Il y a peu d'AMR qui soit actuellement en service. L'un des premier fonctionne depuis 2021 en Chine où il produit de l'électricité et il vient d'être raccordé en mars 2024 à un réseau de distribution de chaleur pour chauffer 1850 foyers.
           La Chine s’intéresse à toutes les technologies de réacteurs et à tous les usages du nucléaire. Le pays vise, entre autres, l’alimentation des réseaux de chaleur urbains grâce à des réacteurs haute température (HTR). Ainsi, fin mars 2024, le HTR-PM de la centrale nucléaire de la baie de Shidao, dans la province du Shandong, a été connecté au réseau de chaleur. (économie de 3700 tonnes de CO2
          Les réacteurs à haute température refroidis au gaz, ont d’importantes marges de sûreté et il peuvent ainsi atteindre des températures bien plus élevées que les réacteurs actuels de puissance. Le réacteur chinois atteint 750°C en sortie de cœur, contre environ 300°C dans un réacteur à eau pressurisée.
         Grâce au refroidissement à l'hélium très efficace,  le réacteur HTR-PM n’a pas besoin d’être installé près des côtes, des rivières ou des points d’eau importants. Son cœur est constitué d'un lit de boulets, composés d’uranium et de carbone enfermés dans une coquille de céramique. Chaque module est une cuve sous pression dotée d’un mécanisme placé en haut pour insérer les galets de combustible, et de deux autres en bas pour retirer les galets usés ou endommagés.
         Le ré intègre un certain nombre d’innovations en matière de sécurité. Il y a notamment le refroidissement passif, un combustible pouvant résister à des températures estimées, l’autorégulation de la réaction de fission et la capacité de gérer une situation d’urgence sans avoir besoin d’une aide extérieure.

         La Chine avait commencé à réaliser, en 2000, dans une université un prototype de réacteur haute température de 10 MWthermique. La construction du réacteur actuel chinois HTR-PM a commencé en 2012, en collaboration entre groupe China Huaneng, l’Université Tsinghua et la China National Nuclear Corporation. Il a été connecté au réseau électrique en 2021. Il est composé de deux réacteurs d'une puissance de l'ordre de 100 MW chacun, regroupés dans le même bâtiment, qui alimentent en vapeur à 500 d°C des turbines classiques, et qui, à eux deux, fournissent 250 MWth et 210 MWélectriques.
         La Chine construit aussi une version de 600 MWth, rassemblant six modules d'HTR-PM de 100 MW dans un même bâtiment et actionnent une unique turbine de 650 MWe. Elle projette de remplacer ses centrales à charbon par de tels réacteurs.
         De tels réacteurs sont des solutions pour la production d'électricité, de chaleur ou d'hydrogène.

          Aujourd’hui je dirai quelques mots des études, démonstrateurs et prototypes de SMR.
          Selon un rapport de 2020 de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA), 66 projets de SMR sont en cours de développement, dans 18 pays. Aujourd'hui la grande majorité des SMR sont au stade de la conception, mais quelques uns sont au stade de la réalisation.
           La Russie a une longueur d’avance grâce à de nombreuses années d’expériences acquises en propulsant ses brise-glaces avec des SMR et réalise 17 projets en cours, dont un SMR déjà opérationnel depuis mai 2020 : une centrale nucléaire flottante raccordée au réseau. En 2022, la Russie a également terminé la construction de deux réacteurs destinés à un brise-glace et la première centrale SMR terrestre russe devrait fonctionner vers 2028, équipée de deux réacteurs.
         La Chine est également très bien positionnée à l’échelle mondiale en connectant au réseau la toute première centrale nucléaire SMR de 4ème génération de démonstration, en décembre 2021, de type haute température et de puissance 210 MWe. La Chine est également en très bonne voie pour finaliser son projet de démonstration du premier SMR commercial à entrer en construction.
          Bien que participant à beaucoup de projets SMR, les Etats-Unis n’avaient, jusqu’à présent, que des SMR en cours de développement. Leur premier SMR, NuScale a été homologué le 29 juillet 2022, mais le projet semble abandonné, faute de financement.

