les réacteurs nucléaires de 4ieme génération

[canardos]

Chirac vient d'annoncer que le CEA allait developper un prototype de réacteur nucléaire de 4ieme génération.

que recouvre cette expression?

en fait elle recouvre 6 types de réacteurs differents.

en 2000 plusieurs pays (Argentine, Brésil, Canada, France, Japon, Corée du Sud, Afrique du Sud, Suisse, Royaume-Uni et Etats-Unis), sur l'initiative du DOE américain, se sont associés pour étudier les systèmes nucléaires de quatrième génération susceptibles d'être déployés vers 2030.

Dès octobre 2002, après l'étude d'une première phase, une sélection de six systèmes nucléaires correspondant à cinq concepts a été publiée. Ils permettent des avancées notables en matière de compétitivité économique, de sûreté, d'économie des ressources en uranium, et de réduction de la production de déchets radioactifs à vie longue.
Les 5 concepts retenus dans la sélection finale "GENE IV "sont :

1 CONCEPT DE REACTEUR RAPIDE A CALOPORTEUR GAZ :
GFR – (Gas-cooled Fast Reactor System)

Le réacteur rapide à caloporteur gaz (projet RCG-R du CEA) contient dans son cahier des charges les caractéristiques fondamentales des réacteurs nucléaires du futur. Combinant le spectre rapide et un cycle de combustible fermé, il offre la perspective d'une rentabilité maximale de l'uranium naturel, tout en minimisant les déchets ultimes et le risque de prolifération. Opérant à hautes températures, il ouvre la voie à la production d’hydrogène ou au cycle de conversion direct à haut rendement thermodynamique.
Le réacteur proposé s'appuiera sur la technologie hélium développée par ailleurs pour les projets HTR. Ses spécificités sont le combustible et son cycle, le système et sa sûreté. Le cycle du combustible est en rupture avec l'existant, puisqu'on propose de ne pas séparer U et Pu, de ne pas séparer les actinides majeurs (U, Pu) des actinides mineurs (Np, Am, Cm). La conception du cœur (sans couverture fertile) visera l'homogénéité de la production du plutonium et un cycle entretenu par apport d'uranium appauvri. Les premières études ont déjà porté sur le combustible qui devra être dispersé et tenir à haute température (70% de carbures d'uranium et de plutonium, dans une matrice 30% en carbure de silicium). On vise comme conditions de fonctionnement pour l'hélium à l'entrée de turbine : 70 bars et 850°C. Le rendement attendu serait de 70%.

2 CONCEPTS DE REACTEURS A METAUX LIQUIDES :

2-1 SFR – (Sodium-cooled Fast Reactor System) (utilisant du sodium liquide comme Super Phoenix)
LFR – (Lead-cooled Fast Reactor System) un réacteur utilisant du plomb liquide c

Les concepts à métaux liquides, du fait de leur spectre rapide, présentent un fort intérêt dans le contexte du développement durable.
Les réacteurs SFR au sodium bénéficient d'un retour d'expérience considérable et d'un travail important sur des projets visant la diminution des coûts et l'augmentation de la sûreté (EFR, JSFR). L'engagement du Japon comme leader de ce concept et le soutien apporté par la France permettent d'envisager un déploiement industriel dès 2015.
Les réacteurs LFR au plomb présentent certains avantages dans le domaine de la sûreté, mais nécessitent par ailleurs une R&D très importante. Les aléas associés à cette R&D ainsi que l'absence d'un pays leader de premier plan, hypothèquent les perspectives de déploiement de ce concept.

3 CONCEPT DE REACTEUR A SELS FONDUS :

MSR – (Molten Salt Reactor System)

