Reprise du message précédent :

 
 
Tu pourrais un peu plus nous eclairer sur les spécificité des sur gen ?
 
J'avais compris que l'interet de Surgen étaient double :
- Tirer encore de l'energie des dechets des simples centrales
- Changer de classe de déchet en se débarrassant des type C
 
Dans les gros point négatifs j'avais retenu le problème du refroidissement (avec les problèmes d'emballement que l'on a connu à Fuku quand ça ne marche plus) avec du Sodium dont on ne sait pas éteindre les incendies dès que les quantités sont trop grandes.
ASTRID quelles diff par rapport à Sup phoenix ?
Et pourquoi du coup ce choix pour toi par rapport à ALLEGRO ?

un simple recuit, rien d'extraordinaire

Normalement, ça marche bien, mais faut voir à quelle température et combien de temps.

pas tout à fait.  
en gros dans un GV, les parois externes (la coque) sont plutôt "froides" par rapport aux tubes (qui font passer l'eau du circuit primaire). Et donc si tu as des tubes droits fixés aux 2 extrémités, lorsque tu montes en température ils se dilatent mais pas la coque!  
Et donc, ne sachant pas faire des GV à tube droit, Westinghouse a trouvé une méthode pour contourner le problème : les tubes en U peuvent se dilater!
Problème : avec des tubes en U les GV sont moins performants, ce qui fait que les GV de B&W à tube droit peuvent produire de la vapeur surchauffée alors que la vapeur d'un GV à tube en U n'est qu'à 30% environ. Pour compenser ça, on a installée les séparateurs/sécheurs au dessus des tubes en U pour séparer la vapeur au maximum et faire retomber l'eau liquide dans le GV et ne laisser sortir que de la vapeur presque sèche! Mais bon, comme les GV Westinghouse était toujours moins performants que la concurrence, en gros selon la puissance du réacteur, au lieu de dimensionner les GV, ils en ajoutaient (2 au début, puis 3 et enfin 4 pour les plus gros réacteurs ^^)
Bref c'était l'objet de ma discussion hier avec mon prof, mais en gros, si les design de tel ou tel éléments sont comme ils sont aujourd’hui, c'est souvent parce que 40/50 ans auparavant il y a eu des contraintes techniques qui imposaient ces choix.

L'avantage d'un surgénérateur c'est qu'on peut générer des matériaux fissiles à partir d'éléments qui ne le sont pas. Je ne me souviens plus des détails, mais en gros tu peux fixer des "panneaux" d'uranium 238 au niveau de la surface interne de la cuve de façon à ce qu'ils se fasse bombarder par les neutrons du cœur. de cette façon tu génères du plutonium fissile. Et le concept de "surgénérateur" c'est d'arriver à comparer la quantité de matière fissile dans le coeur au début du cycle et à la fin pour trouver qu'il y en a plus en sortie de cœur qu'en entrée.
Donc oui on peut mettre à profit une partie des déchets qu'on extrait des centrales.
 
Mais fondamentalement on a pas besoin d'être surgénérateur pour consommer ces déchets. Tu peux très bien avoir un réacteur à neutrons rapides qui fonctionne sans être surgénérateur. il peut simplement consommer du combustible (comme le font nos centrales actuellement), la différence elle se joue sur le fait que le passage neutron thermique (REP actuels) => neutrons rapides (RNR, genre ASTRID) permet au réacteur de "manger" à peu près n'importe quoi : aussi bien de l'uranium peu enrichi, du plutonium dans des quantités bien plus grande que le MOX actuel, et il est aussi capable de fissionner/transmuter les actinides mineurs (Américium Curium etc...).  
Les actinides mineurs étant des éléments à vie relativement longue et très radioactifs, il y a eu pas mal de travaux pour arriver à les séparer de la même façon qu'on arrive à séparer l'uranium et le plutonium du reste des déchets. Areva arrive à faire ça il n'y a pas longtemps, et maintenant la question c'est de savoir comment on les gère. Dans un RNR on peut soit les intégrer "dans la masse" de tout les assemblages combustibles => radioprotection importante pour tout les assemblages. Soit on crée quelques assemblages spécifique avec que des actinides mineurs => très sensible niveau radioprotection, mais quantité bien plus limité à gérer.
 
