PROVENCE-ALPES-COTE D’AZUR

(Réacteurs en service par date de divergence ; ensuite réacteurs mis à l’arrêt)

Type: piscine

Période d’exploitation: à Fontenay, 1959-1976??; déménagé à Cadarache en 1997

Puissance: 100 W thermique

Combustible: en 1995, uranium enrichi à 90-93% (masse critique minimale-5 kg)

Minerve, qui est situé dans le même hall que Eole, est “consacré à la mesure des sections efficaces par oscillation des échantillons” [DSIN 98 et 99].

Objet: études de propulsion navale

Type: maquette critique de Pat

Période d’exploitation: depuis 1962

Puissance: 100 W thermique

Objet : études du comportement de combustibles en situation accidentelle

Type : piscine

Exploitant: CEA (IRSN gère le programme d'essais)

Période d’exploitation : depuis 1963

Puissance : 25 MW thermique

Combustible : uranium enrichi à 6 % (masse critique minimale-700 kg)

Modérateur et fluide réfrigérant : eau légère

Cabri est, pour l’essentiel, utilisé pour l’étude du comportement du combustible des réacteurs à neutrons rapides et des REP lors de variations rapides de puissance [DSIN 97]. Entre 1993 et 2000, une série d’essais a été menée sur la tenue du combustible REP (au moyen d’une boucle d’essai au sodium) en situation accidentelle dûe à des apports de réactivité [NucF 29.vi.98]. Cette série d’essais, qui étaient co-subventionnés par l’IPSN et EDF et co-financés par la NRC américaine et l’Institut Japonais de Recherche sur l’Énergie Nucléaire [NucF 2.vi.97], a été nommée Cabri-REP-Na. L’IPSN a annoncé, en juillet 2001, l’achèvement de ce programme après un dernier essai effectué le 11 juillet 2001.

 Après la modification de Cabri pour améliorer la ventilation et la protection contre l’incendie, on entamait une nouvelle série de tests, Cabri-BEP, pour déterminer le comportement du combustible UO₂ à des taux de combustion poussés et du combustible Mox sous des conditions dites RIA (Réactivité-Insertion-Accident). Les tests sont financés par IRSN et EDF et par des partenaires étrangers.

Les deux premiers tests de la nouvelle série ont été exécuté en utilisant la boucle à sodium existante de Cabri. Dix tests supplémentaires devaient être exécutés entre 2005 et 2007, après remplacement de la boucle à sodium par une boucle à eau [NucF 27.xi.00]; mais le remplacement s'est avéré difficile, et en 2007 est encore en cours.

Objet : études neutroniques des coeurs des REP et des REB

Type : maquette critique

Période d’exploitation : depuis 1965

Puissance : 100 W thermique

Combustible : divers, y compris de l’uranium à 93 % d’U235

Modérateur : eau lourde

Fluide réfrigérant : néant

Eole est un puits au fond duquel une petite cuve soutient des grilles sur lesquelles des configurations diverses de coeur peuvent être disposées. Le programme Mistral, qui a débuté en 1996 pour une période de cinq ans, est destiné à étudier les coeurs chargés à 100 % de Mox [défi vi.96].

Objet : études neutroniques

Type : maquette critique

Période d’exploitation : depuis 1966

Puissance : 3 ou 5 kW thermique

Combustible : plutonium, et uranium naturel ou enrichi jusqu’à 25 %

Liquide réfrigérant : air

Dans le Masurca, “les éléments combustibles tubulaires sont constitués par empilement de plaquettes ou de réglettes contenant chacune, au sein d’une enveloppe étanche, suivant le cas, de l’uranium et/ou de plutonium sous diverses formes” [Con vi.98].

Le programme Muse (Mesures avec Sources Externes) étudie le coeur d’un réacteur sous-critique qui serait associé à un accélérateur. En 1999, une source externe de neutrons produits par GENEPI (Générateur de Neutrons Pulsés Internes) sera intégrée dans le système. Plusieurs programmes expérimentaux , connus sous le nom générique COSMO (Configuration pour la Simulation de la Modération) étudient les phénomènes de transmutation et d’incinération dans de nombreux scénarios [Con iv.99]. En 1997, dans le cadre du programme Capra qui étudie l’incinération du plutonium, la DSIN a autorisé l’utilisation de plaquettes combustibles contenant du plutonium métallique [DSIN 97].