C'est un concept aux caractéristiques inhabituelles, donc mal connues. Le combustible se présente sous la forme d'un mélange liquide de UF4, de ThF4, de fluorure de lithium, de béryllium (éventuellement de sodium et de zirconium), dans lequel les actinides sont dissous.
Dans le schéma proposé par le laboratoire d' OAK RIDGE (ORNL), à l'origine du concept, ce sel combustible pénètre par le bas du cœur à une température d'environ 550°C, le traverse de bas en haut en circulant dans des canaux de graphite, dont l'effet modérateur permet d'obtenir la criticité et la production d'énergie de fission. Le sel joue en même temps le rôle de caloporteur et ressort du cœur à environ 700°C, avant de passer à travers des échangeurs de chaleur. L'énergie thermique est ainsi transférée à un sel caloporteur secondaire, puis via un générateur de vapeur supercritique jusqu'au système de conversion d'énergie, avec un rendement assez élevé (44%).
La circulation d'un combustible liquide offre l'avantage de permettre un retraitement en ligne, ou presque en ligne, extraction des produits de fission et rajout de combustible frais si nécessaire.
Pour la sûreté : un système non pressurisé avec une grande marge avant l'ébullition, absence de réserve de réactivité grâce au traitement en continu, piégeage des produits de fission. En cas d'incident, il est possible de vider le réacteur par simple gravité dans plusieurs réservoirs, où il devient très sous-critique en l'absence de modération par le graphite.
Enfin ce concept paraît optimal pour assurer la surgénération en cycle thorium, dont le bilan neutronique est très serré.

4 CONCEPT DE REACTEUR A EAU A PRESSION SUPERCRITIQUE :

SCWR – (Supercritical Water-cooled Reactor System)

L'eau est utilisée comme caloporteur et modérateur dans la grande majorité des centrales nucléaires actuellement en fonctionnement.
Dans les Réacteurs à Eau Bouillante (REB), l'eau est vaporisée au niveau du combustible nucléaire dans le cœur du réacteur, on parle alors de cycle direct.
Dans les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP), le caloporteur est utilisé pour vaporiser l'eau du circuit secondaire à l'aide de générateurs de vapeur, on parle alors de cycle indirect.
Ces deux types de réacteurs fonctionnent en dessous du point critique de l'eau (221 bars, 374°C), ce qui limite le rendement théorique de Carnot, et donc aussi le rendement net (actuellement 33%).
On peut augmenter ce rendement en dépassant ce point critique : dans ce cas, on ne peut plus distinguer la vapeur du liquide. Les crises d'ébullition qui limitent la puissance spécifique des REB ou des REP n'existent plus. Les propriétés physiques de l'eau, en particulier la chaleur spécifique, qui subissent de fortes variations au voisinage du point critique, permettent d'avoir aussi des réacteurs plus compacts à puissance donnée.
Le CEA participe à une veille active depuis 1999 : il s'est intéressé à un réacteur nucléaire à spectre thermique fonctionnant à 250 bars. Dans les prochaines années, le CEA poursuivra son effort limité de R&D en privilégiant l'étude des versions à spectre rapide. Dans le cadre de GENERATION IV, un plan de R&D a été proposé.

5 CONCEPT DE REACTEUR A GAZ A HAUTE TEMPERATURE :

VHTR – (Very High Temperature Reactor System)

La motivation principale pour le VHTR est la production d'hydrogène par un moyen non polluant, donc à partir de l'eau, car produire de l'hydrogène, à partir de gaz naturel par reformage, est polluant :

Q + CH4 + 2H2O -----> 4H2 + CO2

Aux USA, ce procédé (95%) consomme 5% du gaz naturel et produit 74 millions de tonnes de CO2.
La solution idéale consiste à séparer la molécule d'eau en H2 et O2 par un procédé thermochimique qui requiert 900°C (procédé S-I, soufre–iode) :
H2SO4 -----> H2O + SO3 (400-600°C)
SO3 -----> SO2 +1/2 O2 (800-900°C)
2 HI -----> H2 + I2 (200-400°C)
SO2 + 2 H2O + I2 ---- > H2SO4 + 2 HI aqueux (25-120°C)

Le réacteur VHTR doit produire la chaleur à 1000°C : un VHTR de 600 MWth produirait environ 60 000 t/an de H2 sans émission de gaz à effet de serre.

Au niveau des matériaux pour l'échangeur intermédiaire et pour une longévité raisonnable, les matériaux classiques, y compris les superalliages à base de nickel (Hastelloy X) semblent insuffisants. Les candidats de remplacement seraient des céramiques, ODS (oxyde dispersion strengthened alloys). Concernant les éléments du réacteur, les points à examiner sont les gaines des barres de contrôle, le supportage du cœur, l'enveloppe du cœur, la cuve du réacteur, etc.
• Pour le combustible, il faut essayer de garder une température de fonctionnement inférieure à 1250°C pour du SiC, évoluer vers un enrobage de ZrC permettant des températures plus élevées de 200°C,et viser probablement une combinaison de ces approches.


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voila un lien vers le site d'ou j'ai extrait ces explications:

Génération IV animé par des retrités du CEA.