L'autre solution c'est une fois qu'on arrive à les extraire, c'est de les transmuter dans un ADS (accelerator driven system). mais pour le moment on est encore à un stage de R&D sur ces ADS : http://www2.cnrs.fr/sites/communiq [...] nevere.pdf
 
 
Sur les autres questions : le problème du sodium est spécifique aux RNR-Na, qui est le concept qu'on veut construire (ASTRID), mais il y a bien d'autres concepts de RNR qui ne font pas intervenir de sodium. Ils ont tous des avantages et des inconvénients.  
Mais pour le ASTRID, il y a eu pas mal de modifications faites. Je pense qu'ils sont presque repartis d'une feuille blanche plutôt que de faire simplement évoluer le concept. Je ne suis pas un expert sur les RNR-Na, mais si je me souviens bien, superphénix avaient des soucis de design dès l'origine. Bref, pour ASTRID le CEA a changé complètement la géométrie du coeur par exemple. Je sais qu'ils bossaient pas mal sur des histoires de vidange (pour que le réacteur ne soit pas + réactif dans le cas d'une fuite de sodium). Sinon les problèmes du sodium sont surtout en cas de contact avec l'eau, donc ils ont aussi pas mal repensé le système d'échangeur de chaleur pour minimiser les possibilités d’interaction sodium/eau.
Mais je crois que toutes les options techniques ne sont pas encore fixées : ça se fera en 2013 en discussion avec l'ASN et l'IRSN : de toute manière il faudra faire valider la sureté et démontrer un niveau au moins égal à celui d'un EPR...  
 
Pour ALLEGRO le choix est assez simple : en gros la perspective d'un RNR-Gaz est plus ambitieuse mais comporte encore pas mal de verrous technologiques qui font qu'on a préféré mettre à profit nos expérience dans le sodium en priorité. Et comme on ne peut pas financer de front 2 projets de cette envergure, pour le moment ALLEGRO avance lentement.
 

ça demande quand même d'adapter le design de ton réacteur dès la phase de conception pour prévoir ce genre d'opérations.
mais oui sinon ça marche bien (encore heureux )

Daemon, que penses-tu de la technologie sels fondus? Elle a l'air d'être mise à l'écart dans la course à la Gen4, alors que sur le papier elle semble très sûre, et permettrait d'après ce que j'en ai compris de fonctionner en surgénération également. Il y a des raisons précises ?
 
De mon point de vue de non-initié, la technologie sodium fait un peu peur vu les dangereuses incompatibilités avec l'eau et l'air, qui restent des éléments assez...courants dans l'entourage immédiat d'un réacteur non ?

Le problème c'est qu'entre le papier et le réacteur fonctionnel il y a une grosse étape qui ne peut être négligée : l’ingénierie.  
Ce qui fait que généralement quand tu commence a te lancer dans ce genre de projet tu découvres sur le tas tout un tas de problèmes qui n'apparaissaient pas sur le papier initialement. Ca explique pourquoi de nos jour on se replie pas mal sur nos REP en se gargarisant des milliers d’années de REX dont on dispose. ça explique pourquoi on préfère mettre la priorité sur ASTRID plutôt que ALLEGRO en mettant a profit tout le REX de phenix et superphenix.
 
Pour les sels fondu, la encore je en suis pas expert, mais les présentations que je vois sur internet font un peu "solution miracle" ce qui est a mon avis faux. De l'avis de tout les intervenants que j'ai vu a ce sujet, ce type de réacteur est celui qui est le plus éloigné de nous en terme de mise en œuvre. Il y a des étapes comme le retraitement en ligne du combustible qu'on ne sait pas faire a l'heure actuelle.
 
Sinon un des soucis majeurs de mettre du combustible en solution dans des sels fondus c'est que tu perds ta première barrière de confinement. En cas de fuite/vidange tu rejette directement des matières radioactives dans l'enceinte...  
Alors oui tu n'a aucun risque d'accident de criticité prompte comme a tchernobyl, mais résumer la sureté d'un concept a cet élément est un peu réducteur. La page wiki du concept met en avant plein d'avantage, mais c'est typiquement le genre de chose qui demande des études approfondies pour garantir le niveau de sureté. Ca demande de réfléchir a tout un tas de nouveaux problèmes qui peuvent apparaitre et qui sont spécifiques a ce type de réacteurs... et qui par conséquent sont mal connu. Tu serais étonné de voir la quantité phénoménale de scénarios d'accidents qui sont étudiés.  
 
et pour te donner une idée de l'importance donnée aux projets :  
Sels fondus

 
ASTRID :  

 
250 millions de dollars pour un projet de cet envergure avec tout les défis technologiques que ça inclue ça me parait très peu.

