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Le CEA et Bouygues Construction ont annoncé le 26 juin 2012, la signature d'un accord de collaboration pour les études de conception du génie civil du prototype de réacteur de 4ème génération ASTRID.
ASTRID, - pour Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration - , est un prototype de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium d'une puissance de 600 MWe. Ce démonstrateur industriel remplit les critères de la quatrième génération, en rupture technologique avec à tout ce qui s'est fait jusqu'alors.
Prévue par la loi du 28 juin 2006 sur la gestion durable des matières et des déchets nucléaires, ainsi que par la convention État-CEA signée le 9 septembre 2010, la conception du prototype ASTRID est confiée à la Direction de l'énergie nucléaire du CEA, avec un objectif de mise en service à l'horizon 2020. Pour la phase d'études, qui se poursuivra jusqu'en 2017, le CEA indique réunir "les meilleures compétences qui seront le garant du succès de la conception d'ASTRID."
La conception d'ASTRID
Le CEA est responsable de l'architecture d'ensemble du réacteur, de son cœur et de son combustible, et d'autres lots spécifiques sont confiés à des partenaires industriels. Cette stratégie vise à intégrer, dès la phase de conception, le retour d'expérience industrielle (notamment la faisabilité et la constructibilité ainsi que l'ensemble des préoccupations de l'industrie), mais également à garantir le meilleur niveau d'innovation dans tous les domaines intéressant ce prototype.
C'est dans ce cadre que s'inscrit la collaboration entre le CEA et Bouygues Construction. Elle permet de croiser les apports des équipes de R&D du CEA avec les compétences et l'expérience de Bouygues Construction dans le domaine du génie civil nucléaire. Concrètement la collaboration porte sur le génie civil, avec comme objectif d'évaluer les différentes options de conception de l'îlot nucléaire, poursuivant la R&D sur les bétons de structure.
Cet accord vient compléter un ensemble de partenariats industriels : avec Areva NP (chaudière, le contrôle commande et les auxiliaires nucléaires), EDF (assistance à maîtrise d'ouvrage, retour d'expérience d'exploitation, études de sûreté), Alstom Power Systems (système de conversion d'énergie eau-vapeur et gaz), Comex Nucléaire (innovations sur robotique et manutention), Jacobs France (moyens communs et infrastructures) et Toshiba (pompes électromagnétiques de grande taille). Enfin un Mémorandum d'entente a été signé avec les britanniques Rolls Royce et Amec.
Ainsi, le projet ASTRID implique déjà environ 500 personnes, dont près de la moitié chez les partenaires industriels.
Astrid est un projet ambitieux qui participe au développement d'une filière de réacteur à neutrons rapides de quatrième génération. Celle-ci permettra selon le CEA "de mieux répondre aux contraintes de sécurité d'approvisionnement et d'indépendance énergétique, mais aussi aux contraintes environnementales grâce à une meilleure exploitation de la ressource en uranium, au multirecyclage du plutonium, et la minimisation de la production de déchets, sans émission de gaz à effet de serre."
Génération IV : de nouveaux concepts
Le principe fondateur du Forum international Generation IV est de mettre en synergie les recherches et développements, afin de concevoir les réacteurs nucléaires qui pourraient être exploités industriellement à partir de 2040. Les pays membres se sont accordés sur les atouts de l'énergie nucléaire, d'une part pour satisfaire les besoins croissants en énergie dans le monde, d'autre part pour garantir le développement durable et prendre en compte les changements climatiques.
Aujourd'hui, les membres de ce forum sont : l'Afrique du Sud, l'Argentine, le Brésil, le Canada, la Chine, les Etats-Unis, Euratom, la France, le Japon, la République de Corée du Sud, le Royaume-Uni, la Russie et la Suisse.
Compte tenu des besoins variés et des contextes particuliers à chaque nation, il ne peut exister un système unique de réacteur nucléaire de quatrième génération. En 2002, six technologies ont été retenues, présentant toutes des avancées notables en matière de développement énergétique durable, de compétitivité économique, de sûreté et de fiabilité, de résistance à la prolifération et aux agressions externes. Ce sont :
1 - VHTR (Very High Temperature Reactor) Réacteur à très haute température (1 000°C/1 200°C), refroidi à l'hélium, dédié à la productiond'hydrogène ou à la cogénération hydrogène/électricité ;
2 - GFR (Gas-cooled Fast Reactor) Réacteur rapide à caloporteur hélium ;
3 - SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) Réacteur rapide à caloporteur sodium ;
4 - LFR (Lead-cooled Fast Reactor) Réacteur rapide à caloporteur alliage de plomb ;
5 - SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor) Réacteur à eau supercritique ;
6 - MSR (Molten Salt Reactor) Réacteur à sels fondus.
En France, le CEA travaille sur deux filières : le réacteur à neutrons rapides et caloporteur sodium (RNR-Na ou SFR) et le réacteur à neutrons rapides et caloporteur gaz (RNR-G ou GFR, dans ce cas le gaz est l'hélium). La technologie des réacteurs nucléaires à neutrons rapides permet d'utiliser les réserves d'uranium (estimées à 60 ans actuellement) pendant plusieurs milliers d'années. Ainsi, le CEA s'est engagé sur la conception d'un prototype innovant de réacteur refroidi au sodium. L'objectif est de préparer le déploiement industriel d'une telle filière dans le parc français à l'horizon 2040, en privilégiant des recherches en innovations.
Les matériaux devront être particulièrement résistants à de très hautes températures (de l'ordre de 550°C pour le premier et de 850°C pour le second). Ainsi, des études portent sur des aciers spéciaux et de la céramique composite, ainsi que sur la nanostructuration de ces matériaux. Des matrices céramique sont testées pour remplacer les gaines, elles présentent l'avantage d'une meilleure conductivité thermique et sont capables de supporter des températures très élevées.
Pour mener à bien ces recherches, les scientifiques ont recours à des réacteurs expérimentaux comme Osiris à Saclay près de Paris et bientôt, dès 2014, le réacteur Jules Horowitz (RJH) à Cadarache près de Marseille.
Côté combustible, pour chaque filière, des études sont lancées pour déterminer les caractéristiques, la géométrie du coeur de réacteur et les matériaux. Les réacteurs en fonctionnement utilisent des pastilles composées de poudre d'uranium enrichi (de l'oxyde d'uranium), comprimée et cuite au four. Les pastilles sont empilées dans des gaines, appelées aussi crayons de combustible.
Pour cette génération, les oxydes d‘uranium pourraient être remplacés par des nitrures ou carbures d'uranium, qui prennent la forme de particules, bâtonnets ou anneaux. Selon les chercheurs, l'année 2012 sera une première échéance, l'occasion de dresser un bilan sur les premières expérimentations, les recherches sur les combustibles et les matériaux, les technologies innovantes. Un seul prototype sera construit en 2020, au vu de ces résultats et selon la décision du gouvernement ; avec pour objectif plus de performance, plus de sûreté, plus d'économie, limitant les risques de prolifération et la quantité de déchets produits.
Du sodium à manier avec précaution
Le sodium utilisé comme fluide caloporteur est chaud (au minimum 180 °C, et 550 °C dans le cœur) et opaque, ce qui ne facilite pas l'inspection des installations en fonctionnement. En conséquence, il est nécessaire de développer des capteurs spéciaux, à ultrasons par exemple, pour pouvoir effectuer des inspections sans devoir évacuer le sodium, une opération longue et délicate qui grève lourdement la disponibilité d’une telle installation.
Pour finir, il faut savoir que le sodium est un métal hautement inflammable avec l'eau ou l'air.
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