B3020

Réacteurs nucléaires
Généralités
par
Pierre BACHER
Ancien élève de l’École Polytechnique
Directeur Technique, Direction de l’Équipement EDF
Jean-Paul CROCHON
et
Attaché au Directeur Technique, Direction de l’Équipement EDF
1.
Définition....................................................................................................
2.
2.1
2.2
2.3
Description d’une chaudière nucléaire..............................................
Réacteur........................................................................................................
Circuits principaux.......................................................................................
Circuits et systèmes auxiliaires ..................................................................
—
—
—
—
2
3
4
4
3.
3.1
Réalisations industrielles des chaudières nucléaires ....................
Chaudières de la phase pré-industrielle ....................................................
3.1.1 Chaudières utilisant le gaz comme fluide calopoteur :
dioxyde de carbone et hélium ...........................................................
3.1.2 Chaudières utilisant l’eau comme fluide caloporteur :
eau ordinaire et eau lourde................................................................
3.1.3 Chaudières utilisant le sodium liquide comme fluide
caloporteur ..........................................................................................
Chaudières de la phase industrielle ...........................................................
—
—
5
5
—
5
—
5
—
—
7
8
3.2
B 3 020 - 2
et article traite, d’une manière générale, les diverses filières de réacteurs ;
chacune d’elles sera examinée, en détail, dans les articles spécialisés
[B 3 025] à [B 3 314] de cette rubrique Réacteurs nucléaires.
C
On rappelle :
Advanced Gad Reactor
Canadian Deuterium Uranium
Fast Breeder Reactor
High Temperature Reactor
Heavy Water Reactor
Reactor Bolchoe Molchnastie Kipiache
Réacteur d’Eau ordinaire Bouillante (BWR Boiling Water Reactor)
Récteur d’Eau ordinaire Pressurisée (PWR Pressurized Water Reactor)
Uranium Naturel Graphite Gaz
B 3 020
5 - 1991
AGR
CANDU
FBR
HTR
HWR
RBMK
REB
REP
UNGG
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B 3 020 − 1
RÉACTEURS NUCLÉAIRES ________________________________________________________________________________________________________________
1. Définition
Un réacteur nucléaire est un appareil dans lequel est entretenue
une réaction en chaîne de fission. Il comporte :
— de la matière fissile (combustible) dans laquelle a lieu la fission ;
— selon que l’on veut privilégier ou non la fission par des neutrons
à basse (< 1 eV) ou à haute (> 100 keV) énergie, un matériau léger
(modérateur) ou au contraire pas de matériau léger ;
— généralement, de la matière fertile (uranium ou thorium) qui
se transforme en matière fissile par absorption d’un neutron suivie
d’une émission d’une ou de plusieurs particules :
par exemple,
238
U&
n
239
U&
β
239
Np &
β
239
Pu
— lorsque l’on veut produire de l’énergie, un fluide caloporteur
qui récupère l’énergie produite par la fission et la transfère à l’utilisateur final (chaleur ou électricité) ;
— des matériaux dits « de structure » qui servent à mettre en
place les différents composants et donnent une forme déterminée
au réacteur ;
— des matériaux absorbants mobiles qui permettent de réguler
la réaction de fission ; il faut, en effet, en régime stable que le nombre
de neutrons produits par la fission soit strictement égal au nombre
de neutrons capturés dans les différents matériaux présents dans
le réacteur nucléaire et autour de celui-ci.
Un réacteur nucléaire est caractérisé par le choix de ces différents
matériaux, qui est essentiellement limité par leurs caractéristiques
neutroniques et physico-chimiques :
— matériaux fissiles : uranium (U) et plutonium (Pu) ;
— modérateurs : eau ordinaire (H2O), eau lourde (D2O) et
graphite (C) ;
— matériaux fertiles : uranium (U) et thorium (Th) ;
— caloporteurs : eau ordinaire (H2O), eau lourde (D2O), dioxyde
de carbone (CO2), hélium (He) et sodium (Na) ;
— matériaux de structure : béton précontraint, acier au carbone,
acier inoxydable austénitique et alliage zirconium-niobium ;
— matériaux absorbants : bore, cadmium, hafnium, gadolinium,
argent et indium.
