réacteur nucléaire.

réacteur nucléaire. 1 PRÉSENTATION réacteur nucléaire, partie d'une centrale nucléaire où se déroulent les réactions de fission nucléaire, ainsi que l'extraction de la chaleur produite par celles-ci. Cette chaleur est transportée par le fluide caloporteur du circuit primaire qui circule entre les barres de combustible situées dans le coeur du réacteur. Elle est cédée au circuit secondaire par l'intermédiaire de générateurs de vapeur. La pression de cette vapeur permet l'entraînement de la turbine à laquelle est couplé le groupe turboalternateur qui génère l'électricité. Les groupes turboalternateurs, situés à l'extérieur de la chaudière nucléaire, sont communs à toutes les centrales thermiques -- nucléaires et classiques. 2 HISTORIQUE DU PARC ÉLECTRONUCLÉAIRE FRANÇAIS Le premier réacteur nucléaire a été construit aux États-Unis en 1942 par Enrico Fermi. En France, le premier réacteur expérimental, appelé Zoé, a fonctionné pour la première fois en 1948. En 1953, sa puissance était de 150 kW. Dix ans plus tard, les premiers réacteurs de la filière UNGG (Uranium Naturel-Graphite-Gaz), de puissance dite commerciale, sont mis en service, amorçant ainsi l'indépendance énergétique de la France. À la suite du choc pétrolier de 1973, le gouvernement français met en place une politique énergétique fondée sur le développement massif de centrales nucléaires. Au début du XXIe siècle, la France est le pays qui assure la part la plus élevée de sa production électrique nationale via le nucléaire (78 p. 100). Elle utilise pour cela 58 réacteurs de la filière la plus répandue au monde, c'est-à-dire du type à eau pressurisée -- REP (réacteur à eau pressurisée) ou PWR (Pressurized Water Reactor). Ces réacteurs, construits en séries standardisées, sont de trois puissances différentes : 34 tranches de 900 MW, 20 tranches de 1 300 MW et 4 tranches de 1 450 MW (réacteurs de type N4, mis en service dans les années 1990). En outre, ce parc électronucléaire comprend deux réacteurs à neutrons rapides (RNR) : les surgénérateurs Phénix et Superphénix. En 2004, la France réaffirme sa politique énergétique basée sur le nucléaire en décidant la construction d'un nouveau type de réacteur nucléaire, dit de troisième génération : l'EPR (European Pressurized Water Reactor). Implanté sur le site nucléaire de Flamanville (Normandie), l'EPR est un réacteur d'une puissance de 1 600 MW, qui présente des caractéristiques de sûreté accrues et une consommation d'uranium plus faible (15 p. 100 en moins) que les REP actuels. En fonction des résultats de ce prototype, une production en séries d'EPR est envisagée pour renouveler à terme l'ensemble du parc électronucléaire français. 3 FONCTIONNEMENT D'UN RÉACTEUR 3.1 Constituants Un réacteur contient généralement trois composés spécifiques : le combustible nucléaire ; le modérateur, fluide qui ralentit les neutrons par collisions élastiques, en les capturant le moins possible, favorisant ainsi les fissions ; le fluide réfrigérant, appelé caloporteur, qui extrait la chaleur produite par les fissions. Le modérateur est constitué d'atomes légers, ce qui permet un transfert d'énergie maximal entre le neutron et ce composé. L'hydrogène de l'eau ordinaire est un modérateur efficace, mais il capture les neutrons. L'eau ordinaire est un modérateur adapté aux réacteurs utilisant comme combustible de l'uranium naturel légèrement enrichi en uranium-235 (235U). On peut également utiliser le deutérium (isotope de l'hydrogène) comme modérateur : il ralentit moins les neutrons, mais en capture également moins. L'eau lourde, constituée de deutérium (également appelé hydrogène lourd) est un modérateur qui convient parfaitement pour les réacteurs à uranium naturel. Le carbone a une faible section efficace de capture ; on