Le problème des sels fondus, c'est qu'on en sait pas grand chose sur leur chimie, surtout dans ces conditions de fonctionnement.

J'ai cru comprendre aussi qu'ils étaient très corrosifs, au point d'avoir la sale manie de passer au travers de la tuyauterie .

 
ok mais les msr produisent en quantite nettement moins de dechets, apres il y a différents modeles de reacteurs sur le meme concept.
 
mes potes au cea et a l irsn me disent quand meme, qu iter coute trop a court terme pour des benefices qui tarderont bcp

 
 
Essentiellement, oui

oui. et quid de la tenue des éléments important sur le long terme a des échelles de 20/30/40 ans (voir 60 si on veut se mesurer a un EPR par exemple)...
tout ca n'est pas bien connu a l'heure actuelle et ca demande de gros efforts de R&D...

sauf que ITER n'a pas la même portée ni le même objectif qu'un MSR. On est quand meme encore beaucoup dans de le recherche fondamentale sur la fusion.
et oui ça coute cher et il y a beaucoup de critiques, mais au point ou on en est, il vaut mieux le terminer.
 
Pour les déchets des MSR encore une fois c'est sur le papier en faisait l’hypothèse d'un retraitement en ligne qui marche parfaitement... Donc oui le jour ou on saura le faire on se penchera peut être sur le concept de façon sérieuse. je troll mais c'est quand même un peu l’idée.  
 
la petite ligne dans le wiki anglais est assez claire dessus :  

 
il faut bien voir que quasiment 100% des concept de réacteurs (même de génération IV) ont déjà été pense et ou conçu dans les années 60. les américains ont teste une pléthore de concept dans leurs labo nationaux. Mais bon derrière pour passer a l’étape d’industrialisation ça demande énormément plus d'effort et tu ne peux pas te permettre de te lancer dans toutes les filières en //. En France on en a choisi 2 et c'est déjà pas mal.

je sais bien que l iter n est pas du tout la meme chose, mais ca reste un investissement enorme. par ailleurs il n y a pas que les usa a avoir testé bcp de concepts, cf les russes qui sont les seuls a avoir construit des reacteurs avec du plomb liquide comme caloporteur, dans des sous marins en plus ...
 
reste que le msr est assez mal vu par le cea mais plutot pousse par le cnrs

Concernant le développement du Thorium, un IAmA du fondateur de Flibe Energy, qui est une boite ayant en autres pour projet de fabriquer des petits réacteurs pour l'armée US.
 
http://www.reddit.com/r/IAmA/comme [...] evoted_to/

Oui je connais l'eutectique Plomb/Bismuth, mais bon, si tu regarde la liste des prototypes américains, ils ont vraiment testé une variété de réacteurs dans leur labos qui est assez impressionnant.

 
Et la hype@LFTR sur reddit est assez marrante. genre la liste des pro and cons est une vaste blague

Oui le mec est venu faire sa pub et en face il y a quelques mecs du métier qui l'ont un peu remis à sa place . Et c'est justement là que sont les infos intéressantes je trouve.

lemonde ce matin indique que les centrales pourraient ne jamais repartir

ca a été dit dés le début si après examen et analyse, ils considèrent qu'il y a un risque, alors ils ne le prennent pas...
si par contre, l'analyse approfondi, indique que ce n'est pas gênant ou dangereux, alors ça repart

lol?

 
Merci de ta réponse.
Oui, le MSR semble "trop beau" sur le papier, et je comprends bien le pourquoi de la priorité donnée aux RNR.  
Maintenant, est-ce en procédant de la sorte qu'on arrivera à innover vraiment ?
 
Et ton avis sur la peur du grand public (dont je fais partie) sur le RNR ?  Fondée ou pas ? Ces réacteurs semblent être très délicats à sécuriser, ajoutant un risque chimique au risque nucléaire.
 
 

développe pour voir?

