Quels sont les SMR d’avenir en 2021?

Hello Air France

J’ai réalisé une petite étude/ état des lieux sur les SMR lorsque le sujet à pop dans l’actualité, d’abord à destination de mon entourage, pour un forum que je fréquente et un mini think tank, mais en lurckant pas mal sur le forum je me suis dit que le sujet avait le potentiel pour intéresser aussi les gens ici.

Je vous le copie/colle en dessous mais la version à jour sera sur le Google Doc:

[https://docs.google.com/document/d/1NLwgZtQfcHAJUlbvth7JiP8F42Usc-tQ/edit?usp=sharing&ouid=109659748747446577926&rtpof=true&sd=true](https://docs.google.com/document/d/1NLwgZtQfcHAJUlbvth7JiP8F42Usc-tQ/edit?usp=sharing&ouid=109659748747446577926&rtpof=true&sd=true)

Attention, j’ai traduit/vulgarisé les infos que j’ai trouvé dans les documents cités, mais je ne suis pas expert et il m’arrive de raconter des conneries, n’hésitez pas à souligner quand vous repérez une erreur ou inexactitude! Merci!

# Etat des lieux SMR

Sources basés principalement sur “Advances in Small Modular Reactor Technology Developments, A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS), 2020 [https://aris.iaea.org/](https://aris.iaea.org/), Small Modular Reactors: Challenges and Opportunities © OECD 2021 NUCLEAR ENERGY AGENCY ORGANISATION FOR ECONOMIC CO-OPERATION AND DEVELOPMENT et wikipedia.

## Intro

Aujourd’hui on entend pour la première fois parler de SMR dans le débat public et la façon dont le sujet est discuté est assez surprenant. On en parle comme une seule technologie que l’on pourrait comparer à l’EPR par exemple.

C’est extrêmement faux : l’EPR est un design bien précis de réacteur avec des caractéristiques bien définies.

Voici la liste des SMR recensés en 2020 dans le monde : regardez juste la colonne puissance (output MW(e))

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https://preview.redd.it/k5cuvq8wilw71.png?width=1214&format=png&auto=webp&s=2250058d9650e6d12605bdb3fa3c695b591b1d66

https://preview.redd.it/ggetmr8wilw71.png?width=1206&format=png&auto=webp&s=32609ccd0c5725387adc82c99a328ffb94c681d3

https://preview.redd.it/s4sfkq8wilw71.png?width=1308&format=png&auto=webp&s=8569e47f2b0f64df5d752964d5ebbbfa9dfa1415

ALLO? CA VA de 1,5 à 400 MW

C’est le premier truc à comprendre sur les SMR, c’est que c’est un mot qui regroupe une jungle extrêmement large et variée :

* La taille va de celle d’une demi-tranche de réacteur de Fessenheim (450MW) à une éolienne moyenne (1,5MW) – on parle d’ailleurs de MMR (Micro Modular Reactor)
* La maturité des projets va de quelques chercheurs encore en étude préliminaire à des Russes en train de démanteler un SMR après usage
* Les ambitions vont d’alimenter une mine ou une île isolée à devenir le moyen de production n1 sur les réseaux électriques
* Des projets privés, des projets publics
* Des technologies qui vont du cycle Thorium, aux gaz-très-hautes-température, jusqu’aux réacteurs à eau bouillante à la Chernobyl en passant bien sûr par le très classique eau pressurisée que l’on retrouve dans 90% des réacteurs au monde.
* Des problématiques différentes qui sont priorisés : la sécurité, la minimisation de déchets, des usages off-grid, la production à la chaîne, la valorisation de combustibles non utilisés etc
* Des objectifs différents : production uniquement de chaleur, uniquement d’électricité, production d’hydrogène ou différents mix
* En points commun cependant, on retrouve quasiment tout le temps les caractéristiques attendues des réacteurs de génération III et plus, c’est à dire l’utilisation de systèmes de sécurité passive (=aucune action requise en cas d’accident), et une impossibilité physique pour un acteur malveillant de faire autre chose que éteindre la centrale.

Déjà si vous avez ces quelques points, vous êtes équipés d’un formidable détecteur à mogols puisque tous ceux qui encensent ou rejettent tous les SMR d’un bloc en général ne savent pas de quoi ils parlent.

