un réacteur qui pourrait dans l'immédiat participer à la gestion des déchets et, à long terme, assurer une source d'énergie [EFRA 93]. Après dix ans d'étude, les chercheurs avaient développé la conception d'une chaudière nucléaire qui, selon Jean-Claude Lefèvre, pourrait équiper une centrale commerciale (1500 MWe ) et se conformer "aux règles de sûreté les plus récentes." Cependant, parce que l'énergie ne manque pas en Europe actuellement, les producteurs d'électricité ont décidé, à la fin de 1998, de geler le programme EFR. La phase consistant à proposer un projet détaillé ne pourra donc pas être lancée dans un avenir proche. [RGN, iii-iv.99]. Néanmoins, certaines études sur de futurs RNR sont poursuivies dans des cadres différents, tels que celui du projet français Capra.

Réacteurs de la 4ème génération – en développement

La France est membre du Forum International de la 4ème Génération, créé en 2000 à l'initiative du Département américain de l'Energie, afin de collaborer à la recherche et au développement de réacteurs d'avant-garde, qui commenceront à fonctionner réellement aux alentours de 2040. En 2002, le Forum a choisi 6 sortes de réacteurs sur lesquelles concentrer son travail : le “Gas-cooled Fast Reactor” (GFR : réacteur refroidi au gaz), le “Very-High Temperature Reactor (VHTR : réacteur à très haute température), le “SuperCritical-Water-cooled Reactor” (SCWR : réacteur refroidi à l'eau supercritique), le  “Sodium-cooled Fast Reactor (SFR :  réacteur refroidi au sodium), le  “Lead-cooled Fast Reactor” (LFR : réacteur refroidi au plomb) et le “Molten Salt Reactor” (MSR : réacteur aux sels fondus).

 Le gouvernement français veut que les réacteurs de la 4ème génération se différencient de ceux de la 3ème génération (représentée en France par l'EPR) par la réduction du volume et de la radiotoxicité des déchets, par la production de la même quantité d'énergie en utilisant beaucoup moins d'uranium, par une sûreté et une sécurité accrues, et par la réduction des risques de prolifération. Pour la production d'électricité, la France s'intéresse à deux des 4 réacteurs à neutrons rapides (RNR) : le réacteur refroidi au gaz (GFR) – qui serait refroidi à l'hélium – et le réacteur refroidi au sodium (SFR) - qui, comme son nom l'indique, serait refroidi grâce au sodium. La France est également intéressée, à des fins industrielles, par le réacteur thermique à très haute température (VHTR), qu'Areva développe déjà actuellement, en collaboration avec le CEA.

En janvier 2006, le président Chirac a engagé la France dans la construction du prototype de l'un des réacteurs de la 4ème génération. Il a alors affirmé que le prototype serait en fonctionnement en 2020.

Le réacteur de référence pour le prototype de 2020 est le réacteur refroidi au sodium (SFR soit RNR-Na). Des choix devront être faits concernant les caractéristiques technologiques du réacteur : sa puissance (entre 250 et 600 MWe), son architecture, et le système utilisé pour convertir la chaleur en électricité. Le CEA espère que les options de choix seront consolidées en 2009 et qu'en 2012 le gouvernement, se basant sur la recherche menée par le CEA, fera des choix définitifs sur le plan technologique et qu'il décidera de commencer la construction. Une fois construit, ce réacteur, nommé Astrid, est destiné à participer à des expériences de transmutation d'actinides mineurs.

 Le réacteur refroidi au gaz (GFR soit RNR-He) est en étude dans un cadre européen. La décision de construire un petit réacteur expérimental, probablement hors de France, pourrait être prise en 2012. Le réacteur expérimental sera probablement refroidi à l'hélium et fonctionnera à basse puissance (50 MWth). Le combustible de référence pour le réacteur est composé de plaques de carbure de silicone à la structure alvéolée, dans lesquelles sont placées des tablettes constituées de carbures d'actinides. Le recyclage des actinides sera étudié[CNE 2, 2007 and 2008].

--actualisé le 31 janvier 2009

--traduction: Laurienne Bernard-Mazure

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