comme je l'ai dit : une grande partie des concepts "innovant" qu'on voit aujourd'hui ont déjà été testé dans les années 60. ont plus ou moins bien marché et ont généralement été abandonné. Les problèmes qui se posent aujourd'hui ce n'est plus tellement de l’innovation mais de l’ingénierie. il faut concevoir des matériaux spécifiques, des moyens de contrôle, de mesure etc... et par dessus tout il faut assurer la sûreté du truc alors même qu'on a aucun retour d'expérience.
le monde du nucléaire est effectivement assez frileux. Mais en même temps quand tu vois le cout d'investissement pour la construction d'une centrale... ^^
Pour les RNR-Na, je pense surtout qu'il y a un décalage entre le risque réel et le risque perçu. Genre quand tu vois la liste de tout les accidents qui pourraient mener une centrale REP à faire fondre son cœur... ça fait peur, et pourtant ça fait 40/50 ans qu'on en fait fonctionner sans jamais en avoir la couleur d'une grande partie de ces accidents. Je pense particulièrement aux APRP (brèche dans le circuit primaire) qui sont critiques mais qui finalement n'ont jamais été à l'origine des accidents nucléaires qu'on connait (on peut arguer sur TMI... mais c'est pas vraiment un APRP tel qu'on le pense dans les  scénarios d'accident )
Ce que je veux dire c'est que si on considère que le sodium est "à risque" il faut aussi considérer qu'un cocotte minute à 155 bar c'est une bombe en puissance. Les problématiques liées au sodium sont différentes de celles de l'eau, mais ça ne veut pas dire que c'est plus risqué ou quoi que ce soit. pour un REP on a peut être pas de risque chimique mais on a ça : http://fr.wikipedia.org/wiki/Explo [...] ur_d%27eau

 
 
Tu sais que le problème de la plupart des concepts RNR, c'est le coefficient de vide positif.
Qui plus est, un caloporteur comme le sodium interdit l'utilisation d'un modérateur comme le bore dans l'eau .
L'excursion de puissance du réacteur, suite à un incident serait très difficile à contrôler. Quand on voit comment les trois accidents majeurs (TMI, Tchernobyl et Fukushima) se sont déroulés, on ne peut que s'inquiéter de telles caractéristiques intrinsèques à cette technologie.
Quant à ta remarque sur le faible taux d'occurrence d'APRP (Accident par Perte de Réfrigérant Primaire, pour les non-initiés, par exemple, une brèche dans le circuit primaire), je trouve que, justement, malgré que cet accident ne soit jamais vraiment  déclaré sur les centrales en exploitation, on a essuyé trois accidents majeurs avec fonte partielle ou totale du coeur. Je n'ose imaginer ce qui ce serait passé à TMI si les opérateurs avaient malencontreusement continués à vider le circuit primaire par les soupapes ou si les (très maladroits) opérateurs de Fukushima avaient opté pour laisser le bouzin se refroidir seul.
 
Par contre, pour l'explosion puits de cuve (accident majeur), le dimensionnement des centrales (françaises et américaines) semble suffisant au vu des simulations effectuées.

je connais tout ça. J'ai plusieurs amis qui font leur stage au CEA la dessus. mais déjà le coefficient de vide devra être positif quoiqu'il arrive pour passer devant l'ASN. il faut trouver une solution technique pour palier a ce soucis.
Et quand je parlais de TMI je pensais justement au fait que la soupape du pressuriseur était reste ouverte (alors que l'instrumentation en salle de commande disait qu'elle s’était refermée), et que dans les fait c’était comme si il y avait une brèche du circuit primaire. le soucis c'est que c'est pas évident de diagnostiquer l’état de la centrale quand ton instru en salle de commande te donne pas les bonnes infos... c'est en partie a cause de ca qu'ils ne se sont pas rendus compte qu'il y avait une fuite du circuit primaire en cours et que le cœur était en partie dénoyé...  
Mais fondamentalement, le seul accident de criticité prompte dans un réacteur = Tchernobyl = réacteur instable par nature lorsqu'il fonctionne a basse puissance + erreur humaine (non prise en compte des alarmes etc...). Autrement, l'accident de criticité prompte c'est quand même le premier truc duquel on cherche a rester éloigné a tout prix.
petit détail, mais pour le bore dans le sodium, je suppose que tu voulais dire poison neutronique/absorbant au lieu de modérateur non?

 
Et bien, ça me parait diablement compromis. Puisque les accidents majeurs ont tous démontré qu'au de là de la problématique de la conception du réacteur, c'était son contrôle en cas d'incident qui faisait toute la différence.
Si on oublie deux minutes Tchernobyl (qui est un cas vraiment particulier, puisqu'un tel réacteur n'aurait jamais été accepté dans le reste du monde ), les autres accidents majeurs sont tous liés à un problème d’exploitation en situation incidentelle, pas vraiment un problème de conception du réacteur. Ca, on le sait depuis TMI (et on changé radicalement la manière de gérer le risque nucléaire après cet accident). Il a été diffusé dernièrement les extraits de conversations des opérateurs de Fukushima pendant l'accident. C'est affligeant en même temps que symptomatique: l’incapacité japonaise à prendre des décisions rapides plus la complexité des accidents et le manque de consignes claires. Rien ne vient de l'accident original, tout vient de la gestion.
Dès lors, un réacteur fondamentalement instable en cas d'accident, je lui donne aucune chance de validation de concept par les autorités de sûreté, si elles font leur boulot correctement.
 