## Les différentes technos

Je vais vous résumer les grandes familles de techno qui sont étudiés pour des SMR :

## Eau pressurisée

C’est la techno utilisée par la quasi-totalité des réacteurs dans le monde et sans surprise on la retrouve en masse dans les SMR car c’est simplement celle que l’on maîtrise le mieux.Le principe de base : on utilise de l’uranium un peu enrichi, vers 3 à 5% (rappel : Uranium naturel c’est 0,7% de U235 et 99,3% de U238, pour faire des bombes c’est > 90% de U235)Pour vulgariser la physique : Quand l’U235 chope un neutron à basse énergie (thermique soit < 1eV) il va fissionner en émettant 3 neutrons à haute énergie (~10^7 eV) qu’il faut ralentir pour pouvoir casser un autre U235 avant que le neutron soit absorbé par un atome de U238 ou de n’importe quoi d’autre.On utilise l’eau en tant que modérateur (le truc qui ralenti les neutrons) car c’est déjà un excellent modérateur et ce n’est pas cher, et en tant que liquide caloporteur dans un circuit primaire, isolé et sous haute pression (l’eau ne change pas de phase et reste liquide même à haute température). L’eau ralentit moins les neutrons quand elle chauffe donc on a une autorégulation physique de la réaction.Variante Canadienne : Uranium naturel non enrichi + Eau lourde, aka CANDU : au lieu d’eau légère (= eau normale, = light water d’où l’abréviation LWR pour Light Water Reactor), on utilise de l’eau avec un fort taux de Deuterium (1 proton+ 1 neutron) à la place de l’hydrogène vanilla (1 proton), d’où l’appellation Heavy Water Reactor (HWR).L’eau lourde est un meilleur modérateur donc a priori ça permet d’utiliser de l’U moins enrichi, mais ça coûte plus cher.Ici pas de grande différence entre les grosses centrales actuelles et la plupart des projets SMR à part la taille. On note que des SMR sont déjà utilisés sur les sous-marins et porte-avions nucléaires même si ceux-ci utilisent souvent des taux d’enrichissement largement > 5% (car ça permet de plus miniaturiser) mais c’est l’armée. La plupart des projets utilisent un enrichissement à 4.95% (à vérifier mais j’imagine une limite réglementaire avec l’Uranium à plus de 5%).

**Défauts** :

* On ne peut pas faire de très haute température (on verra plus tard à quoi ce peut servir)
* Il faut de l’uranium enrichi et c’est sans conteste l’activité la plus surveillée du monde
* On utilise en tant que combustible seulement les 0,7% de U235 présents dans le minerai d’U (à part recyclage dans du MOX mais EDF est le seul à faire ça). Ce n’est pas un énorme défaut vu le prix au plancher de l’uranium, mais plus tard ?
* On utilise des circuits à très haute pression ce qui peut poser des problèmes

**Props** :

* On sait en faire
* Ça marche et ce n’est relativement pas si cher

Variante 2 : Je vois que les Russes ont encore en design des réacteurs à Eau bouillante. Donc avec l’eau du circuit primaire qui est moins sous pression et passe en vapeur. Avantage : moins cher. Défaut : ça rappelle les heures les plus sombres de notre histoire nucléaire.Il y a aussi plusieurs designs, quasiment uniquement Russe, de centrale flottante. Je ne me suis pas renseigné plus que ça sur le sujet donc je zape.

**Maturité** : en production ou presque

**Les plus avancés** : la startup Américaine NuScale, les Russes

## Haute-température refroidissement au gaz (HTGR)

Utiliser l’eau pose problème car on ne peut pas trop monter en température car on est rapidement bloqué par la pression énorme dans le circuit primaire, donc des tentatives sont faites pour utiliser autre chose.

La combinaison de gaz et d’un modérateur solide, le graphite est la plus avancée.

Sur un PWR l’eau remplit à la fois le rôle de modérateur et de caloporteur, ici il faut donc deux éléments différents, le Graphite en tant que modérateur et l’Hélium en caloporteur pour la remplacer.Puisque à la fois le graphite et l’U sont solides, la stratégie adoptée pour que les deux puissent interagir à proximité tout en permettant la circulation du gaz consiste à faire des petit M&M’s avec un cœur uranium et un enrobage graphite; qui est en fait en 3 ou + couches (On appelle ce combustible du TRISO). Il y a des couches capables de faire éponge pour supporter la déformation avec la chaleur et résister à toutes les conditions pour contenir les déchets radioactifs à l’intérieur, déjà scellés.