[canardos]

vous avez sans doute remarqué que les réacteurs à gaz à haute température permettraient de produire de l'hydrogene par thermolyse et donc par un procédé non polluant et non comme actuellement par extraction à partir du gaz naturel avec rejet de CO2.

et comme l'hydrogene est un carburant qui combiné à l'oxygene de l'air donne de la vapeur d'eau, c'est une des pistes écologiques pour remplacer le petrole et le gaz naturel en arretant le rejet de gaz à effet de serre.

il en existe d'autres, l'utilisation de centrales à four solaire, ou bien de bacteries génétiquement modifiées....

CONCEPT DE REACTEUR A GAZ A HAUTE TEMPERATURE :

VHTR – (Very High Temperature Reactor System)

La motivation principale pour le VHTR est la production d'hydrogène par un moyen non polluant, donc à partir de l'eau, car produire de l'hydrogène, à partir de gaz naturel par reformage, est polluant :

Q + CH4 + 2H2O -----> 4H2 + CO2

Aux USA, ce procédé (95%) consomme 5% du gaz naturel et produit 74 millions de tonnes de CO2.
La solution idéale consiste à séparer la molécule d'eau en H2 et O2 par un procédé thermochimique qui requiert 900°C (procédé S-I, soufre–iode) :
H2SO4 -----> H2O + SO3 (400-600°C)
SO3 -----> SO2 +1/2 O2 (800-900°C)
2 HI -----> H2 + I2 (200-400°C)
SO2 + 2 H2O + I2 ---- > H2SO4 + 2 HI aqueux (25-120°C)

Le réacteur VHTR doit produire la chaleur à 1000°C : un VHTR de 600 MWth produirait environ 60 000 t/an de H2 sans émission de gaz à effet de serre.

[canardos]

une dernière précision....

puisqu'il y a plusieurs types tres differents de réacteurs de 4ieme génération, de quel type parlait chirac?

en fait le choix technique n'est pas encore fait.

Vers le milieu de l'année, le Commissariat à l'énergie atomique (CEA), chargé de la réalisation du prototype, devrait choisir l'un des trois concepts sur lesquels il travaille dans le cadre du Forum : le réacteur à très haute température refroidi au gaz (VHTR) ou l'un des deux réacteurs à neutrons rapides refroidis au gaz ou au sodium.

[titi]

en tous cas, ça m'a fait écrire l'équation de chimie pour vérifier !
ça me rajeunit :smile:

[canardos]

j'ai trouvé sur le site du CEA un dossier de presse sur cette 4ieme génération de réacteurs.

je rappelle que le CEA travaille sur trois projets:

- Le VHTR, very high temperature reactor system, réacteur à très haute température (1000°C/1200°C), refroidi à l’hélium, dédié à la production d’hydrogène ou à la cogénération hydrogène/électricité,

- Le GFR, Gas-cooled fast reactor system, réacteur rapide à caloporteur hélium,

- Le SFR, Sodium-cooled fast reactor system, réacteur rapide à caloporteur sodium.

il s'agit de la mise en service en 2020 d'un réacteur de recherche démonstrateur pouvant déboucher sur une application industrielle ne 2040.

pour plus d'explication sur les differents projetsn voila le dossier CEA:

SystemesNucleaireFutur.pdf

[canardos]

un article du Monde:

[center]La crise de l'énergie revigore le futur réacteur nucléaire de 4e génération[/center]

LE MONDE | 24.01.06 |


A quelles formes d'énergie l'humanité fera-t-elle appel pour assurer, dans quelques décennies, les besoins de 9 milliards d'individus ? A toutes, répondent aujourd'hui les experts. Aux renouvelables comme aux plus classiques. "Face au problème de l'énergie et du climat, le temps n'est pas à l'exclusion d'un système d'énergie par rapport à un autre. Tout est bon à prendre. Sans préjugé ni angélisme", insiste Philippe Pradel, directeur de l'énergie nucléaire au Commissariat à l'énergie atomique (CEA), qui rappelle que "d'ici à 2050, la consommation mondiale d'énergie devrait doubler" pour atteindre 20 Gtep (milliards de tonnes équivalent pétrole).