Il en résulte théoriquement une centaine de familles de réacteurs
(encore appelées filières), chaque famille étant caractérisée par une
combinaison de matériaux fissiles et fertiles, de modérateur (ou
d’absence de modérateur), de caloporteur (pour les réacteurs
énergétiques).
Aux débuts de l’énergie nucléaire, les choix étaient dictés par les
disponibilités des matières : dans les années 1940 aux États-Unis et
au Canada, et 1950 en France et en Grande-Bretagne, seul l’uranium
naturel (0,7 % de l’uranium 235, 99,3 % de l’uranium 238) étant disponible, les choix de modérateurs se portèrent vers des matériaux
peu absorbants :
— le graphite (pile de Chicago en 1942, réacteurs de production
de plutonium, puis réacteurs électrogènes anglais et français) ;
— l’eau lourde (cf. film « La bataille de l’eau lourde »).
La production d’uranium 235 dans les usines de séparation
isotopique et de plutonium dans les premiers réacteurs devait ouvrir
très largement les combinaisons possibles, et les années 1950 virent
une floraison d’idées dans un monde comportant plus de chercheurs
que d’industriels. À côté de la poursuite du développement industriel
des réacteurs à graphite et à eau lourde, de nombreux réacteurs
d’essais furent construits en vue de rechercher les meilleures
combinaisons. Si personne n’osa associer le meilleur modérateur
(D2O) au meilleur caloporteur (Na) à cause des risques de réaction
violente, on essaya quand même la combinaison graphite-sodium.
Les années 1960 devaient voir l’émergence des réacteurs vraiment industriels pour la production d’énergie, et ce sont ceux qui
seront décrits dans cet article.
B 3 020 − 2
Un classement en fonction du caloporteur, symbolisant le
caractère « énergétique » du réacteur a été choisi :
— les réacteurs refroidis au gaz (CO2 ou He), pour lesquels le
seul modérateur encore envisagé est le graphite ;
— les réacteurs refroidis à l’eau (D2O ou H2O) ; les premiers utilisaient toujours de l’eau lourde comme modérateur, alors qu’ensuite
ils ont utilisé de l’eau ordinaire, de l’eau lourde ou encore du
graphite ;
— les réacteurs refroidis au sodium, sans modérateur.
Les réacteurs refroidis et modérés à l’eau ordinaire dominent
actuellement très largement le secteur énergétique, du fait de leur
compacité appréciée pour la production navale (sous-marins, briseglace, navires de guerre) et de leur relative simplicité qui se traduit
par un coût intéressant, apprécié pour la production de chaleur et
d’électricité.
À plus long terme, le développement des réacteurs énergétiques
devra tenir compte des ressources en uranium et de leur aptitude
à produire et à consommer du plutonium.
Nota : il faut indiquer à ce sujet l’importance du contrôle international des matières fissiles par l’AIEA, contrôle résultant de l’application du traité de non prolifération nucléaire.
Du fait de la présence de quantités importantes d’uranium 238
dans l’uranium naturel, tous les réacteurs produisent plus ou moins
de plutonium et consomment in situ une fraction du plutonium qu’ils
produisent. En fin de vie du combustible, celui-ci contient également
du plutonium qui peut être extrait et réutilisé comme matière fissile.
À cet égard, les réacteurs à neutrons rapides sont particulièrement
intéressants, car on peut récupérer dans le combustible plus de
matière fissile que l’on en avait mis au début : ils sont alors dits
surgénérateurs. On peut ainsi classer les réacteurs en fonction de
l’utilisation plus ou moins bonne qui est faite de l’uranium naturel :
— réacteurs thermiques (UNGG, REP, à eau lourde) : environ 1 % ;
— réacteurs surgénérateurs : 50 à 80 %.
