Réacteur nucléaire

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Cœur du réacteur CROCUS à l'EPFL (Suisse)

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel une réaction en chaîne peut être initiée, modérée et contrôlée (contrairement à une bombe atomique, pour laquelle la réaction en chaîne se produit en une fraction de seconde).

Les applications des réacteurs nucléaires comprennent essentiellement :

la production d'électricité, de chaleur, de vapeur, d'eau douce par dessalement (voir centrale nucléaire)
la production de plutonium à usage civil (combustible MOX) ou militaire (bombe atomique). Selon les termes du Traité de non-prolifération, la production de plutonium militaire doit être réalisée dans des installations dédiées distinctes des installations civiles.
la propulsion de navires civils (brise-glace notamment) ou militaires (sous-marins nucléaires, porte-avions, ...)
la production de neutrons libres ou d'isotopes radioactifs, utilisés pour la recherche et en médecine.

Depuis les années 1950, de nombreux réacteurs nucléaires fonctionnent dans le monde sur le principe de la fission nucléaire pour produire de l'électricité. Pendant ces 50 dernières années, différentes technologies et filières de réacteurs civils ont été développées.

Parallèlement, des recherches portent sur des réacteurs qui fonctionneraient sur le principe de la fusion nucléaire. Il existe dans le monde deux grands axes de recherche :

la fusion par confinement magnétique dans un Tokamak (notamment le projet international ITER)
la fusion par confinement inertiel

[modifier] Histoire

Réacteur nucléaire en Pologne

Le premier réacteur nucléaire est construit aux États-Unis en 1942, à l'Université de Chicago, par Enrico Fermi et Leó Szilárd. Il est constitué d’un empilement de 6 tonnes d’uranium métallique, 34 tonnes d’oxyde d’uranium et 400 tonnes de graphite, c'est pourquoi il porte le nom de pile atomique. Sa puissance n'est que de 0,5 watt, mais sa divergence permit de conforter la théorie sur les mécanismes de fission ; ce réacteur servit aussi d'installation pilote pour réaliser les réacteurs destinés à la production du plutonium nécessaire à la bombe atomique développée dans le cadre du projet Manhattan.

En France, le premier réacteur d’essai a été construit par Lew Kowarski et Frédéric Joliot-Curie au centre d’études de Fontenay-aux-Roses (Hauts-de-Seine) du Commissariat à l'énergie atomique (CEA). Cette pile atomique, dénommée la Pile Zoé, lança son premier processus de réaction nucléaire en chaîne en 1948. Ce réacteur avait pour but de placer la France dans le peloton des puissances nucléaires en fabricant du plutonium pour la bombe atomique.

Coté russe, les premiers réacteurs RBMK ont été construits pour produire du plutonium militaire. La mise en service du réacteur d'Obninsk en 1954 fournit de l'électricité avec une puissance de 5 MW. Il peut être considéré comme le premier réacteur électronucléaire au monde, car il est le premier conçu dans une optique électrogène. Son exploitation durera 48 ans.

En 1956, le réacteur G1 est mis en marche au centre de recherche du CEA de Marcoule, il s'agit du premier réacteur français à produire non seulement du plutonium mais aussi de l'électricité. Il initiait alors la filière française Uranium Naturel Graphite-gaz (UNGG), aujourd'hui remplacée par la technologie d'origine américaine à Eau ordinaire sous Pression (REP).

[modifier] Fonctionnement d'un réacteur

Réacteur de recherche PULSTAR de 1 MW en Caroline-du-Nord (USA)

Salle de contrôle du réacteur PULSTAR

[modifier] Fission nucléaire

Les neutrons et les protons du noyau d'un atome sont reliés par des forces très grandes, qui ne peuvent agir qu'à une distance limitée. Les noyaux atomiques très lourds tels que l'uranium ou le plutonium contiennent énormément de protons et doivent parfois attirer un neutron supplémentaire pour garantir la stabilité du noyau.

Si l'un de ces atomes très lourd (par exemple l'uranium-235 ou le plutonium-239) aspire un neutron, il récupère par la même occasion de l'énergie. Cette énergie le transforme dans un état très instable (U-236 ou Pu-240) puis il se divise très rapidement en libérant deux ou trois neutrons libres, qui sont disponibles pour d'autres fissions de noyau : c'est le principe de la réaction en chaîne.

[modifier] Énergie provenant de la fission

Les nouveaux noyaux issus de la division, appelés produits de fission, possèdent une énergie de liaison plus importante par nucléon que les anciens atomes lourds. La différence d'énergie de liaison est partiellement transformée en énergie cinétique des produits de fission. Ceux-ci donnent cette énergie sous forme de chaleur par des chocs sur le matériau environnant. Cette chaleur est évacuée à l'aide d'un réfrigérant et peut par exemple être utilisée pour le chauffage ou la production d'électricité.