Dans ce contexte, le nucléaire pourrait bien retrouver une place dans le bouquet qui alimentera la planète en énergie. Certains estiment que la capacité électronucléaire mondiale, assurée par quelque 450 réacteurs répartis dans une trentaine de pays, pourrait quadrupler d'ici à 2050. Optimisme du lobby nucléaire ? Peut-être. Reste que quelques pays dont les programmes nucléaires s'étaient ralentis puis arrêtés après les accidents américain de Three Mile Island et ukrainien de Tchernobyl réfléchissent à nouveau à l'atome. A commencer par les Etats-Unis dont l'Energy Policy Act, signé en août 2005 par le président Bush, ouvre la voie à cette forme d'énergie.

Le ministre français de l'économie et des finances, Thierry Breton, devait quant à lui présenter, mardi 24 janvier, à Bruxelles, un texte pour une politique européenne de l'énergie dont Paris souhaite qu'elle n'écarte pas le recours au nucléaire. Les récentes déclarations du président de la Commission européenne, José Manuel Barroso qui estime qu'une telle politique européenne ne doit exclure aucune option, vont dans le même sens. Que dire enfin des propos, tenus le 5 janvier par Jacques Chirac lors des voeux "aux forces vives de la nation", qui laissaient entendre qu'un réacteur prototype de "4e génération" pourrait être mis en service en 2020 ?

Ce projet n'est pas complètement nouveau. Depuis plusieurs années, la France, malgré la crise du nucléaire, maintient, au CEA, une capacité de recherche dans ce domaine. De plus, elle participe à un Forum international, créé en janvier 2000, et qui s'est donné pour objectif de développer ces réacteurs de 4e génération pour remplacer demain une partie des parcs électro-nucléaires actuels.

Dix pays (Etats-Unis, France, Japon, Argentine, Brésil, Canada, Afrique du Sud, Corée du Sud, Suisse et Royaume-Uni) et l'Union européenne appartiennent à ce Forum, que la Chine et la Russie pourraient rejoindre. Son but : étudier six nouvelles filières de réacteurs. Des machines très différentes de l'EPR, le réacteur de 3e génération dont un premier exemplaire sera mis en service en Finlande, à Olkiluoto en 2009, et un deuxième en France à Flamanville (Manche) en 2011-2012.

Les six réacteurs que le Forum se propose d'étudier sont entièrement nouveaux. Trois d'entre eux sont des réacteurs à neutrons rapides refroidis soit par du gaz (hélium ou azote), soit par du sodium liquide — technique déjà explorée par la Françe avec Superphénix —, soit encore par du plomb fondu. Une autre filière concerne un réacteur à très haute température (1 000o C contre environ 300o C pour les réacteurs à eau pressurisée du parc EDF). Deux autres enfin ont trait au réacteur à sels fondus, dont le coeur nucléaire sera liquide, et au réacteur supercritique, dont l'eau de refroidissement est maintenue à des pressions et des températures très élevées.

Derrière ces projets pour lesquels le Forum estime qu'un financement de 6 milliards de dollars sur quinze ans est nécessaire, se profile le remplacement, à partir de 2035-2040, des réacteurs les plus "jeunes" actuellement en service. Mais se profile aussi avec ces machines une autre manière de penser l'énergie. Car, outre la fourniture d'électricité, ces centrales pourront aussi dessaler l'eau de mer, produire de la chaleur et de l'hydrogène. Toutes potentialités qui n'auront de sens que si ces réacteurs de 4e génération sont plus économiques, plus sûrs, moins proliférants, moins gourmands en énergie et capables de se débarrasser d'une partie de leurs déchets.

Pas question bien sûr pour les pays intéressés de développer seuls tous ces filières. La France, pour sa part, n'envisage de mener des recherches que sur les réacteurs rapides à gaz et à sodium ainsi que sur les réacteurs à haute température. De toute façon, les moyens du CEA — 40 à 50 millions d'euros par an et 400 chercheurs —, même épaulés par ceux d'autres organismes et des industriels, ne le permettraient pas. N'est donc prévue, sans doute à Marcoule ou à Cadarache, que la construction — et ce dans un cadre international — d'un réacteur prototype de 200 à 300 mégawatts qui pourrait entrer en service en 2020. Reste à choisir, parmi les trois filières explorées par la France, celle qui sera la bonne et à trouver le milliard d'euros nécessaire au financement de ses sept ans de construction. Ce n'est qu'ensuite, en 2030-2035, qu'un réacteur "tête de série" de taille industrielle (1 500 à 1 600 mégawatts) pourra être envisagé.