Les réacteurs à neutrons rapides représentent donc un gisement
énergétique énorme, à peu près comparable au charbon. Bien
qu’intrinsèquement plus chers que les réacteurs à eau du fait des
précautions à prendre quand on utilise du sodium, les réacteurs surgénérateurs semblent être appelés à terme à un fort développement.
2. Description d’une chaudière
nucléaire
Lorsque le réacteur nucléaire est utilisé comme source de chaleur
pour produire de la vapeur ou de l’eau chaude à usage industriel,
l’ensemble des appareils nécessaires constitue une chaudière
nucléaire.
Ce paragraphe donne une idée schématique de la constitution
d’une chaudière nucléaire, comme introduction aux articles
consacrés à l’étude des principales familles de chaudières.
Comme le montre la figure 1 avec l’exemple du REP, la chaudière
nucléaire est abritée dans les bâtiments de l’îlot nucléaire de la
tranche : le bâtiment réacteur et un ou plusieurs bâtiments accolés
qui contiennent respectivement le réacteur et les systèmes auxiliaires. Ces bâtiments ont aussi pour fonction de contenir la radioactivité vis-à-vis de l’extérieur ; c’est ainsi que le bâtiment réacteur
est aussi appelé enceinte de confinement pour les réacteurs d’eau
occidentaux et que cette enceinte résiste à la pression, aux séismes
et aux missiles. Les structures internes de ces bâtiments assurent
en outre les fonctions de supportage des équipements et la protection biologique des travailleurs.
La chaudière comprend le réacteur, les circuits principaux et les
circuits et systèmes auxiliaires.
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_______________________________________________________________________________________________________________ RÉACTEURS NUCLÉAIRES
Figure 1 – Configuration générale
d’une tranche nucléaire (type REP)
2.1 Réacteur
Nota : le lecteur se reportera utilement à l’article Réacteurs à eau ordinaire sous pression. Description [B 3 100] dans ce traité et particulièrement aux figures montrant le
combustible et la cuve de réacteur.
La chaleur produite par les fissions nucléaires se dégage au sein
du combustible nucléaire qui constitue le cœur du réacteur.
Les éléments constitutifs du réacteur sont essentiellement le
combustible, le modérateur (s’il existe), le réflecteur (ou couverture),
l’absorbant, le caloporteur, la cuve (ou caisson) et les structures
internes du réacteur.
■ Combustible
C’est pratiquement toujours un mélange de matière fissile et de
matière fertile sous des formes chimiques peu nombreuses (généralement métal ou oxyde).
Bien qu’il y ait eu une tentative de réalisation d’un prototype
utilisant le combustible à l’état liquide (réacteurs homogènes à sels
fondus), le combustible utilisé dans les réacteurs industriels est
toujours à l’état solide, et séparé du modérateur et du caloporteur
(réacteurs hétérogènes ). On peut considérer qu’actuellement les
combustibles de tous les réacteurs industriels sont des oxydes d’uranium (plus ou moins enrichis en uranium 235) ou de plutonium
(PuO2 , ou des oxydes mixtes UO2-PuO2 ), si l’on excepte les réacteurs
à uranium naturel-graphite dioxyde de carbone alimentés en uranium métallique et des réacteurs d’essais surgénérateurs (uranium
et carbure d’uranium).
L’oxyde (sous forme de pastilles frittées), ou le métal, est contenu
dans des tubes (gaines) dont le but est principalement d’éviter la
dispersion des produits de fission dans le caloporteur. Le choix des
matériaux de gaines est limité à des alliages à base de zirconium
(cas des réacteurs à eau), à des aciers inoxydables (cas des réacteurs
refroidis au sodium) ou à des alliages de magnésium (réacteurs
graphite-gaz).
Remarque : il faut, en particulier, que la gaine soit chimiquement compatible (aux températures d’emploi) avec le
combustible et le caloporteur, qu’elle soit transparente aux
neutrons et à la chaleur, qu’elle conserve de bonnes propriétés
mécaniques compte tenu du rayonnement, qu’elle soit facile à
mettre en œuvre, etc. On conçoit facilement que ces exigences
contradictoires conduisent à un éventail limité de matériaux.