 

 
Certes, mais je discutais récemment avec un collègue neutronicien à ce sujet: cet incident peut arriver dans des configurations totalement neutres a priori. L'exemple le plus frappant a été pendant le rechargement d'un coeur français (je crois que c'était sur un 1400MW, mais ça doit se retrouver). Un décalage dans le positionnement des assemblages a donné lieu à une excursion de puissance (très faible, mais significative), dans une situation avec réacteur ouvert (couvercle retiré puisqu’on rechargeait).
 

 
Fondamentalement, l'eau borée est un modérateur, j'espère que tu ne me tiendras pas rigueur de ce léger raccourci sémantique

ce rapport de l irsn n etait pas si negatif sur les msr. par contre les trucs haute temperature  ca a l air violent ! www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_e...

 
 
C'est l'IRSN, pas l'ASN.
En général, l'IRSN est assez "proche" des concepteurs et des exploitants (ils sont obligés par leur travail). En dernier lieu, c'est toujours une décision politique, une décision prise par l'ASN, avec un processus législatif lourd (le changement d'une procédure peut donner lieu à un décret).
En gros, c'est l'IRSN est violente sur les réacteurs à haute température (ton lien marche pas mais j'imagine que c'est les VHTR), c'est même pas la peine de continuer.
Je _pense_ (et je ne suis pas le seul) qu'un réacteur tête de série comme SuperPhenix n'aurait, en 2012, plus aucune chance d'être homologué par l'ASN, sauf à ce que l'Etat intervienne (au mépris donc du fonctionnement normal de l'ASN), ce qui donnerait lieu à un tel scandale que je ne vois pas un politicien se permettre une telle connerie.
Je _pense_ donc que le CEA se fourvoie à essayer des continuer sur des concepts de réacteurs de type RNR-Phénix et qu'il fera mieux de se recentrer sur d'autres concepts ou de commencer à envisager de changer de métier (et utiliser le EA comme Energies Alternatives)

oui on nous a aussi presente la situation. on est pas passe loin d'un accident type tokai-mura (en gros d'un coup le système passe surcritique avec une émission violente de gamma + neutrons dans une salle avec des gens a quelques mètres...)
Effectivement apres coup on s'est rendu compte que c'est pas passe loin.  
http://www.irsn.fr/FR/Actualites_p [...] 102009.pdf
 

Ouais, EDF a pas mal change ses plans de rechargement aux cours des ans (et aussi selon les générations de réacteur). et maintenant EDF essaie de privilégier la protection de la cuve (concrètement plus un assemblage est usé et moins il est réactif. comparé a un assemblage neuf il va plutôt avoir tendance a absorber les neutrons et a diminuer le flux. Donc par exemple on charge plutôt des assemblages uses en périphérie du cœur de façon a réduire le flux neutronique qui va impacter la cuve et accélérer son vieillissement. Mais en même temps on veut que le cœur soit homogène, pour éviter une répartition trop déformée du flux neutronique, donc ca donne des espèces de damier. a chaque rechargement on doit placer a des endroits spécifiques chaque assemblage.  
on peut voir des schémas ici : http://books.google.com/books?id=9 [...] df&f=false
 
 
pour l'accident evite de justesse, c'est Dampierre en 2001 BTW  
http://www.asn.fr/index.php/S-info [...] avril-2001
 

euh alors j'ai mal compris ton argument. l’intérêt du bore c'est son pouvoir absorbant, pas modérateur. et le problème de pas pouvoir mettre de bore en solution dans le sodium c'est qu'on perd ce moyen de contrôle de la réactivité qu'on avait sur un REP (en plus du contrôle via les barres de commande). la modération dans un RNR c'est pas trop la priorité non?

a ce jeu la tu peux aussi dire qu'un REP-900 CP0 du type de Fessenheim non plus ça ne serait pas homologué par l'ASN, pourtant on les utilise toujours. Et pour superphenix vs ASTRID je pense que justement le CEA est parfaitement au courant des impératifs des démonstrations de sureté a fournir a l'ASN.