Objet : études d’accidents hypothétiques dans des REP

Type  : piscine à coeur ouvert

Exploitant: IPSN

Période d’exploitation : depuis 1978

Puissance : peut fonctionner entre 20 et 40 MW thermique

Combustible : uranium enrichi à 2,78 %

Modérateur : eau légère

Réfrigérant : eau légère

Le réacteur a été transformé en un REP miniature (échelle 1/5000) pour le programme Phébus PF, une étude du comportement et du transfert dans l’environnement des produits de fission provenant de la fusion du cœur. Un programme de dix ans, comprenant six essais de fusion du cœur, sera conduit dans ce réacteur. Après chaque expérience, l’installation doit être démantelée – à l’exception du réacteur –, et un nouveau mini-REP être construit. Les déchets du démantèlement seront conditionnés et entreposés. Le premier essai, utilisant 10 kg d’uranium (FPT0), a eu lieu en 1993 ; le deuxième (FPT1) en 1996. FPT4 s’est déroulé en juillet 1999. L’essai a mis en jeu 5,5 kg d’oxyde d’uranium sous forme fragmentée [Con x.99]. L’essai FPT2 s’est déroulé en octobre 2000 [DSIN 00].

Objet : 

En juin 1997, une fuite d’eau a été décelée à 11 mètres au-dessous du réacteur Scarabée. Pendant une réunion en 1998, l’exploitant s’est exprimé au sujet de cette fuite et de l’évolution de la contamination en tritium des nappes d’eau situées entre 30 et 55 mètres de profondeur, au sud du réacteur Cabri [Con xii.98]. Le rapport annuel 1999 de la DSIN indique que " depuis 1998, la DSIN a accordé une attention particulière aux actions menées par l’exploitant (...) pour trouver l’origine de la venue d’eau constatée un certain temps en 1997 dans la salle des pompes de l’installation, et pour trouver les causes de la légère contamination en tritium mesurée dans un des puits de surveillance situés autour de l’installation ".

Objet : développement de la propulsion navale militaire

Type : réacteur REP

Période d’exploitation : depuis 1989

Perfectionne et qualifie des technologies pour des sous-marins nucléaires lanceurs d’engins (SNLE) de la nouvelle génération type Triomphant et pour les porte-avions nucléaires type Charles-de-Gaulle ; forme des marins et développe des cœurs pour les réacteurs futurs des sous-marins. Une partie du réacteur prototype Cap a été incorporée dans le RNG. Le CEA prévoit de remplacer le RNG par le réacteur RES en 2006.

Objet: développement de la propulsion navale militaire

Type: réacteur d'essais, eau sous pression

Période d’opération: criticité prévue pour 2010

La RES aura la forme, d’un réacteur compact à eau sous pression dérivé de celui  des SNLE de la nouvelle génération et du Charles de Gaulle, avec de multiples adaptations.  La mission du réacteur comprendra l’irradiation et l’homologation des combustibles selon les possibilités à terre, des expérimentations utilisant des concepts innovants, et le maintien de la capacité de développement et d’adaptation en vue d’autres prototypes et applications possibles. Après sa création, le réacteur servira d’abord de qualifier des concepts innovants pour les réacteurs prévus pour la catégorie future de sous-marins d’attaque Barracuda [Fribourg 99].  L’installation comprend une piscine d'examen et d’entreposage des combustibles irradiés provenant des réacteurs de propulsion navale et des réacteurs de recherche du CEA.   La piscine a été mise en service en 2005 [CEA Ra 06].

Dès 2012, le réacteur produira du tritium. Il prendra le relais des Célestin à Marcoule [Boucheron 01].

Objet: principalement l’irradiation de matières et de combustible

Type: piscine

Exploitant: CEA

Période d’opération: mise en service prévue pour 2014

Puissance : au moins 100 MW thermiques

Jules Horowitz doit remplacer Osiris et Siloé, qui n'est plus en service. Un emplacement a été choisi au centre de Cadarache, le massif rocheux de Bargette Est.  Le CEA a l'intention d'utiliser un combustible d'uranium-molybdène enrichi à moins de 20%; mais, si ce combustible n'est pas encore disponible, le CEA substitutera un combustible siliciure enrichi à 27%. Les grandes décisions ont été prises; et début 2006 la phase d'études a commencée.  L'équipe d'ingéniérie regroupe des ingénieurs de Technicatome, Framatome-ANP, et EDF  [Dupuy et al. 2006]..