L’élément combustible est la plus petite unité étanche contenant
le combustible proprement dit. Dans le cas des réacteurs graphitegaz, cet élément est appelé cartouche, alors qu’il est désigné sous
le nom de crayons dans le cas des réacteurs à eau ordinaire et à
eau lourde et d’aiguilles dans celui des réacteurs à neutrons rapides
refroidis au sodium.
L’assemblage combustible est le groupe autonome d’éléments
combustibles liés mécaniquement et formant un tout manipulé en
bloc.
■ Modérateur
Il est constitué de noyaux légers ayant une section efficace de
diffusion élastique convenable et une capture faible. Le choix est
pratiquement très limité : eau ordinaire, eau lourde, graphite. Le
modérateur peut être confondu avec le caloporteur (cas des réacteurs à eau ordinaire).
■ Réflecteur (ou couverture)
Pour limiter la fuite des neutrons vers l’extérieur, le cœur du réacteur est toujours entouré d’un matériau diffusant, peu capturant,
appelé réflecteur. Le matériau utilisé est généralement le même que
celui du modérateur : eau ordinaire, eau lourde ou graphite.
Alors que le terme de réflecteur est utilisé dans les réacteurs à
neutrons thermiques, on appelle couverture la couche de matériau
fertile (uranium 238) qui entoure le cœur des réacteurs surgénérateurs, et qui a surtout pour but d’utiliser au mieux les neutrons qui
s’échappent du cœur en les capturant dans les noyaux fertiles.
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B 3 020 − 3
RÉACTEURS NUCLÉAIRES ________________________________________________________________________________________________________________
■ Absorbant
Il est essentiellement destiné à régler l’allure de la réaction en
chaîne par l’introduction (ou le retrait) dans le cœur de certains matériaux capturant les neutrons. Ces matériaux sont, le plus souvent
du bore, du cadmium, du hafnium, du gadolinium, de l’argent, de
l’indium. Ils sont présents, en général, sous forme de barres ou
grappes de contrôle, mais aussi sous forme de sels dissous dans
l’eau (cas des réacteurs à eau ordinaire sous pression dont le
modérateur contient de l’acide borique en solution), ou sous forme
de pastilles de corps très capturant (gadolinium, par exemple) incorporées au combustible et qui se consomment peu à peu, permettant
ainsi de compenser la disparition de matière fissile au cours de
l’irradiation.
■ Caloporteur
C’est le fluide qui, circulant dans le réacteur le long des éléments
combustibles, en évacue la chaleur dégagée.
Les fluides utilisés dans les chaudières industrielles sont :
— le gaz : dioxyde de carbone (CO2) et hélium (He) ;
— l’eau : eau ordinaire (H2O) et eau lourde (D2O) ;
— le sodium (Na).
■ Cuve (ou caisson) et structures internes du réacteur
Le cœur est maintenu dans des structures qui organisent l’écoulement du fluide caloporteur et guident les barres de contrôle ; ce
sont les structures internes du réacteur.
L’ensemble est généralement contenu dans une cuve en acier
(caloporteur liquide) ou un caisson en béton précontraint (caloporteur gazeux). Plus rarement, on fait appel à un faisceau de
tubes de forces (chaudières CANDU et RBMK).
2.2 Circuits principaux
Ils comprennent l’ensemble des circuits et de leurs organes
(pompes, vannes, échangeurs de chaleur, générateurs de vapeur)
permettant de transférer, grâce au fluide caloporteur, l’énergie thermique dégagée dans le cœur au fluide thermodynamique (vapeur
d’eau) qui sera envoyé dans la turbine.
Les chaudières nucléaires comportent un, deux ou trois circuits
principaux (figure 2).
2.3 Circuits et systèmes auxiliaires
De nombreux circuits et systèmes auxiliaires sont nécessaires
pour assurer la disponibilité et la sûreté du fonctionnement d’une
chaudière nucléaire.