Ce n’est pas la seule configuration mais la plus commune.Un gaz neutre et pas problématique (Hélium en général) passe pour faire la circulation entre les pastilles de TRISO qui chauffent fort, et entre un échangeur thermique (vers un autre circuit d’eau pour faire de la vapeur et turbiner, en général, ou pour d’autres usages).

**Props**:

* Refroidissement au gaz donc pas de changement de phase, adieu les problèmes de pression
* Possibilité de monter vers les 900° en température, ce qui débloque de nouvelles possibilités industrielles importantes, sinon réservés aux fossiles, notamment la génération d’hydrogène sans électricité.
* Haute température = haut rendement
* Les déchets radioactifs sont déjà emballés dans leur pastille et facilitent leur gestion

**Slops** :

* Préparer tes pastilles de combustibles devient presque aussi relou que construire ta centrale
* Seul la Chine et le Japon maîtrisent
* Toujours besoin d’Uranium enrichi, pas de perspective pour utiliser autre chose que l’uranium 235
* Généralement besoin de circulation active ce qui peut être un problème niveau sécurité

Maturité : réacteurs de démonstration opérationnels

Les plus avancés : Japon, Chine

Bonus : les usages qui sont débloqués selon les températures. Vous voyez l’intérêt de « plus chaud » est pas seulement plus rentable. Ça débloque aussi de nouveaux arbres technologiques.

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## Metal liquide neutrons rapide (LMFR)

Vous vous souvenez quand je disais plus haut qu’il fallait ralentir (modérer) les neutrons pour permettre de nouvelles fissions de l’U235 ? On peut faire sans.Déjà un U235 peut fissionner avec un neutron rapide, c’est juste presque 1000x plus rare. Mais c’est surtout que les neutrons finissent par être capturés par l’U238, qui en temps normal est problématique puisque on aura pas assez de neutrons pour continuer la fission du U235.

Mais un atome de U238 qui capture un neutron devient donc de l’U239, mais comme il est instable et il va faire deux désintégrations beta- en 20 minute (en Neptunium 239) puis quelques jours pour devenir du Plutonium 239, et là on parle, car non seulement le Pu est fissile et pourra dégager de l’énergie et des neutrons pour continuer le process, mais il a de meilleurs chances (cross-section) de fission avec les neutrons rapides et il est possible de continuer la chaîne.

Avec des neutrons rapides les proba de fission sont moindre, mais celles d’absorption sont encore en dessous, on a donc une meilleure ration fission/absorption ce qui permet de continuer le cycle… qui peut donc durer très longtemps vu la quantité de U238 qui se transforme lentement en Pu239.

On voit qu’il faut deux neutrons au lieu d’un pour produire une fission, qui en relâchera 3. Il faut donc ne pas perdre trop de neutrons en cours de route pour entretenir le cycle donc ciao l’eau légère qui a tendance à en absorber, et bienvenue le Sodium ou le Plomb.

Ces deux derniers n’ont pas l’air super liquide comme ça mais c‘est juste parce que vous ne les avez pas vus à 500°. Ils ne font pas modérateur car on veut garder les neutrons à haute énergie ici, au contraire ils sont choisis car ils sont très stables, interagissent peu avec les neutrons et sont de bon conducteur thermique.

**Props :**

* Pas besoin de refill pendant 20, voir jusqu’à 40 ans (au lieu des 18-24 mois)
* 200x moins d’uranium à sortir du sol par Wh produit
* On en a déjà construit et ça marchait : EBR-1 aux US, Phenix & Superphénix (RIP) (au sodium et pas au plomb)
* Le cœur du réacteur est à pression atmo ou presque -> secure
* Les neutrons rapides fument la plupart des déchets lourds (actinides), donc très peu de matière pénible à réger

**Slops** :

* Il faut des grosses quantités de matériaux fissiles, souvent du Plut pour lancer le cycle et ca pousse pas sur les arbres
* Moins rentable économiquement que les LWR tant que l’Uranium est cheap

## Sels fondus

Catégorie où je vais vous parler du Thorium pour traiter le sujet mais il existe aussi des cycles Uranium, car comme vous verrez la distinction entre cette catégorie et la première est parfois entrelacée.

Encore une fois je n’ai pas tous les détails et je prends avec plaisir vos retours.

Je n’en ai pas parlé sur le passage avec le Plomb fondu mais une des caractéristiques intéressantes des métaux fondu c’est que c’est un très bon stockage d’énergie. Pas mal de designs de réacteur à sels fondus disposent d’une chambre pour stocker ces fluides à très haute température, qui peuvent ainsi être passés dans un échangeur thermique et turbinée plus tard selon les besoins.

