Les réacteurs à haute température qui avaient été étudiés dans les années 1960-1970, notamment en Allemagne et aux Etats-Unis, présentaient les caractéristiques suivantes :

• le combustible était conditionné sous forme de noyaux d’oxyde ou de carbure d’uranium, de plutonium ou de thorium, enrobés de pyrocarbone et de carbure de silicium censés empêcher les produits de fission de s’échapper des sphères de combustible ;

• le gaz caloporteur envisagé était l’hélium, afin d’atteindre des températures de l’ordre de 800 °C pour obtenir un rendement thermodynamique élevé de 40 % ;

• les réacteurs étaient du type à neutrons lents avec en général du graphite comme modérateur.

L'un des intérêts de ces réacteurs est de dépasser de manière significative les niveaux de température auxquels sont limités ceux qui utilisent l'eau, ce qui permet d'envisager des rendements de conversion élevés.

Deux principaux types de réacteurs ont été étudiés au cours des dernières années, les cycles PBMR et GT-MHR, et un troisième, appelé VTHR est envisagé. Toutefois, si les réacteurs eux-mêmes diffèrent sensiblement, les cycles thermodynamiques qui peuvent leur être associés sont à peu près les mêmes.

Les réacteurs PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) sont des réacteurs thermiques à haute température d’une puissance unitaire de 100 MWe utilisant comme combustible des galets d’uranium faiblement enrichi enrobé dans du carbone (qui joue le rôle de modérateur) et recourant à l’hélium comme fluide caloporteur.

Les cycles PBMR ont théoriquement d'excellents rendements, voisins de 50 %. Toutefois, leur réalisation industrielle se heurte à des difficultés technologiques diverses, notamment en terme d'examen sur site du combustible, ce qui fait que les rendements réels sont en fait beaucoup plus faibles. De plus, on ne dispose pas aujourd'hui de turbomachines à hélium de bon rendement. Lancé en Afrique du Sud au début des années 1990 ce concept a été abandonné en 2002.

Étudié par un groupement international dirigé par General Atomics (Etats-Unis), le réacteur GT-MHR (Gas Turbine Modular Helium cooled Reactor) est un réacteur modulaire (unités de 300 MW) refroidi à l’hélium, fonctionnant à haute température et pouvant utiliser des combustibles divers (plutonium, uranium naturel ou enrichi, thorium) conditionnés dans des billes de carbure de silicium. Les différences du GT-MHR par rapport au PBMR sont nombreuses, bien qu’ils soient tous deux des réacteurs à haute température refroidis à l’hélium.

La puissance unitaire du GT-MHR est de 300 MW, compromis entre l’exigence de sûreté intrinsèque, qui suppose une puissance réduite, et la compétitivité économique qui nécessite des économies d’échelle. En tant que combustible, le GT-MHR utilise le même principe que le PBMR, de billes millimétriques de combustibles recouvertes de matériaux réfractaires selon le procédé TRISO. Toutefois, au lieu d’être agglomérées sous forme de galets, les billes le sont sous la forme de petits cylindres de quelques centimètres de hauteur, les cylindres étant eux-mêmes mis sous forme d'éléments combustibles en graphite de forme prismatique. Ce procédé permet une meilleure connaissance de la localisation du combustible et autorise une puissance unitaire plus élevée que pour le PBMR. Il réduit aussi d'un facteur 5 à 10 les pertes de charge dans le réacteur.

Pour contrôler la réaction en chaîne, le GT-MHR dispose de barres de contrôle pouvant être suppléées par un système d’injection par gravité de particules de bore. Par ailleurs, en cas d’avaries sur ces deux systèmes actifs, les concepteurs prévoient que le réacteur pourra se refroidir par lui-même, grâce à un transfert de chaleur par conduction aux parois de la cuve, elles-mêmes supportant une circulation d’eau. Enfin, la structure en béton est censée absorber la chaleur et la transmettre par conduction au sous-sol environnant, le réacteur étant enterré. Les concepteurs du GT-MHR assurent que la température du combustible restera inférieure à 1600 °C, température limite pour la stabilité des matériaux utilisés pour la fabrication des billes millimétriques, y compris en cas de dépressurisation du réacteur. Le GT-MHR est sensé atteindre un rendement thermique de 48 %. Les arrêts pour rechargement sont programmés tous les 18 mois, avec un remplacement de la moitié des éléments combustibles.