III.J Réacteurs mis à l’arrêt

Les réacteurs et assemblages critiques qui ne sont plus en service comprennent :

--Marius, assemblage critique mis en service à Marcoule et déménagé à Cadarache (1960-83) ;

--Peggy, maquette critique de Pégase (1961-75) ;

--Pégase, réacteur de 35 MW thermique pour les études du combustible (1963-75) ;

--César, maquette critique (1964-74) ;

--Prototype à terre (Pat), prototype des chaufferies à boucles des SNLE du type Redoutable (1964-1992) ;

--Chaufferie avancée prototype (Cap), prototype des chaufferies compactes des SNA type Rubis (1975-1987) ;

--Harmonie, cuve, source de neutrons, 1 ou 2 kW thermique (1965-1996) ;

--Rapsodie (voir ci-dessous).

--Scarabée, réacteur de 100 MW thermique du type piscine pour les études du combustibles RNR en situation accidentelle.  Scarabée était implanté dans le même hall que Cabri (ils étaient tous deux situés dans le bâtiment INB 24), avec lequel il partagait un certain nombre d’auxiliaires. Son cœur a été déchargé en 1996 et a été retraité à La Hague (1982-1966).

Marius, Peggy et César ont été démantelés. Pégase a été partiellement démantelé.

Objet/type : pilote RNR

Période d’exploitation : 1967-1983

Puissance : 20 MW thermique au début ; 40 MW thermique depuis 1970

Combustible : Mox au début, Pu02 25 % et U02 75 % enrichi à 60 % en U235 ; pour Fortissimo, Pu02 30 % et U02 70 % enrichi à 85 % en U235

Réfrigérant : sodium liquide

Le réacteur a été adapté à un nouveau mode d’opération, appelé Fortissimo, en 1970.

Rapsodie ne produisait pas d’électricité. La chaleur était rejetée dans l’atmosphère [CEANo v.70]. Le réacteur a irradié plus de 30 000 crayons de combustible, à des taux d’irradiation allant jusqu’à 210 000 MWj/t. La plus grande partie du combustible a été retraitée à Fontenay et à La Hague [Sauteron 69]

Le combustible et le sodium ont été enlevés entre 1983 et 1986. Le démantèlement au niveau 2 a commencé en 1987 et était presque achevé le 31 mars 1994, quand un accident l’a interrompu. Une cuve d’entreposage, R302, située près de Rapsodie et contenant quelque 100 kg de résidus de sodium provenant du circuit primaire du réacteur, a explosé. La cuve était en train d’être nettoyée et le sodium, traité à l’alcool d’éthyle-carbitol. L’explosion a déchiré la cuve, endommagé la galerie annulaire autour du réacteur et fait s’effondrer une partie du toit de la salle, une épaisse dalle de béton. Cet accident a fait un mort et quatre blessés.

La cuve du réacteur a été vidée de son contenu en combustibles et confinée, et les générateurs de vapeur et circuits primaires ont été démantelés. Selon le CEA, la fin des opérations doit suivre les étapes suivantes : de 2000 jusqu’en 2004, poursuite des opérations de démantèlement partiel ; ensuite, surveillance ; après 2020, reprise des opérations de démantèlement pour parvenir au niveau 3 de la classification de l’AIEA [DSIN 99, 00].

Selon la description de l’Andra, les déchets provenant du démantèlement de Rapsodie qui sont stockés sur son propre site comprennent du sodium (800 kg) provenant de Desora, un atelier destiné à la destruction du sodium ; " deux pièges à froid - sodium " (800 kg) ; " la cuve primaire - sodium " (170 kg), contaminée en césium, tout comme les deux objets précédents ; " deux réservoirs Na [sodium] secondaires " (22 t) contaminés en tritium ; et des ferrailles avec une contamination en américium dite " très faible " (17 t) [Andra 00].  

Desora (Destruction de sodium provenant de Rapsodie)-à l’arrêt

L’atelier, destiné à la destruction du sodium provenant de Rapsodie, a été exploité en 1992/93. Il a détruit 33 l/h de sodium, soit 37 t en deux mois. Le CEA a pulvérisé une petite quantité de sodium liquide dans de l’eau en perpétuel mouvement à l’intérieur d’un conteneur fermé. Le sodium a été ensuite transformé en hydroxyde de sodium aqueux et hydrogène gazeux. L’hydroxyde de sodium a repris la plupart des radionucléides présents dans le sodium. Le tritium est passé dans le flux d’hydrogène. Le CEA a transporté l’hydroxyde de sodium à La Hague pour être utilisé pour la neutralisation de déchets acides. Il a traité et rejeté les effluents gazeux, mais n’a pas essayé de piéger le tritium [Roger 94].

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