LES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES : RAYONNEMENTS IONISANTS ET RISQUES POUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT 4 – Des enjeux de sûreté nouveaux et des objectifs de sûreté à adapter 1. Délai pendant lequel la sûreté peut être assurée sans qu’aucune intervention ne soit nécessaire (par exemple, le délai pendant lequel, en cas de perte totale des alimentations électriques, la sûreté peut être assurée de manière passive en attendant le rétablissement d’une source d’alimentation de secours). 2. Études des systèmes thermohydrauliques de sûreté passifs. 3. Réacteur à haute température. 4. Le combustible MOX est un combustible nucléaire constitué par un mélange d’oxyde d’uranium appauvri et de plutonium. Il peut actuellement être utilisé dans les 24 réacteurs de 900 MWe. En France, le combustible MOX utilise exclusivement du plutonium civil, extrait du combustible irradié. Alors que le site d’implantation d’un nouveau réacteur électronucléaire de puissance est l’un des éléments du projet qui peut, dans une certaine mesure, faire l’objet d’un choix, ce n’est pas le cas pour de nombreux projets de PRM. En effet, en visant en particulier le marché de la production de chaleur pour l’industrie ou le chauffage urbain, le site d’implantation d’un PRM est imposé par la localisation du client à qui il va délivrer son énergie. Aussi, de nombreux projets de PRM ambitionnent de s’implanter sur des sites industriels ou à proximité, voire au sein de zones urbaines. Une implantation près de zones de forte densité de population est envisagée par les porteurs de projet, car ces PRM sont susceptibles de pouvoir atteindre des niveaux de sûreté significativement supérieurs à ceux des gros réacteurs électrogènes actuels. En effet, sur ces PRM, la plus faible puissance à évacuer en cas d’accident permettrait de combiner des systèmes de sûreté passifs et actifs, apportant une meilleure diversification des dispositions de sûreté, des délais de grâce(1) allongés et une meilleure protection des barrières de confinement. Avec le projet de recherche PASTIS(2) (Passive Systems Thermalhydraulic Investigations for Safety), l’ASNR étudie les phénomènes physiques mis en jeu dans les systèmes de sûreté passifs dédiés à l’évacuation de la puissance résiduelle d’un réacteur à eau légère en situations incidentelles ou accidentelles. La plateforme expérimentale a été achevée en 2025 et les expérimentations pourront commencer en 2026. En outre, certaines des nouvelles filières proposées présentent des caractéristiques spécifiques (telles que la performance de confinement intrinsèque des combustibles particuliers des HTR(3) – High Temperature Reactors) qui permettent également de viser une diminution significative des rejets radioactifs en cas d’accident, même les plus graves. Si ces PRM peuvent prétendre a priori atteindre des niveaux de sûreté supérieurs à ceux des réacteurs électrogènes de grande puissance, l’ASNR considère qu’il est nécessaire d’adapter les objectifs de sûreté requis pour pouvoir envisager une telle implantation proche des populations. L’ASNR a donc engagé une réflexion pour définir les objectifs de sûreté renforcés à fixer pour envisager de telles implantations, en tenant compte des attentes sociétales sur le niveau de sûreté des projets de PRM concernés. Le fruit de cette réflexion vient par ailleurs alimenter les travaux d’harmonisation des objectifs de sûreté portés par l’ASNR avec ses homologues européennes dans le cadre de WENRA (Western European Nuclear Regulators Association). 5 – La nécessité d’une vision intégrant le « cycle du combustible » De manière indissociable au développement de ces projets de réacteurs modulaires apparaît le sujet de la disponibilité du combustible nécessaire à leur fonctionnement. Cette disponibilité s’entend non seulement en matière d’existence de moyens de production industrielle des combustibles, mais également en matière de capacité de production (voir tableau 3). Deux porteurs de projet de PRM ont également engagé des échanges techniques avec l’ASNR sur des projets de développement d’une usine de fabrication de leur combustible : ∙Jimmy, concernant un projet d’usine de fabrication de combustible TRISO ; ∙Newcleo, concernant un projet d’usine de fabrication de combustible MOX(4) pour réacteurs à neutrons rapides. Au‑delà du sujet de leur fabrication, l’ASNR souligne également la nécessité de faire agréer les moyens de transport de ces nouveaux combustibles, neufs et usés, et de prévoir le développement des filières de retraitement et de gestion des déchets associés. Les informations relatives à l’instruction des usines de fabrication des combustibles des PRM sont précisées au chapitre 11 du présent rapport. Filière technologique Disponibilité actuelle du combustible spécifique associé Réacteur à eau légère • Capacité industrielle existante Réacteur à neutrons rapides, refroidi au sodium ou au plomb • Capacité de production industrielle de combustibles MOX spécifiques à développer Réacteur à haute température • Aucune capacité industrielle de production de ce type particulier de combustible (TRISO)(*) + • Nécessité de disposer d’uranium enrichi à près de 20 % (HALEU)(**) Réacteur à sel fondu • Aucune capacité industrielle de production de ce type particulier de combustible (mélange d’uranium et de plutonium intégré dans des sels de chlorure) • Nécessité de développer des capacités d’enrichissement du chlore naturel en chlore-37 pour éviter la formation de chlore-36 TABLEAU 3 Présentation des filières technologiques et des combustibles associés envisagés dans les PRM * Le combustible à particules est dit « TRISO » pour TRi‑structural ISOtropic. Le noyau constitué d’oxyde d’uranium, de carbone et d’oxygène est entouré de trois couches isolantes qui servent de première barrière de confinement pour retenir les produits de fission. ** L’uranium de type HALEU (High‑Assay Low‑Enriched Uranium) est enrichi à une teneur en isotope d’uranium-235 plus élevée (elle varie de 5 à 20 %) que l’uranium faiblement enrichi (Low Enriched Uranium – LEU) conventionnel utilisé dans les combustibles des REP. Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025 325 01 05 09 02 06 10 03 07 11 13 04 08 12 A / Z
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