Le réacteur à très haute température VHTR se situe dans la lignée du réacteur modulaire du type GT-MHR. Il s’en distingue par une température largement supérieure, puisque la température du gaz caloporteur devrait atteindre 1000 à 1100 °C.

Le combustible des réacteurs VHTR est conçu selon les mêmes principes que celui des réacteurs à haute température, avec un conditionnement sous la forme de billes millimétriques agglomérées sous la forme de cylindres insérés ensuite dans les éléments combustibles. Le VHTR devrait utiliser l’hélium comme réfrigérant, la température du gaz en sortie de cuve du réacteur atteignant 1000 °C. Un objectif prioritaire du VHTR est qu’il puisse brûler son combustible avec une efficacité beaucoup plus élevée que les réacteurs actuels.

D’un rendement thermique élevé, le VHTR aurait une puissance unitaire de 600 MWe. Le VHTR devait au départ brûler essentiellement un mélange d’uranium hautement enrichi et de thorium. L’objectif, aujourd’hui, est explicitement que ce réacteur puisse non seulement brûler de l’uranium faiblement enrichi, mais aussi incinérer du plutonium et des mélanges de plutonium avec certains actinides mineurs. Contestée par certains experts, cette capacité permettrait une reprise des déchets issus des réacteurs REP.

Pour réussir à les faire fonctionner, de multiples problèmes technologiques devront avoir été résolus, en particulier la mise au point de matériaux capables de résister à de très hautes températures. 

Les nouveaux marchés ouverts par le VHTR devraient être multiples. De nombreux procédés industriels s’effectuent en effet à haute température : la fabrication du ciment, du verre, de l’acier, la gazéification du charbon et la thermochimie.

Toutefois, compte tenu de l’inertie des processus industriels et des espoirs placés dans le développement de combustibles pour les transports, l’application principale du VHTR serait la production d’hydrogène.

Un des cycles à gaz les plus intéressants est le cycle de Brayton à hélium, avec régénération et compressions et détentes étagées :

Dans l'exemple ci-dessous, un débit de 140 kg/s d'hélium comprimé à 70 bars entre dans un régénérateur, dont il sort à 550 °C environ (2) avant de refroidir le cœur du réacteur, dont il sort à 900 °C (3) et à 67,4 bars. Ce flux est détendu dans une turbine servant à entraîner le compresseur HP, avant d'entrer dans une seconde turbine MP, équilibrée avec le compresseur BP. L'helium est enfin détendu jusqu'à 26 bars et 559 °C environ (6) dans la turbine BP qui produit la puissance utile. Le cycle est refermé par refroidissement de l'hélium en deux étapes (régénération puis refroidissement à 28 °C environ), suivi d'une compression bi-étagée avec refroidissement intermédiaire. Dans cet exemple, les rendements polytropiques des turbomachines sont supposés égaux à 0,9, ainsi que l'efficacité du régénérateur, ce qui justifie en partie le rendement très élevé (48 %).

Comme nous l'avons indiqué plus haut, un tel cycle se heurte cependant à des difficultés technologiques importantes, aucune expérience industrielle n'existant dans le développement des turbomachines à hélium.

Des cycles au CO2 supercritique ont été proposés pour remplacer les cycles à hélium des réacteurs HTR. Ils font l'objet d'une fiche thématique spécifique.

Le haut niveau de température atteint dans les réacteurs HTR permet d'envisager de réaliser des cycles combinés ou des installations de cogénération lorsque des besoins en chaleur importants existent.

La référence (GOSSET et al., 2005) la présentation d'un concept de cycle combiné et de cogénération à haut rendement développé par Areva sur la base d'un réacteur GT-MHR. Ce cycle a été optimisé avec Thermoptim.

Les considérations qui président à la sélection des cycles sont multiples. Bien évidemment le rendement intrinsèque du cycle est fondamental, mais la faisabilité technologique ne l'est pas moins. C'est ce qui a conduit Areva à choisir pour ses réacteurs HTR-VHTR un cycle combiné utilisant un mélange hélium-azote (20-80% en masse) plutôt que de l'hélium pur, du fait de l'expérience considérable accumulée depuis plusieurs décennies sur les turbines à gaz à air.

En 2002, elle a optimisé avec Thermoptim un cycle combiné associé à un réacteur HTR (figure ci-dessous). Des variantes de ce cycle permettent de fournir de la vapeur surchauffée à 110 bars à partir d’eau à 120 °C pour certaines applications de cogénération, pour des puissances de 50 à 300 MW. Le rendement annoncé par Areva en production d’électricité seule est 47 %, mais celui qui est en réalité visé est 50 %, sans aucun développement technologique particulier en dehors de l'échangeur intermédiaire IHX.