Jean-François Augereau

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LEXIQUE

Les réacteurs nucléaires producteurs d'électricité sont regroupés en familles, ou générations, correspondant à des ruptures technologiques.


GÉNÉRATION 1.

Ce sont les premiers réacteurs prototypes (UNGG, Magnox, Fermi, Shippingport) mis en service avant 1970.


GÉNÉRATION 2.

Elle correspond aux réacteurs — à eau pressurisée, bouillante, et à eau lourde — construits entre 1970 et 1995 et actuellement en service.


GÉNÉRATION 3.

Ils prendront le relais à partir de 2010. Il s'agit de machines dérivées des réacteurs actuels, plus sûres, plus économiques et utilisant mieux leur combustible, affirment leurs promoteurs. Plusieurs modèles sont en concurrence : l'EPR européen, l'AP1000 et l'ESBWR américains, etc.


GÉNÉRATION 4.

Ce sont les réacteurs du futur. Ils entreront en service à partir de 2040-2050. Six filières sont actuellement à l'étude.

[canardos]

le CEA lance la construction d'un réacteur de recherche destiné à préparer la construction de réacteurs de 4ieme génération à neutrons rapides:

[center]Le CEA pose la première pierre de son nouveau réacteur de recherche[/center]

AFP | 19.03.2007 |


Le Commissariat à l'énergie atomique pose lundi dans son centre de Cadarache (Bouches-du-Rhône) la première pierre du réacteur de recherche Jules Horowitz, destiné à tester le vieillissement des matériaux mis en oeuvre dans les futures centrales nucléaires.

"On n'avait plus construit un tel outil de recherche dans le monde depuis près de trente ans", s'est félicité jeudi l'administrateur général du CEA Alain Bugat, lors d'une rencontre avec la presse au siège parisien du groupe.

Le réacteur Jules Horowitz, qui porte le nom d'un ancien directeur de la recherche fondamentale du CEA, remplacera l'installation Osiris de Saclay (Essonne) qui atteindra 48 ans, lors de la mise en service en 2014.

Le nouvel outil a une vocation "continentale", a souligné le directeur du projet Daniel Iracane. Il pourrait remplacer les quatre réacteurs de recherche européens encore en service en Belgique, aux Pays-Bas, en Norvège et en République Tchèque, qui s'approchent tous du demi-siècle d'existence.

L'investissement, d'un montant de 500 millions d'euros, est assumé à hauteur de 50% par le CEA. Le solde est fourni par Electricité de France (20%), l'industriel du nucléaire Areva (10%) et par les centres de recherche atomique d'Espagne, de République tchèque, de Belgique et de Finlande (20%).

D'autres partenaires, comme le Canada ou le Japon, pourraient se joindre au projet, réduisant d'autant le montant de la facture supportée par le CEA.

D'une puissance de 100 mégawatts, le RJH va permettre de recréer les environnements physiques et chimiques de toutes les filières de réacteurs, présentes ou projetées. On y étudiera la résistance aux très fortes températures et au bombardement de neutrons des aciers et du zirconium utilisés pour les pièces de structure des centrales et le gainage du combustible.

Les exploitants en attendent de précieuses informations sur d'éventuelles prolongations de l'exploitation des centrales en activité. Si les mécanismes de vieillissement de la cuve du réacteur sont désormais bien compris, il n'en est pas de même pour les parties internes du coeur, a expliqué M. Iracane.

Mais on s'intéressera surtout aux matériaux du futur, comme les céramiques, dont on pourra mesurer les caractéristiques mécaniques dans ces environnements extrêmes. Car, même si la simulation numérique a fait d'énormes progrès, elle ne permet pas de se passer complètement de l'expérimentation réelle.

Lors de la fission nucléaire, les neutrons dégagés viennent percuter les atomes des pièces de structure du réacteur, les déplaçant légèrement à la manière d'une boule de billard et fatiguant le métal à la longue. Dans une centrale du type de celles actuellement exploitées par EdF, chaque atome des pièces de structure est déplacé deux fois par an. Dans Osiris, c'est 5 à 6 fois par an. Dans le RJH, ce sera 15 fois par an. Les matériaux testés y seront donc beaucoup plus sollicités que dans les centrales nucléaires actuelles.