Ce sont d’abord les circuits de sauvegarde qui sont destinés à
intervenir en cas de défaillance des systèmes normaux de fonctionnement pour ramener les conséquences d’accidents éventuels en
deçà des limites acceptables pour le personnel et pour le public.
Ce sont ensuite les circuits auxiliaires proprement dits, fort
nombreux et qui permettent aux circuits principaux de remplir leurs
fonctions dans les configurations de démarrage, de fonctionnement
B 3 020 − 4
Figure 2 – Circuits principaux des chaudières nucléaires
en puissance et d’arrêt. Parmi ces systèmes, il faut citer les circuits
de refroidissement et les circuits de collecte, de traitement, de stockage et de rejet des effluents ou déchets radioactifs.
Enfin, des systèmes de manutention et de stockage du combustible permettent le renouvellement du combustible dans le réacteur.
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3. Réalisations industrielles
des chaudières nucléaires
Comme indiqué au paragraphe 1, on peut distinguer deux phases
dans la réalisation des chaudières nucléaires :
— une première phase « pré-industrielle » que l’on peut aussi
appeler la « phase des chercheurs ». Cette période a donné lieu à
la réalisation de prototypes ou de courtes séries de réacteurs ;
Nota : certains projets, comme les réacteurs homogènes à sels fondus, ont avorté avant
la phase prototype compte tenu de difficultés technologiques.
— une deuxième phase postérieure aux années 1960, que l’on
peut appeler la « phase des industriels ». Cette période a vu
s’imposer les chaudières utilisant l’eau ordinaire comme fluide
caloporteur et en particulier le modèle des chaudières REP dans le
monde. Le modèle de chaudières REB correspond à une variante
également diffusée largement dans le monde occidental. La chaudière RBMK correspond à un modèle hybride spécifique à l’Union
Soviétique.
3.1 Chaudières de la phase pré-industrielle
On peut classer les multiples modèles de chaudières réalisées
pendant cette période en fonction de la nature du fluide caloporteur :
gaz, eau ou sodium. Nous laisserons de côté les prototypes et ne
traiterons que les modèles qui ont donné lieu à plusieurs réalisations.
La composition des modèles de chaudières est donnée dans le
tableau 1.
3.1.1 Chaudières utilisant le gaz comme fluide
calopoteur : dioxyde de carbone et hélium
■ Chaudières UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz)
Ce modèle a été construit en plusieurs unités en France (puissance
électrique de 2 365 MW) et en Grande-Bretagne (5 286 MW) ; il est
le seul à utiliser des matériaux naturels. Le choix de l’uranium naturel
et du graphite impose certaines contraintes technologiques. Le bilan
neutronique très tendu conduit à une masse critique importante et
à un rapport en volume du modérateur au combustible très élevé
(de l’ordre de 60) malgré l’emploi de matériaux très purs, notamment
le graphite ; il nécessite l’emploi de l’uranium sous forme métallique,
d’une gaine (entourant ce combustible) en un métal très peu
capturant (magnésium légèrement allié au zirconium), et d’un caloporteur peu capturant (dioxyde de carbone).
■ Chaudière AGR (Advanced Graphite Reactor)
Ce modèle a été construit en plusieurs unités en Grande-Bretagne ;
il dérive du précédent par l’emploi de gaines de combustible en acier
inoxydable dont l’effet capturant pour les neutrons est compensé
par un léger enrichissement de l’uranium (environ 2 %) qui est introduit sous forme de pastilles d’oxyde d’uranium fritté (UO2) au lieu
d’uranium métal. Ainsi, la température et la pression du caloporteur
sont augmentées et le rendement de la chaudière amélioré.
■ Chaudière HTR (High Temperature Reactor)
Ce modèle a été construit aux États-Unis et en République fédérale
d’Allemagne ; il se déduit d’un AGR par l’emploi d’un matériau
réfractaire, le pyrocarbone, comme gaine de combustible et corrélativement le remplacement du dioxyde de carbone par un gaz inerte,
l’hélium, comme fluide caloporteur, de manière à pouvoir en augmenter considérablement la température (700 à 950 oC).