C’est très intéressant car je n’avais pas parlé de contrôle de puissance, mais les réacteurs actuels à eau légère peuvent permettre de modifier relativement assez vite leur output de puissance si c’est prévu – et c’est le cas de ceux d’EDF. Variation de + ou – 5% sur 30 minutes, ce n’est pas fou comparé au gaz mais c’est en ligne avec les performances du charbon.

Mais les cycles U238-Pu239 ou le cycle Thorium que on va voir (Th232-U233 pour les curieux) ne permettent pas de contrôler en temps réel la puissance pour (je crois) deux raisons : pas de modérateur qui permet d’accélérer la réaction (il est toujours possible d’introduire un neutron-killer pour la ralentir néanmoins) et surtout le matériel de base va prendre plusieurs jours pour se transformer en combustible, ce n’est pas pas optimal si jamais il faut absolument envoyer la sauce dans 30 minutes.

Bref les “breeder reactors” sont des réacteurs qui ont intérêt, encore plus que les LWR, à juste ronronner tranquillement à leur puissance nominale 100% du temps.

Pour permettre de faire du suivi de charge, on a introduit du stockage sous forme de chaleur qui peut se conserver relativement longtemps et d’une densité énergétique très sérieuse. On retrouve donc avec pas mal de designs qui ont une boucle vapeur-turbine surdimensionnée par rapport à la puissance nominale du cœur et c’est cool : on peut stocker de la chaleur quand la demande est faible et envoyer >100% de la puissance quand la demande revient.

SI le stockage thermique sous forme de sels fondu n’est pas intéressant quand il est électrique-thermique-électrique puisque on a une perte de 60-70% sur le dernier cycle, on a plus cette perte si on utilise directement la chaleur. Ça devient la façon la plus efficace de stocker de l’énergie.

Bref, l’avenir du stockage d’énergie pour lisser la production des renouvelable est peut-être aussi dans le nucléaire.

Avec un petit schéma ça va mieux (design de Réacteur Th+U / graphite à Sels fondus Chinois, 170MW en cours d’étude)

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De prime abord, le Thorium est très similaire à l’Uranium 238 : il va capturer un neutron et en quelques dizaine de minutes se transformer par beta- en Proactinium 233, qui refait une désintégration béta- pour devenir de l’Uranium 233 (on vois la similarité avec l’U238 qui se transforme en Pu239).

On ne trouve plus de cet isotope 233 de l’U à l’état naturel dans le monde mais c’est un formidable matériel fissile. Il est meilleur que le Plut 239 dans le spectre thermique (neutrons lents) donc on l’uutilise en rénéral avec un modérateur, souvent du graphite (Oui on évite l’eau quand ton sel fondu à base de Fluor et autres conneries est fortement réactif avec).

Cependant contrairement à l’Uranium, le Thorium est 0% fissile à l’état naturel, il faut donc rajouter de la matière fissile initialement, notamment du Plutonium issu des « déchets* » nucléaire ou de l’uranium raffiné.

* : c’est un déchet dans certains pays car il n’est pas valorisé, mais en France on remet la plupart dans du MOX et ça repart en centrale.

**Props** :

* Re-utilise du combustible usé
* Utilise du Thorium et on en trouve partout y’a de quoi alimenter en énergie avec 10x le niveau des Américains toute l’humanité en creusant dans ton jardin.
* Stockage d’énergie et suivi de charge possible avec les sels fondus

**Défauts**:

* Même pas un réacteur expérimental. Quelques tests scientifiques ont été faits mais on n’a rien de sérieux en construction.
* Rentabilité économique face aux LWR
* Byproduct de l’uranium232 en faible quantité qui est pénible, mais un atout pour la prolifération
* Il faut des TONNES de plutonium239 ou U235 pour démarrer le cycle, qui ensuite peut se maintenir en rajoutant juste du thorium

## Autres

Il existe pas mal d’autres design qui ne rentre pas de ces catégories :

Des designs de réacteur haute-température-gaz mais à neutrons rapides, etc.

Des micro-réacteurs « heat pipe » qui sont 100% passif, etc…

## Quel prix ?

Dans les décennies précédentes, les industriels ont essayé de maximiser la taille des centrales pour des raisons d’économie d’échelle, alors comment ça se fait que certains prétendent faire moins moins cher avec la stratégie inverse ?