[modifier] Neutrons thermiques et modérateur

Plus un neutron est lent, plus la probabilité qu'il soit capté par un atome U²³⁵-Kern est grande. C'est pourquoi l'on ralentit les neutrons rapides provenant de la réaction de fission par un modérateur. Un modérateur est un matériau qui contient de nombreux noyaux atomiques très légers, presque aussi léger qu'un neutron. Les neutrons sont alors ralentis par les chocs sur ces noyaux atomiques légers jusqu'à la vitesse de ces noyaux du modérateur. Selon la théorie du Mouvement brownien, la vitesse des noyaux du modérateur est définie par sa température. On parle donc de thermalisation des neutrons plutôt que de ralentissement des neutrons.

Un réacteur qui utilise des neutrons thermiques pour réaliser la fission nucléaire est dénommé réacteur thermique. Au contraire, un réacteur rapide utilise pour la fission des neutrons qui n'ont pas été ralentis (d'où la dénomination réacteur à neutrons rapides).

[modifier] Pilotage de la réaction en chaîne

réacteur à eau bouillante:

barre d'arrêt d'urgence
barre de contrôle
assemblage combustible
protection biologique
sortie de vapeur
entrée de l'eau
protection thermique

Le pilotage d'un réacteur nucléaire repose sur le maintien d'une masse critique de combustible nucléaire au cœur du réacteur. Pour permettre un meilleur rendement du réacteur, on effectue une thermalisation des neutrons à l'aide d'un modérateur. Et pour évacuer l'énergie thermique produite par la réaction en chaine, on utilise un caloporteur. Dans le cas d'un réacteur REP, l'eau sert à la fois de caloporteur et de modérateur.

Pour que la réaction en chaîne ne s'amplifie pas indéfiniement, elle doit être pilotée. Pour cela, on utilise un matériau absorbant les neutrons. Par exemple, le Cadmium, Gadolinium et le Bore. À partir de compositions chimiques de ces éléments, on fabrique par exemple les barres de contrôle du réacteur nucléaire. Le réacteur peut être contrôlé par l'introduction ou le retrait de ces barres dans le cœur. La réaction en chaîne est entretenue selon le principe suivant : en entourant le matériau fissile d'un réflecteur de neutrons, on favorise la fission, ce qui diminue la quantité nécessaire au déclenchement de la réaction; en revanche, la présence d'un absorbeur de neutrons a l'effet contraire.

La description du comportement du cœur s'appuie sur la neutronique. Le paramètre le plus important d'un réacteur est sa réactivité, elle s'exprime en pcm et permet de contrôler qu'un réacteur ne réalise pas d'empoisonnement au xénon.

Le Xénon et le Samarium sont les deux principaux produits de fission émis par la désintégration des noyaux fissiles. Ils sont présents à partir du moment ou il y a une réaction nucléaire. On dit qu'ils empoisonnent le coeur car leur présence tend à étouffer la réaction en chaîne.

Pour les personnes chargées de piloter le réacteur; les conducteurs de tranche, le principal souci est de contrer ces poisons. Leur apparition provient des variations de puissance de la tranche en fonction de demande du réseau. Ces deux paramètres sont alors suivis avec intérêt car ils provoquent un déséquilibre axial, entre quadrants et azimutal du flux nucléaire. Le deséquilibre axial du flux (Dpax) provoque une usure irrégulière du coeur tandis que les deséquilibres entre quadrants et azimutaux (DPAzn) sont synonymes de points chauds ou de surpuissance localisée. Ceux-ci qui peuvent provoquer une ébullition localisée dans le coeur conduisant ainsi à une surchauffe voire de fusion du combustible.

Dans le meilleur des cas, les Spécifications Techniques d'Exploitation interdisent ces fonctionnements et prescrivent ainsi une conduite à tenir comme la baisse de la puissance par exemple, sinon, si la dynamique est importante, des protections initient l'arrêt automatique du réacteur.

Pour corriger le deséquilibre axial, les opérateurs de tranche agissent sur 3 paramètres:

la concentration en bore du circuit primaire (dilution / borication) pour compenser les variations des poisons.
l'effet température (marge d'environ +/- 0,8°C) pour la correction axiale du flux.
la position des grappes de contrôle de la puissance pour ajuster la puissance nucléaire du réacteur à celle du groupe turbo-alternateur.

[modifier] Chaleur résiduelle

Même si le réacteur est mis à l'arrêt, l'activité des produits de fission continue de produire de la chaleur. La puissance de cette chaleur résiduelle correspond environ à 5% de la puissance thermique nominale et disparait en l'espace de quelques jours.

Pour pouvoir évacuer la chaleur résiduelle en cas d'urgence, les centrales nucléaires conservent en permanence un système de refroidissement. Si un tel système ne fonctionnait pas, l'augmentation de la température pourrait conduire à une fusion du coeur du réacteur nucléaire. Néanmoins, des procédures de conduite particulières permettent d'éviter ce risque. Les accidents nucléaires les plus courament travaillés sur simulateur, par les conducteurs de tranche, sont l'accident de criticité et la fusion du coeur ainsi que la perte totale du refroidissement.

[modifier] Types de réacteurs

[modifier] Filières nucléaires

Voir l’article Filière nucléaire.