Le combustible est constitué de particules sphériques de moins
d’un millimètre de diamètre, comprenant un noyau d’oxyde (ou de
carbure) de matière fissile (ou fertile) entouré de plusieurs couches
de carbone et de carbure de silicium en alternance. Ces particules
enrobées sont agglomérées et réparties de diverses façons dans le
modérateur qui reste du graphite. Dans cette conception, le cœur
est par conséquent constitué uniquement en matériau résistant à très
haute température. Un tel dispositif, dans lequel le graphite joue à
la fois le rôle de modérateur, de gainage du combustible et de structure du cœur, présente des avantages, mais la dispersion du
combustible nécessite un enrichissement du cœur de l’ordre de 8
à 11 %.
L’ensemble définissant l’élément combustible se présente soit
sous forme de prismes, soit sous forme de boulets. Ces deux formes
d’éléments combustibles conduisent à deux constitutions nettement
différentes de cœur : remplissage de boulets dans un cas, empilement de prismes à base hexagonale dans l’autre. Le renouvellement
du combustible s’effectue en marche dans le premier cas et à l’arrêt
dans le second cas.
Ces réacteurs produisent peu d’effluents et présentent l’avantage
d’utiliser un combustible très résistant. Les risques liés à l’entrée de
vapeur d’eau dans le réacteur nécessitent cependant des précautions
particulières. Leur développement a été handicapé par des problèmes technologiques difficiles liés aux hautes températures, et par
un coût très élevé.
La chaleur à haute température peut être intéressante en dehors
de la production d’électricité, comme par exemple en sidérurgie,
pour la fabrication d’hydrogène ou de gaz naturel de substitution
du charbon. Enfin, à ces températures, l’utilisation de l’hélium
sortant du réacteur directement dans une turbine à gaz peut être une
solution d’avenir.
3.1.2 Chaudières utilisant l’eau comme fluide
caloporteur : eau ordinaire et eau lourde
■ Chaudières à eau ordinaire REP et REB
Dans ces chaudières, l’eau ordinaire joue à la fois les rôles de
modérateur et de caloporteur.
Suivant que les calories sont extraites dans le réacteur, en phase
liquide ou vapeur, on distingue deux variantes de cette filière de
réacteurs.
● Réacteurs à eau ordinaire sous pression : ces réacteurs ont été
conçus à l’origine aux États-Unis pour la propulsion des sous-marins.
L’eau est maintenue en phase liquide, la pression étant nettement
supérieure à la pression de saturation (environ 150 bar), à la température moyenne du fluide (environ 300 oC). Cette eau primaire cède
sa chaleur dans un générateur de vapeur d’eau secondaire, vapeur
qui est envoyée à la turbine.
● Réacteurs à eau ordinaire bouillante : dans ce cas, la pression est
limitée à la pression de saturation ; une partie de l’eau primaire est
transformée en vapeur dans le réacteur et cette vapeur est envoyée
directement dans la turbine. La barrière créée par les générateurs de
vapeur n’existant plus, il est nécessaire en cas d’accident sur le réacteur d’isoler celui-ci de la turbine, et d’évacuer la vapeur vers un
condenseur auxiliaire de grande capacité. Il est également nécessaire
de protéger la turbine vis-à-vis d’une radioactivité éventuelle, de
prendre des dispositions spéciales au niveau de l’extraction des gaz
du condenseur, et de purifier l’eau d’alimentation avant réinjection
dans le réacteur.
● Caractéristiques générales des réacteurs à eau ordinaire :
l’absorption relativement importante des neutrons par l’eau impose
l’utilisation d’un combustible légèrement enrichi (de 2,5 à 3,5 % en
masse d’uranium 235) et conduit à une utilisation réduite des
ressources en uranium : moins de 0,8 % est consommé.