Le RJH a aussi été conçu pour pousser les combustibles nucléaires à leurs limites, en les soumettant à un surcroît de puissance ou en arrêtant leur refroidissement. Le combustible chauffe, la gaine se fissure et le confinement des substances radioactives n'est plus assuré. Osiris permet de telles manipulations, "mais c'est galère", selon M. Iracane. "De telles expériences ont actuellement un coût exorbitant en énergie, en temps et en argent".

Comme les autres réacteurs de recherche, le RJH fabriquera par ailleurs des isotopes radioactifs à courte durée de vie (et donc instockables) utilisés en radiothérapie. Il pourra assurer la production de 25% des besoins européens, proportion pouvant passer à 50% si nécessaire.

[canardos]

jeudi 15 mars 2007,
 
[center]Centrale nucléaire du futur: les surgénérateurs restent la piste privilégiée [/center]

Par Frédéric GARLAN


PARIS (AFP) - Le Commissariat à l'énergie atomique continue de privilégier la piste du réacteur à neutrons rapides pour les futures générations de centrales nucléaires, tout en assurant avoir tiré les leçons de l'échec de Superphénix, fermé en 1997 sous la pression de l'opinion.

Sur les six filières envisagées par les instituts de recherches nucléaires dans le monde, la France entend privilégier celles des surgénérateurs où le sodium est utilisé comme fluide caloriporteur, a indiqué jeudi devant la presse le directeur à l'énergie nucléaire du CEA Philippe Pradel.

Cette option, qui était déjà celle de Superphénix, permet de produire cinquante à cent fois plus d'électricité avec la même quantité d'uranium que les réacteurs actuels. Ces réacteurs permettent aussi d'incinérer une partie de leurs propres déchets, les plus critiques, a fait valoir M. Pradel.

Le choix de la filière surgénérateurs pour la quatrième génération de centrales nucléaires a été acté le 20 décembre par le Comité à l'énergie atomique, l'instance politique pilotant la politique nucléaire de la France.

"Les réacteurs au sodium, c'est la solution qui semble se dégager, de façon tout à fait indépendante, à la fois au Japon et aux Etats-Unis", a relevé l'administrateur général du CEA Alain Bugat.

Pourtant, Superphénix, présenté par ses promoteurs comme le prototype de la centrale électronucléaire du futur, a accumulé les déboires. Les écologistes lui reprochaient notamment l'usage du sodium - un métal qui s'enflamme au contact de l'eau et de l'air - pour évacuer la chaleur produite par le réacteur. Nombre d'incidents de fonctionnement témoignaient également de défauts dans l'ingénierie même du réacteur, faisaient-ils valoir.

"Nous tenons compte des remarques. Si vous voulez nous faire dire que les écologistes peuvent avoir de bonnes remarques, c'est évident", a reconnu M. Bugat, interrogé sur la pertinence des critiques des "Verts".

Pour M. Pradel, l'avantage de cette filière est que "sa faisabilité technique est acquise". Pour autant, le choix en faveur des surgénérateurs implique "d'énormes progrès". "Il va falloir reprendre complètement la conception de ces installations", notamment en ce qui concerne "la maîtrise des risques liés au sodium" où "des progrès importants sont à faire".

Un autre "point faible de cette filière" est la difficulté à assurer la maintenance des installations une fois celles-ci en service, a-t-il reconnu.

Le CEA espère pouvoir disposer d'un prototype d'un tel réacteur, d'une puissance comprise entre 250 et 600 mégawatts (contre 1.200 mW pour Superphénix) pour 2020. Ce qui implique que les options technologiques soient figées en 2012, un délai "très, très tendu", selon M. Bugat.

Parce qu'elle permet de capitaliser sur les acquis de Phénix (qui doit être fermé en 2008) et de Superphénix, cette option est "la plus compatible" avec l'ambition affichée par le gouvernement de disposer d'une centrale nucléaire de quatrième génération d'ici 2040, ont fait valoir les responsables du CEA.

En option de secours, le CEA continue ses études sur les surgénérateurs où un gaz est utilisé comme fluide caloriporteur. Pour valider cette filière, plus innovante, l'organisme de recherche souhaite construire un petit prototype de 50 mW, probablement à l'étranger, en partenariat avec d'autres pays européens.

[canardos]

Simplement pour vous dire que la revue "Clefs CEA n°55" consacrée aux réacteurs de 4ieme génération vient d'etre mise en ligne avec des dizaines d'articles téléchargeables

les systemes nucléaires du futur clefs CEA 55 été 2007

le point sur la question.