          En France un projet a vu le jour en 2019, « Nuward », petit SMR développé par le consortium français réunissant EDF, le CEA, TechnicAtome et Naval Group., une préétude ayant été menée avant cette décision. Sur les 50 dernières années, TehnicAtome a conçu et fabriqué 20 réacteurs type petits SMR pour les besoins de la marine nationale à propulsion nucléaire, en partenariat avec Naval Group (ex Direction des Constructions Navales).
            L‘installation comporterait deux réacteurs de 170 MWe.
            Le réacteur prend place dans un cube d’eau de 25 mètres sur 25 et sera semi-enterré pour le protéger des agressions extérieures. La cuve de NUWARD ne ferait ainsi que 4 m de diamètre et 13,50 m de hauteur, à l’intérieur d’une enceinte métallique de 15 m de diamètre et 16 m de hauteur19, elle-même logée dans une piscine. Il utilisera le combustible standard des grands réacteurs, (cf photo ci-dessous).

 
            il faudra compter sur un investissement de l'ordre d'un milliard d'euros pour la construction d'un réacteur1.
            Le calendrier prévoit  une phase de concept avancé, certification ,construction de la chaine industrielle entre 2025 et 2030 et la construction de la tête de série à partir de 2030.

 
           Hier j’ai parlé des SMR, aujourd’hui voyons ce qu’est un AMR « Advanced Modular Réactor ».
          Les SMR sont de petits réacteurs à neutrons lents, uranium enrichi, (ou mélange avec du plutonium), et eau pressurisée, de 3ème génération, avec une échéance de réalisation vers 2030 / 35.
          Les AMR sont aussi de petits réacteurs, mais leur technologie est de 4ème génération, et leur existence vers 2050.
         Ces nouveaux réacteurs sont actuellement encore au stade de recherche et dévelop-pement, voire de démonstrateur pour certaines technologies plus avancées. Comme les SMR, ils sont conçus pour être de bien plus petite taille et puissance que les réacteurs de forte puissance. Le terme « modulaire » renvoie, comme pour les SMR, à un mode de construction en modules, conçus pour être fabriqués en série en usine, puis facilement acheminés et assemblés sur site.
         Mais les AMR regroupent en réalité une variété de technologies, et possèdent des caractéristiques techniques différentes permettant d’aller chercher d’importants gains en termes de valorisation des ressources d’uranium et/ou de sûreté, d'élimination des déchets nucléaires, et des utilisations plus variées.
         Historiquement, les technologies utilisées pour les AMR remontent aux années 1960 et sont regroupées dans l’appellation « génération IV » alors que les réacteurs à eau et les SMR forment la « génération III ». (Voir mon article sur la génération IV, du 15/07/2018).

          Le terme d’AMR regroupe actuellement au moins six technologies, qui se distinguent par les neutrons utilisés, leur mode de refroidissement (fluide caloporteur) et leur combustible. Quatre parmi elles font aujourd’hui l’objet d’un effort de recherche et développement :

                  • Les réacteurs à haute ou très haute température. Ils sont capables d’atteindre des températures entre 800°C et 900°C.
          Ces réacteurs ne sont pas des réacteurs à neutrons rapides, mais des réacteurs classiques thermiques modérés au graphite.
            En plus de leur capacité à produire de l’électricité (avec un rendement de conversion d’au moins 45%), ces réacteurs élargissent le champ d’application de l’énergie nucléaire à des fournitures énergétiques multiples pour l’industrie (électricité, chaleur à haute température, vapeur, hydrogène…), en particulier pour la production de carburants de synthèse à partir de charbon, de biomasse, de déchets carbonés, voire de CO2 recyclé. Ils peuvent compléter utilement les réacteurs à neutrons rapides au sein d’ un système de production d'énergie décarbonée destinée à remplacer autant que possible le charbon et le pétrole.

                  • Les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur au sodium. Ils sont capables d’utiliser comme combustible des matières nucléaires issues du retraitement des combustibles, sans apport de ressource en uranium naturel.
            Le combustible est un mélange d'uranium et de plutonium (MOX) et éventuellement avec des déchets actinides à éliminer, en les rendant fissibles et en les "brûlant" ensuite.

                  • Les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur au plomb. Ils reprendraient les mêmes caractéristiques que la précédente famille, mais offriraient une alternative avec le plomb, potentiellement plus compétitive économiquement et surtout la compatibilité avec l'eau et l'air qui élimine les dangers du sodium, qui brûle au contact de l’air ou de l’eau.