s'en sert comme modérateur dans les réacteurs UNGG (Uranium Naturel-Graphite-Gaz), où le caloporteur est le gaz carbonique. Les réacteurs à neutrons rapides ne contiennent pas de modérateur, les fissions étant engendrées par des neutrons à grande vitesse. Le coeur de la plupart des réacteurs est constitué de cellules carrées ou hexagonales, similaires les unes aux autres, composées du combustible, du modérateur et du fluide caloporteur ; leur séparation est assurée par des barrières d'assemblage, protégeant contre les agressions chimiques et évitant la fuite du combustible. 3.2 Puissance La puissance d'un réacteur nucléaire est proportionnelle au nombre de fissions par unité de temps qui s'y produisent. Le temps de vie moyen des neutrons, correspondant à l'intervalle entre deux générations de neutrons, est le paramètre essentiel de la cinétique du réacteur. Pour les dispositifs à eau ordinaire, il est égal à 2,5 × 10-5 s. Les neutrons retardés sont émis environ 10 secondes après les premiers. C'est grâce aux neutrons retardés qu'il est possible de piloter un réacteur nucléaire. 3.3 Température La modification de la température dans le coeur du réacteur induit une variation de sa puissance. La relation entre la variation de la température et la réactivité est donnée par le coefficient de température. Si ce dernier est positif et que la température augmente, la réactivité croît ; si, au contraire, il est négatif, lorsque la température augmente, la réactivité diminue. Les réacteurs à eau ordinaire et les réacteurs UNGG présentent un coefficient de température négatif. Ainsi, ces réacteurs ne peuvent pas s'emballer même si le système de refroidissement accusait un dysfonctionnement, car cela entraînerait une augmentation de la température et, par conséquent, une diminution de la réactivité. Le réacteur de Tchernobyl avait, quant à lui, un coefficient de température positif, comme toutes les centrales RBMK (voir ci-après). 3.4 Évolution du combustible Le combustible subit des modifications dans le réacteur : au fur et à mesure, le nombre de noyaux fissiles diminue, des produits de fission apparaissent (ils peuvent présenter une forte section efficace de capture des neutrons) et des noyaux transuraniens se forment (plus lourds que l'uranium, certains augmentent la réactivité et d'autres la diminuent). Ces modifications rendent nécessaire le renouvellement périodique du combustible, qui peut se faire en continu (dans le cas des réacteurs UNGG ou par remplacement d'un quart à un tiers du combustible après arrêt du réacteur, environ une fois par an. Par ailleurs, par désintégration radioactive de l'iode-135 apparaît le xénon-135, produit de fission de très grande section efficace de capture des neutrons. C'est ce que l'on appelle l'effet xénon, qui disparaît pendant le fonctionnement du réacteur, mais qui est gênant lors de l'arrêt du réacteur, car il entrave son redémarrage. Durant leur fonctionnement, les réacteurs produisent de la matière fissile (le plutonium-239 noté 239Pu), issue du processus dit de capture fertile de l'uranium-238. Dans les réacteurs à neutrons rapides, la production de matière fissile excède la consommation : c'est la surgénération. 3.5 Pilotage Pour compenser l'excès de réactivité dans le coeur du réacteur, on a recours aux barres de commande, généralement appelées barres noires, qui absorbent fortement les neutrons, car elles contiennent un matériau à forte section efficace d'absorption. Des barres moins absorbantes, appelées barres grises, permettent de faire varier rapidement la puissance du réacteur. Dans les réacteurs à eau ordinaire sous pression, on peut aussi mélanger du bore ou du gadolinium à l'eau. Ces éléments, présentant de fortes sections efficaces, et sont appelés poisons neutroniques. Le réacteur une fois arrêté, les produits de fission sont transformés par transmutation radioactive et produisent de la chaleur résiduelle qu'il faut évacuer pour éviter l'échauffement du réacteur. 