Très simple: l’industrialisation. Faire un design standard de faible puissance en coller plein en copier-coller, avec des pièces fabriquées à la chaîne.

Imaginez le prix d’une voiture si chaque exemplaire était unique, avec chaque pièce faite sur mesure, en partant d’un plan duquel on ne fera que quelques exemplaires… ça coûterais des millions même pour une merguez roulante.

Mais il faut être sûr d’en faire beaucoup sinon on a juste le pire des deux mondes, et comme tous les SMR sont actuellement expérimentaux aucun n’est vaguement proche d’un vrai déploiement en série.

Bref à l’heure actuel, l’avantage des prix est à l’EPR-like, puisque ça produit déjà pour pas très cher finalement, la plupart des coûts sont simplement enterrés dans le capital (et même Hikley est mega-rentable en ce moment vu les prix du gaz) mais c’est déjà très acceptable comme prix, on s’en rend compte aujourd’hui avec les fossiles qui montent.

Il faut aussi voire différemment les PWR et les réacteurs de 4eme génération (HTGR, MSR, SFR, LFR…) comme deux choses bien différentes avec des cibles temporelles différentes.

Les premiers cherchent plutôt un changement d’échelle industrielle qui permettra selon eux de déployer plus vite et moins cher des technologies équivalentes à celles actuelles une fois qu’ils auront atteint une certaine échelle.

Les genIV visent un avenir plus lointain avec des conditions différentes, où la pression sur l’Uranium augmente et il devient nécessaire de fermer le cycle du combustible et réutiliser certains déchets déjà produits, pour des raisons pas seulement économiques mais aussi de durabilité, pour faire un nucléaire qui soit plus « économie verte » bref créer une technologie qui puisse être utilisée pour des centaines d’année sans problèmes.

Ces derniers ne visent pas à être compétitifs rapidement mais à offrir des perspectives où ils pourront être complètement game-changer.

## Mon opinion

Maintenant que on sait que les « problèmes » écologique du nucléaire sont plutôt ridicules comparé aux alternatives, il faut regarder le vrai problème : ça prend des plombes à construire. Et c’est à mon avis les problèmes numéro 1, 2, 3 et 4 : c’est trop lent. La personne qui signe le chèque est à la retraite quand son successeur peut inaugurer la centrale : non merci.

C’est une des raisons pour laquelle le nuc a encore du mal à remplacer le fossile dans le monde : souvent les dirigeants ont besoin de rajouter des unités de production rapidement, donc ils se tournent vers du renouvelable et du méthane.

Personnellement je regarde de près les designs de très petits réacteurs qui peuvent être mis dans un (ou quelques) container, prêt à l’emploi.Même si un réacteur FOAK (First Of A Kind) coûte des milliards pour 3MW ce n’est pas important, si une entreprise réussit à industrialiser le process pour des milliers d‘unités et à répondre rapidement à la demande, elle va écraser le marché.C’est pour ça que je dis, pour caricaturer : le/la Rockfeller du futur c’est l’entreprise qui, quand on lui demandera “J’ai besoin de 300MW à installer dans 3 mois”, répondra “Pas de problèmes ça part semaine prochaine et on envoie une team faire l’installation, signez ici”.

Rendre le nucléaire aussi simple à installer et commander que du photovoltaïque (ou presque), ça devrait être le premier but actuel des SMR je pense, et dans un second temps décliner ce process avec des technologies genIV et leurs nombreux avantages.

Donc pour revenir en France où l’on parle de SMR comme d’un Joker ces dernier temps : le seul projet dans les bacs est Nuward, par EDF/NavalGroup. Ça ressemble au croisement bâtard entre un réacteur gen II et un de sous-marin, donc pas le summum de la production en série. Rien dans son design ne respire l’industrialisation mais il peut être semi-compétitif pour deux raisons : EDF et NavalGroup ont encore une bonne expertise et peuvent arriver, même en partant derrière leurs concurrents, à sortir un design au point plus rapidement et sans trop d’itération. Et deuxièmement, le downsizing élimine plusieurs problèmes liés à la sécurité et au refroidissement qui peuvent aboutir à faire baisser la facture de ces dispositif de façon sur-linaire. Ca peut être une solution provisoire pas trop mal si les EPR prennent trop longtemps à sortir de terre, et au pire ca pourra toujours servir à décarboner l’électricité en Corse et aux Dom-Tom, mais je pense pas que ce soit l’avenir > 20 ans. Il faudrait investir massivement dedans aujourd’hui ou plus jamais.