                  • Les réacteurs à sels fondus.   Ils utilisent des sels fluorés à 600/800 d°C, dans lesquels est dissous le combustible
           Cette typologie comporte une grande variété de concepts dont certains peuvent être à neutrons lents et d’autres à neutrons rapides avec un modérateur de graphite (qui est inerte vis à vis des sels fluorés), percé de gaines dans lesquelles circule le mélange liquide sel/combustible.
            En France, ce sont ceux à neutrons rapides qui suscitent l’intérêt, car ils permettraient d’utiliser comme combustible de départ des matières fissiles comme l’uranium 235 et le plutonium 239, mais aussi des matières issues du retraitement des combustibles usés, sans apport de ressource en uranium naturel, voire de transmuter les actinides mineurs (déchets actuels de la fission),de manière efficace.
             C'est un réacteur très sûr car d'une part il n'y a plus de risque de fusion des barreaux de combustible, et d'autre part la dynamique du système est lente de telle sorte que le danger d'excursions de puissance est très faible. D'autre part la quantité de combustible à utiliser pour une puissance donnée est plus faible. L'inconvénient est la quantité de graphique contaminée en fin de vie du réacteur.

             Les AMR, comme les SMR,  ne sont pas conçus pour remplacer les centrales actuelles, mais permettraient de compléter l’offre nucléaire afin de répondre à des besoins et usages spécifiques. Ils s’installeraient aussi très bien dans les zones reculées, dans une logique du cycle du combustible contrôlé, en s’intégrant facilement sur le réseau électrique grâce à leur petite taille, pour remplacer les sources d’énergie fortement émettrices en CO2. Ils pourraient constituer des sources d’énergie thermique ou fabriquer de l’hydrogène.
             L’intérêt des AMR par rapport aux SMR seraient d’utiliser des combustibles autres que l’uranium enrichi, et notamment des déchets nucléaires, qui seraient ainsi recyclés.

              Du fait de leur technologie innovante, dont on a moins d’expérience, leur réalisations sont attendues pour les années 2050.

           Un correspondant m’a demandé ce qu’étaient les réacteurs nucléaires SMR et AMR, quelle était leur différence, et à quoi ils servaient. Que fait la France dans ce domaine ?
         Je vais essayer de répondre, mais comme c’est un peu compliqué, je le ferai en 3 articles pour qu’ils ne soient pas trop longs.
        Aujourd’hui je parlerai surtout des SMR, et demain des AMR..

        Les SMR, « Small Modular Reactor », sont des « petits » réacteurs de faible puissance et modulaires, dans la gamme 150/300 MWe, (5 à 10 fois moins qu’un EPR). Dont le principe de fonctionnement reste le même ; réacteur à uranium enrichi et à eau légère pressurisée. (donc système de troisième génération très bien connu).
         Une centrale SMR peut s’adapter au besoin en multipliant le nombre de réacteurs
         Leur conception plus simple, de modules standardisés et préfabriqués en usine, puis leur acheminement par transport conventionnel sur leur site d'implantation, permettent de réduire la durée des chantiers. Le coût de l’infrastructure est beaucoup plus faible que pour un gros réacteur. L’effet de série et la réalisation en usine devrait baisser le coût du réacteur.

          La sécurité reste évidemment le premier enjeu, mais elle est plus facile à assurer  et  en cas d’incident, le risque de rejet extérieur est très limité, voire exclu.
          Le réacteur de petite taille peut être contenu dans une double cuve étanche et il n’y a pas de circuit primaire d’échange d’énergie sortant de la cuve : (la circulation se fait dans la cuve elle même par convection naturelle et sans pompe (voir schéma ci dessous). Ainsi, il ne peut y avoir ni perte de réfrigérant primaire du cœur, ni fuite d’eau radioactive vers l’extérieur
          En cas d’accident sur le cœur, et de fonte éventuelle des barres combustibles, (comme à Tchernobyl ou Nagasaki), les débris restent enfermés dans la cuve.

          La conduite du réacteur est simplifiée et nécessite moins de personnel. La gestion des déchets est également facilitée car la durée de vie de l’installation est égale à celle de la turbine, il n'y a pas de manipulation ni de rechargement de combustible, mais une opération de révision complète. La durée de vie totale est estimée à au moins 60 ans.
          L’ ensemble du réacteur peut être enterré, ce qui accroit leur protection.