4 TYPES DE RÉACTEURS Les premiers réacteurs nucléaires de grande échelle ont été construits en 1944 aux États-Unis pour la production d'armes nucléaires. Le combustible était de l'uranium naturel, et le modérateur du graphite. Le plutonium était fabriqué dans ces sites par absorption de neutrons par l'uranium-238, la chaleur produite n'étant pas utilisée. On classe généralement les centrales selon le type de réacteur dont elles sont équipées. 4.1 Réacteurs UNGG Les réacteurs UNGG (Uranium Naturel-Graphite-Gaz) utilisent de l'uranium naturel métallique comme combustible, le modérateur étant le graphite, et le gaz carbonique faisant office de fluide caloporteur. Ce type de réacteur, de très grande sûreté, présente toutefois certains inconvénients : son rendement thermique est limité car la température du réacteur ne peut pas être très élevée ; les investissements sont plus importants que pour une centrale à eau ordinaire, à puissance égale. Ainsi en France, la construction de réacteurs UNGG a été abandonnée depuis 1969, au profit des réacteurs à eau pressurisée (PWR). 4.2 Réacteurs Mangox et AGR Les réacteurs Mangox doivent leur nom au matériau employé pour la gaine des éléments combustibles, un alliage au magnésium. Ils utilisent de l'uranium naturel et le système de refroidissement fonctionne au gaz carbonique. Après 1971 ont été construits des réacteurs AGR (Advanced Gas cooled Reactor), utilisant de l'uranium légèrement enrichi (à environ 1,7 p. 100 en 4.3 235U) sous forme d'oxyde. Réacteurs RBMK Les réacteurs RBMK (Reactor Bolchoe Molchnastie Kipiachie, ce qui signifie « réacteur, grande puissance, canal «) fonctionnent à l'uranium enrichi à 1,8 p. 100 en 235U ; le modérateur est le graphite et le fluide caloporteur est de l'eau en ébullition. Le parc électronucléaire de l'ex-URSS est constitué à 40 p. 100 de ce type de réacteur. Leurs systèmes ne sont pas autorégulés en raison de leur coefficient de température positif. La centrale de Tchernobyl disposait d'un réacteur de ce type, qui s'est emballé en 1986 à la suite de décisions inconsidérées de la part des opérateurs, mais aussi en raison des risques intrinsèques à ce type de réacteur. 4.4 Réacteurs à eau pressurisée (REP et EPR) 4.4.1 Réacteurs REP ou PWR Ces systèmes sont à cycle direct, sans échangeurs de chaleur ; l'eau en ébullition circule dans le coeur du réacteur, ainsi que dans la turbine et le condenseur. On distingue les réacteurs à eau pressurisée (PWR : Pressurized Water Reactor, ou REP : réacteurs à eau pressurisée) et les réacteurs à eau lourde (PHWR : Pressurized Heavy Water Reactor). Le programme français de production d'énergie électronucléaire repose principalement sur la filière des réacteurs à eau ordinaire sous pression. Dans ce type de réacteur, l'eau pressurisée (à 155 bars ou 15,5 × 105 Pa) constitue à la fois le modérateur et le fluide caloporteur. Le combustible est du dioxyde d'uranium enrichi à 3 p. 100 ; il se présente sous la forme de pastilles, placées dans 264 tubes (gainés de zircoloy, alliage de zirconium, peu absorbant de neutrons, et constituant une barrière à la contamination de l'eau) assemblés avec 24 tubes guides, dans lesquels peuvent pénétrer les barres absorbantes, ainsi qu'un tube central pour les mesures de flux. Le combustible est réfractaire, d'une température de fusion de 2 800 °C, stable sous irradiation et ne réagissant pas chimiquement avec l'eau. Au centre des pastilles, la température est de 1 800 °C, et au contact de l'eau, elle atteint 330 °C. Le combustible est placé dans une cuve remplie d'eau, qui est en acier inoxydable. La