  Non.
L'eau est le modérateur dans un REP (comme le graphite dans d'autres types de réacteurs).
Le bore est un poison neutronique, ils n'ont pas le même rôle du tout : l'un freine le neutron pour favoriser la réaction, l'autre le capture pour empoisonner le coeur !
Et dans un RNR on ne veut pas de modérateur, puisqu'on veut des neutrons rapides ie non modérés.

Oui, tu as raison, mon raccourci était trop court

 
Il faut bien voir cependant, qu'à la différence des REP (ou REB), les RNR-Na ont un circuit primaire qui n'est pas sous pression. Certes le sodium pose plus de problème que la vapeur d'eau, pour autant les contraintes physiques des 155 bars d'un REP en posent un sacré paquet.
 
 

C'est effectivement un désavantage. Les RNR se rattrapent cependant sur leur sensibilité au poison neutronique comme les barres de contrôle en bore. Il y a plusieurs dizaines de barres de secours (en plus des barres de contrôles normales) sur un REP. Sur Phénix (250 MW certes, mais 250 MW tout de même), il y en avait que 3, en sachant que la chute d'une seule grappe suffisait à arrêter la réaction en chaîne.
 
 

 
Pas d'accord , TMI avait certaines erreurs de conception (pas au niveau de Tchernobyl je te l'accorde) : Pas de thermosiphon possible du fait de la géométrie du circuit primaire, contrôle commande de la fameuse soupape mal conçu (la soupape était considérée comme fermée dès qu'elle commençait sa course de fermeture, et non sur la fin de sa course), capteurs de pression de refoulement de la pompe avant la vanne d'isolement de la pompe...
 

Le rechargement par tiers (c'est le cas actuellement, comme le Sénat français auparavant, on ne change qu'un tiers du réacteur à chaque arrêt) date d'il y a plus que quelques années. Et un 900 MW se recharge tous les 10-12 mois.
 
 

Même un 1300 MW ne serait pas homologué. Le niveau d'exigence augmente d'année en année, et c'est normal.

oui je pense aussi. Après ça serait à mon avis intéressant de comparer un CPY ou un DPY entre le moment où il a été construit et mis en service, et aujourd'hui. Juste pour comparer la façon dont on a pu changer/retirer/ajouter tout un tas de choses autour de la cuve et de l'enceinte (puisque globalement il n'y a que ça qui ne peut pas être changé) pour arriver aux réacteurs d'aujourd'hui
Mais bon, dans cette course à la sureté, il y a un peu 2 visions : cette de Westinghouse avec son AP1000 qui se veut "plus simple" et donc plus sur (en se reposant sur des systèmes de sûreté passifs etc...), soit Areva avec son EPR qui continue de se reposer sur énormément de capteurs/systèmes de sureté actifs et redondant.
Bon les deux ont réussi à vendre leur modèle à la Chine, Westinghouse va construire des AP1000 aux USA, et Areva de l'EPR en France... on ne verra pas les résultats en terme de sureté avant un bon moment.

voila le pdf d'origine du tour d'horizon des concepts de génération IV par l'IRSN
 
https://docs.google.com/viewer?a=v& [...] SNsQ&pli=1

quelle est la difference avc celui sur le site de l'irsn? http://www.irsn.fr/FR/expertise/ra [...] 2-2012.pdf

Non.
Sérieux ?
D'accord t'as raison la surgénération c'est tellement sûr que tout le monde en fait, va en faire, partout et tout le temps. Voilà  

 
c'est le meme c'est juste que j'ai trouvé le premier lien plus vite par google

oui sérieux. si c'est si évident que ça tu devrais pouvoir expliquer rapidement ce qui va pas

Par ailleurs je n'ai pas dit que les réacteurs utilisant le sodium étaient plus surs que les réacteurs actuels, les concepts de MSR de génération IV pouvant utiliser d'autres caloporteurs apportant des progres sur ce point précis

Non par ce que tu vas faire de la mauvaise foi. Les problèmes techniques (et financier) de la surgénération sont connus, la dangerosité plus élevée que sur les rep itou. Pas la peine de revenir dessus. Je veux dire c'est ultradocumenté et c'est pourquoi personne dans le monde n'a industrialisé cette filière. La mauvaise foi c'est marrant cinq minutes mais ça lasse vite.

si c'est "ultradocumente" tu auras aucun soucis pour balancer une source ou deux

 
Superphénix n'a fonctionné que 287 jours à pleine charge entre 1986 et 1997. Et n'a jamais réussi à surgénérer quoique ce soit...

un cours du mit intéressant sur le design des réacteurs