Il existe différents types de réacteurs (qui définissent ainsi des filières nucléaires) :

selon la nature du combustible :
- oxyde d'uranium naturel, plus ou moins enrichi,
- mélange d'oxydes uranium-plutonium,
- thorium, etc.

selon la nature du modérateur pour les réacteurs à neutrons thermiques :
- eau,
- eau lourde,
- graphite
- ou de son absence dans le cas d'un réacteur à neutrons rapides,

selon la nature du fluide caloporteur :
- eau pressurisée,
- eau bouillante,
- gaz,
- métal liquide (sodium)
- ou sels fondus.

L'industrie nucléaire civile classe les réacteurs nucléaires par générations, correspondant chacune à des évolutions technologiques.

Le cycle du combustible nucléaire est défini par les trois paramètres liés au type de réacteur (combustible nucléaire, modérateur, caloporteur). On emploie l'expression filière des réacteurs à eau pressurisée (au sujet des réacteurs), en incluant implicitement les phases amont et aval du cycle. L'expression cycle du combustible nucléaire évoque explicitement toutes les phases.

[modifier] Première génération

La 1ère génération désigne les premiers réacteurs construits avant 1970 (en France filière UNGG)

[modifier] Deuxième génération : réacteurs actuellement en service

La 2ème génération désigne les réacteurs construits entre 1970 et 1998 et actuellement en service, essentiellement de la filière REP (PWR)

Les principaux types de réacteurs nucléaires actuellement construits dans le monde sont des réacteurs de 2e génération :

Magnox : filière anglaise
UNGG : Uranium Naturel Graphite Gaz (filière française)
AGR : Réacteur avancé au gaz
RBMK : Réacteur à eau bouillante, modéré au graphite, de conception soviétique. Un réacteur de ce type est à l'origine de la catastrophe de Tchernobyl
BWR : Réacteur à eau bouillante (REB)
PHWR : Réacteur à eau lourde pressurisée
PWR : Réacteur à eau pressurisée (REP)
RNR : Réacteur à neutrons rapides
WWER : Réacteur à eau pressurisée de conception soviétique
CANDU : Réacteur nucléaire à l'uranium naturel à eau lourde conçu au Canada

[modifier] Troisième génération : améliorations de la deuxième génération

La 3ème génération désigne les réacteurs dérivés des précédents, conçus pour les remplacer à partir de 2010 : EPR européen, ESBWR américain.

[modifier] Génération IV : rupture technologique

La 4ème génération désigne les réacteurs qui pourraient entrer en service à l'horizon 2030 ; six filières sont actuellement à l'étude au sein du Forum International Génération IV.

Les réacteurs nucléaires en projet de la Génération IV sont :

réacteurs HTR (réacteur à haute température) dont PBMR (réacteur à lit de boulets) ;
réacteurs à eau supercritique ;
réacteurs rapides à caloporteur gaz ;
réacteurs rapides à caloporteur métallique (sodium ou plomb-bismuth) ;
réacteurs à sels fondus ;
réacteurs hybrides.

Par ailleurs, il existe des projets de réacteurs sous-critiques, dédiés à la transmutation.

Les réacteurs Phénix et Superphénix sont des ébauches de réacteurs de génération IV, auxquelles il manque la fermeture du cycle.

Voir aussi le projet Integral Fast Reactor

[modifier] Réacteurs nucléaires en France

En France, plusieurs filières de réacteurs ont été successivement développées :

9 réacteurs graphite-gaz (UNGG), construits à Marcoule, Chinon, Bugey et Saint-Laurent , aujourd'hui déclassés.
1 réacteur gaz-eau lourde (PHWR) construit à Brennilis (centrale), en phase de démantèlement.
58 réacteurs à eau pressurisée (REP), voir la liste des réacteurs nucléaires en France.
2 réacteurs à neutrons rapides et caloporteur sodium Phénix à Marcoule (réacteur expérimental en fonctionnement) et Superphénix (arrêté en 1997).

Le réacteur à fission nucléaire actuellement en projet en France est le :

réacteur pressurisé européen (EPR), ou European Pressurised water Reactor (EPR). EDF souhaite implanter ce réacteur de 1600 MW sur le site de Flamanville (Manche) en complément des deux premières unités de 1300 MW qui s’y trouvent déjà.

[modifier] Réacteurs nucléaires aux États-Unis

Les États-Unis disposent d'un parc électronucléaire d'une centaine de réacteurs. Par rapport au parc électronucléaire français, les caractéristiques sont assez différentes :

La puissance moyenne est inférieure à celle du parc électronucléaire français,
Le parc est plus hétérogène,
Le parc est plus ancien,
Il ne concourt qu'à environ 20 % des besoins en électricité des Etats-Unis, contre 80 % en France (et des pourcentages souvent plus élevés dans l'Union européenne).

Les États-Unis ont un besoin plus urgent de remplacement de leur parc, en termes de délais, mais moindre en termes de proportion de fourniture d'électricité.