paroi de la cuve est d'une épaisseur de 22 cm. Les quatre générateurs de vapeur présentent un débit de 1 940 t/h. Le circuit primaire, qui véhicule l'eau ayant circulé dans le coeur du réacteur, constitue une seconde barrière contre la radioactivité car il ne passe pas dans la turbine, contrairement au circuit secondaire, avec la vapeur produite dans les générateurs de vapeur. Cet ensemble se trouve dans le bâtiment réacteur, qui isole le réacteur de l'extérieur en constituant une barrière supplémentaire contre la radioactivité et les phénomènes naturels, accidentels ou de destruction délibérée. Le bâtiment réacteur se compose d'un radier en béton précontraint qui en constitue l'assise, d'une enceinte intérieure en béton précontraint et une autre en béton armé à l'extérieur. La centrale de Tchernobyl ne disposait pas d'un bâtiment réacteur. Dans un réacteur de ce type, 15 tonnes d'uranium naturel permettent d'obtenir un milliard de kilowattheures (kWh). Dans les réacteurs à eau lourde, le combustible est l'uranium naturel, le modérateur est de l'eau lourde dont la température s'élève à 68 °C, et le fluide caloporteur est de l'eau lourde à une pression de 90 bars. 4.4.2 Réacteurs EPR Conçu par la société Framatome-ANP, née de l'alliance du groupe français Areva et du consortium allemand Siemens, l'EPR (European Pressurized Water Reactor) est un réacteur nucléaire de troisième génération dit « évolutionnaire «, car il dérive des réacteurs à eau pressurisée KONVOI (allemand) et de type N4 (français). Par rapport aux réacteurs les plus récents en service, il présente des avancées significatives sur le plan technique, économique et de la sûreté du site : o une puissance électrique de 1 600 MW ; o une durée de vie technique de 60 ans ; o une consommation d'uranium plus faible (15 p. 100 en moins), d'autant plus que le coeur peut accepter 50 à 100 p. 100 d'assemblages MOX (oxyde mixte de plutonium et d'uranium), permettant ainsi le recyclage du plutonium ; o un rendement plus élevé avec une amélioration des taux de combustion d'environ 25 p. 100 , ce qui permet de réduire les déchets nucléaires à vie longue; o une sûreté accrue, qui vise en particulier à limiter le risque de fusion du coeur du réacteur doublé de la mise en place d'un dispositif de récupération (appelé « cendrier «) de la partie fondue en cas d'accident grave, ainsi qu'à réduire le niveau d'exposition du personnel aux radiations. En 2004, le conseil d'administration d'Électricité de France (EDF) a décidé d'installer un prototype EPR sur le site nucléaire de Flamanville (Normandie). Le démarrage des travaux de l'EPR est prévu pour la fin de l'année 2007 et son exploitation commerciale à l'horizon 2012. Par ailleurs, la Finlande s'est elle aussi dotée d'un EPR qui doit entrer en service en 2009 -- ce qui permettra de dresser un premier bilan de ce nouveau type de réacteur. Toutefois, en dépit de ses avantages, l'EPR est loin de faire l'unanimité, en particulier du côté des écologistes qui dénoncent la politique énergétique pro-nucléaire de la France au détriment du développement d'énergies renouvelables. 4.5 Réacteurs à neutrons rapides (RNR) Les réacteurs RNR ne possèdent pas de modérateur et peuvent produire plus de neutrons qu'ils n'en consomment, ce qui permet une économie d'uranium. Le premier réacteur nucléaire à produire de l'électricité était de ce type. Il a été mis en service en 1951, aux États-Unis, dans l'État de l'Idaho. En France, les surgénérateurs Phénix (233 MW) et Superphénix (1 300 MW) sont également équipés de ce type de réacteur. Dans les réacteurs à eau pressurisée, le combustible contient 3 p. 100 de matière fissile, alors que dans les RNR cette teneur est de 15 p. 100. Ainsi, un réacteur à neutrons rapides présente une plus grande puissance