Le circuit gaz (mélange d’hélium et d’azote) est composé d’un échangeur IHX (intermediate heat exchanger) qui permet le transfert de l’énergie du fluide caloporteur (hélium) réchauffé dans le cœur du réacteur nucléaire au fluide du circuit gaz. Une différence de température de l’ordre de 50°C, entre l’entrée du fluide chaud et la sortie du fluide froid, est souhaitable afin de maintenir la surface de cet échangeur dans une gamme de valeurs raisonnables.

Avant de passer dans l’échangeur IHX, le gaz est préalablement comprimé par un compresseur à une pression comprise entre 55 et 70 bars, cette dernière valeur de 70 bars étant une valeur maximale pour des raisons de résistance des matériaux. En sortie d’échangeur, le gaz est détendu jusqu’à environ 40 bars dans une turbine et ressort à une température encore relativement élevée (de l’ordre de 600°C). Il est ensuite refroidi dans un échangeur, puis redirigé vers le compresseur. Le cycle thermodynamique retenu utilise l’enthalpie disponible dans cet échangeur pour faire fonctionner un cycle vapeur et obtenir ainsi un cycle combiné.

La composition du gaz pour le cas de référence contient 20% d’hélium et 80% d’azote (en masse). La température du gaz à l’entrée de l’échangeur IHX (donc à la sortie du compresseur) est de 300°C et sa pression de 55 bars. La température du gaz à la sortie de l’échangeur IHX est de 800°C et sa pression de 55 bars. Cette température résulte d’un différentiel de 50°C choisi sur l’échangeur IHX. Cette dernière température ne doit impérativement pas dépasser 325°C compte tenu de certaines contraintes liées à la résistance des matériaux.

Le circuit vapeur proposé comporte trois turbines successives (haute, moyenne et basse pression). La vapeur surchauffée disponible à l’entrée de la turbine HP passe par un économiseur qui échauffe le liquide, un vaporiseur qui vaporise l’eau et un surchauffeur. Deux resurchauffes sont prévues à l’entrée des turbines MP et BP.

Des variantes de ce cycle adaptées à la cogénération ont aussi été optimisées par Areva avec Thermoptim (figure ci-dessous).

Cycle combiné à deux niveaux de pression avec cycle de Brayton à hélium

Un exemple de cycle combiné (moins industriel mais plus théorique) peut être construit à partir du cas présenté ci-dessus comme illustration des performances des cycles de Brayton à régénération à hélium, en supprimant le régénérateur et en introduisant un cycle à vapeur à deux niveaux de pression (120 et 10 bars, surchauffe HP et BP à 500 et 300 °C). Comme le montre le synoptique ci-dessous, l'efficacité du cycle passe de 48 à 52,5 %.

 Il n'y a pas de fiche-guide de TD traitant de ce cycle.

A titre d'exercice vous pouvez modéliser le cycle HTR présenté ci-dessus. Son corrigé succinct vous fournira les fichiers Thermoptim correspondants.

Une exploration dirigée permet d'étudier un cycle de Brayton à mélange d'hélium et d'azote avec échangeur intermédiaire.

V. DOSTAL, M.J. DRISCOLL, P. HEJZLAR, N.E. TODREAS, A Supercritical CO2 Gas Turbine Power Cycle For Next-Generation Nuclear Reactors, Proc. ICONE-10, Arlington, Virginia, April 14-18, 2003.

J. GOSSET, R. GICQUEL, M. LECOMTE, D. QUEIROS-CONDE, Optimal design of the structure and settings of nuclear HTR thermodynamic cycles, International Journal of Thermal Sciences, 44, 2005, pp. 1169-1179

P. PRADEL, La R&D sur les filières nucléaires actuelles et futures : enjeux et perspectives, Réalités Industrielles, Annales des Mines, ISSN 1148.7941, Fev. 2007, pp. 23-30.

P. F. PETERSON, Multiple-reheat Brayton cycles for nuclear power conversion with molten coolants, Nuclear Technology, Vol. 144, Numbre 3, Dec. 2003, pp. 279-288.

T. SCHULENBERG, H. WIDER, M. A. FÜTTERER, Electricity Production in Nuclear Power Plants – Rankine vs. Brayton Cycles, ANS/ENS International Winter Meeting (Global 2003), nov. 2003, New Orleans La, USA.