          Le contrôle de la réaction en chaîne s’obtient en faisant varier dans le cœur la quantité de matériaux absorbant les neutrons. Dans les gros réacteurs, on dispose pour cela de deux moyens complémentaires : des crayons absorbants groupés en « grappes de contrôle » plus ou moins introduites dans le cœur et l’introduction d’un absorbant de neutrons soluble, l’acide borique, dilué en faible concentration dans l’eau primaire.
          Chaque grappe est constituée de 24 crayons absorbants coulissant dans les tubes-guides d’un même assemblage combustible. On peut monter ou descendre la grappe, pas à pas, par une succession de petits déplacements vers le haut ou vers le bas ou encore obtenir la libération de la tige et donc la chute de la grappe par gravité, en cas d’incident.
          On peur ainsi contrôler la puissance produite par le réacteur.
          Dans les SMR, on peut contrôler le réacteur uniquement par des grappes absorbantes et se passer d’acide borique, ce qui simplifie le contrôle de l’eau de ralentissement.

A quoi peuvent servir ces réacteurs SMR ?
         
          Les petits réacteurs ne sont pas concurrents des grands réacteurs mais complémen-taires, afin de participer à la décarbonation de l’économie.. Ils se positionnent sur des segments de marché pour lesquels les grands ne sont pas adaptés.
            C’est le cas des pays ou régions ayant un réseau électrique peu robuste ou isolé, qui ont aujourd’hui recours à des énergies fossiles, de la petite centrale à charbon aux générateurs diesels/gaz. Les pays en voie de développement, qui ne peuvent se payer de gros réacteurs, pourraient ainsi accéder à l’énergie nucléaire.

           D’autres usages s’offrent en outre aux petits réacteurs du fait de leur possible implantation à proximité des besoins : alimenter des électrolyseurs pour produire de l’hydrogène, dessaler l’eau de mer, ou encore fournir de la chaleur industrielle et urbaine.
           En particulier en les commutant à un système autre que production d’électricité, si la demande d’électricité baisse, au lieu de baisser la puissance du réacteur, on pourrait augmenter la fourniture complémentaire.

          Noter que les réacteurs qui équipent nos sous-marins nucléaires et le porte avion Charles de Gaulle, sont de petits SMR 

          La France vient de lancer une consultation pour la réalisation de trois parcs éoliens en mer, deux en Méditerranée et un en Bretagne, d’une puissance de 250 MW chacun, les éoliennes étant flottantes, qui ne sont donc plus sur des socles de béton, ce qui limitait la profondeur à environ 50 mètres, l’investissements étant privé, mais aidé par l’Etat à hauteur d'environ 600 millions d’euros. Chaque éolienne a une puissance d’environ 15 MW.
          Sciences et Avenir consacre un article à ce projet.
          Jusqu’à présent divers prototypes étaient à l’essai en mer.
          L’article présente des schémas des prototypes des six concurrents en lice, et je vous reproduis ci dessous les schémas et commentaires de la revue.
          Il semble que les fabricants soient confiants dans la solidité de leurs machines et leur capacité à résister aux tempêtes.
          Leur problème semble être la difficulté de produire ces machines en série, car cela doit être fait à terre sur un port et on tracte ensuite l’engin, horizontal, (presque 100 mètres de long), jusqu’à son point d’ancrage, où il sera redressé. Cela demande de grandes surfaces. La réalisation des chaînes d’ancrage pose des problèmes de taille.
          Les visites d’entretien, onéreuses, devront être organisées ainsi que le remplacement à temps des pièces usées.
         L’autre problème est celui de RTE, le réseau de transport d’électricité, qui doit collecter le courant en mer et raccorder des câbles à des éléments qui bougent, ce qui exigera des stations de collecte flottantes..
         Actuellement le coût du MWh sera de l’ordre de 100 €, alors que celui des autres modes de production est compris entre 50 et 70 €, Mais le prix devrait baisser avec la construction en série.
        La France souhaiterait réaliser en Atlantique te en Méditerranée, d’ici 2050; Une cinquantaine de parcs de 30 à 60 éoliennes flottantes, dont les emplacements doivent être compatibles avec la pêche et la biodiversité marine.