thermique et nécessite un fluide caloporteur spécifique : le sodium. Ce dernier est un très bon conducteur thermique, il présente en outre une faible viscosité et ralentit peu les neutrons ; sa température d'ébullition est très élevée (883 °C) en regard de sa température d'utilisation dans le coeur du réacteur (545 °C au maximum). Le sodium qui passe dans le coeur du réacteur (circuit primaire) reste dans la chaudière, et c'est un second circuit de sodium, non radioactif grâce aux protections en acier entourant le coeur, qui, après avoir absorbé la chaleur du circuit primaire, transforme l'eau en vapeur dans les générateurs de vapeur. Ce type de réacteur permet d'obtenir 50 à 70 fois plus d'énergie électrique qu'un réacteur à eau pressurisée. Un RNR peut fonctionner selon trois modes : surgénérateur -- sa production de plutonium excède sa consommation -- avec comme combustible de l'uranium appauvri, issu des centrales nucléaires classiques ; convertisseur -- il ne consomme pas plus de plutonium qu'il n'en produit -- ; incinérateur -- il consomme du plutonium, brûle celui des autres centrales, et convertit des produits très radioactifs en produits peu radioactifs. Dans ce type de réacteur, les températures varient très lentement, ce qui permet aux opérateurs de ne jamais être confrontés à la nécessité de prendre des décisions dans l'urgence. De plus, les rejets thermiques de ce type de centrale sont moins importants que ceux des autres centrales nucléaires d'environ 30 p. 100. 4.6 Réacteurs à haute température Dans ce type de réacteur, le combustible est constitué d'uranium très enrichi, sous forme de particules sphériques d'oxydes d'uranium et de thorium engainé dans du pyrocarbone. Le modérateur est du graphite et le fluide caloporteur de l'hélium. Les températures au coeur du réacteur se situent entre 750 °C et 950 °C. L'uranium-238 se transforme en plutonium-239 fissile et le thorium-232 en uranium-233, également fissile. 5 PERSPECTIVES Le concept d'amplificateur d'énergie (AE), proposé par le professeur du CERN Carlo Rubbia, lauréat du prix Nobel de physique en 1984, est toujours d'actualité. L'objectif d'un tel réacteur est la production d'une énergie plus sûre et plus propre à partir du cycle du thorium. Pour cela, l'amplificateur d'énergie ne fonctionne pas selon le principe d'une fission nucléaire en chaîne, mais est piloté par un flux continu de neutrons produits par un accélérateur de particules. Lorsque l'on arrête l'accélérateur, la réaction de fission s'interrompt automatiquement. Le combustible est une combinaison de thorium avec de petites quantités de plutonium enrichi, provenant des centrales nucléaires classiques. En outre, le thorium existe en abondance sur notre planète, contrairement à l'uranium. Par ailleurs, dans un amplificateur d'énergie, le plutonium est totalement consumé : si ce type de réacteur se révèle efficace, il représenterait la solution au délicat problème des déchets nucléaires. Des réacteurs de fusion thermonucléaire, de types tokamaks ou à fusion inertielle, sont également à l'étude -- notamment au centre de recherche du Commissariat à l'énergie atomique (CEA) de Cadarache (Bouches-du-Rhônes), qui abrite le réacteur expérimental ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), projet international réunissant l'Union européenne, la Russie, le Japon, la Corée du Sud, la Chine et les États-Unis. En réalisant la fusion de deux noyaux légers, tels des isotopes de l'hydrogène, en un noyau plus lourd, comme l'hélium, ces réacteurs fourniraient une énergie « propre « quasi inépuisable. Voir aussi production et distribution de l'électricité ; chimie nucléaire ; énergie nucléaire ; énergie thermonucléaire. Microsoft ® Encarta ® 2009. © 1993-2008 Microsoft Corporation. Tous droits réservés.