Pour une teneur de rejet de l’usine d’enrichissement de l’uranium
de 0,25 % en masse de l’uranium 235 et en comptant une consommation spécifique d’environ 1 g d’uranium par mégawattjour
(énergie thermique) à l’équilibre, l’énergie extraite de l’uranium naturel est, dans ce type de réacteur, d’environ 6 000 MWj/t.
(0)
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B 3 020 − 5
B 3 020 − 6
AGR
500
600
Saint-Laurent 1 et 2
Hinkley Point
(France)
(Grande-Bretagne)
UNGG
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(1)
(2)
(3)
20 000
230
5 000
250
caisson en béton
précontraint
dint = 29 m
e=4m
barres + billes
boriquées
170
90 000
6
cylindre vertical
d=6m
h = 4,8 m
20 (U et Th)
oxyde d’uranium
moyennement
enrichi
graphite
graphite
50
barres et poison
soluble
160
7 000
9
cylindre horizontal
d = 7,8 m
l=6m
92 (U nat)
Zircaloy
oxyde d’uranium
naturel
eau lourde
92
246
290
400
770
eau ordinaire
71
278
287
Eau
Eau ordinaire H2O
1 100
barres
200
20 000
6
cylindre vertical
d = 12 m
h=7m
190 (UO2)
alliage de zirconium
(ZrNb)
barres
200
28 000
50
cylindre vertical
d=5m
h = 3,70 m
135
Zircaloy
barres et poison
soluble
(bore dissous)
200
45 000
100
cylindre vertical
d = 3,70 m
h = 4,27 m
125
oxyde d’uranium
légèrement
enrichi (1)
Zircaloy
eau ordinaire
155
290
325
Eau
Eau ordinaire H2O
1 450
Chooz B1 (N4)
(France)
Fukushima no 5
(Japon)
REP
REB
oxyde d’uranium
oxyde d’uranium
légèrement enrichi légèrement enrichi
graphite
67
270
280
Eau
Eau ordinaire H2O
950
Tchernobyl
(URSS)
RBMK
barres
<1
65 000
240
cylindre vertical
d = 3,60 m
h=1m
35 (sans couverture)
acier inoxydable
oxyde de plutonium
(pas de modérateur)
400
560
4 au milieu du cœur
et 1 dans la cuve
Sodium
Na
1 200
Superphénix
(France)
RNR
16,1
43
15,9 HWR
28
15,1
22
71,9
87
202,5
238
2,4
9
caisson en béton caisson en béton faisceau horizontal faisceau vertical de cuve épaisse en
cuve épaisse
cuve mince en acier
précontraint
précontraint autour
de 390 tubes
1 681 tubes de force acier faiblement en acier faiblement
inoxydable
dint = 29 m
d’une cuve mince
de force en
(d = 0,088 m ;
allié revêtu d’acier allié revêtu d’acier
austénitique
hint = 33 m
en acier au carbone zirconium niobium
e = 0,004 m)
inoxydable
inoxydable
d = 21 m
e=5m
d = 9,4 m
(ZrNb)
en alliage ZrNb
austénitique
austénitique
h = 15 m
h = 32 m
l = 8,25 m
(et acier inoxydable
d = 6,4 m
d = 4,5 m
e = 0,025 m
e = 0,004 m
hors zone active)
h = 22 m
h = 11 m
traversant un
e = 0,16 m
e = 0,23 m
caisson en acier au
carbone de d = 16 m
et e = 0,016 rempli
de graphite
barres
13 (U)
1
barres
cylindre vertical
d = 9,1 m
h = 8,3 m
129 (UO2)
cylindre vertical
d = 17,4 m
h=9m
600 (U nat)
acier inoxydable
oxyde d’uranium
légèrement enrichi
graphite
40
Eau
Eau lourde D2O
510
Pickering
(Canada)
CANDU
Gaz
Hélium He
330
Fort Saint Vrain
(États-Unis)
HTR
Ou mélange uranium-plutonium (MOX).
Sans recyclage, pour 1 000 MW, pour un facteur de charge de 0,8 et une queue d’uranium appauvrie de 0,25 % à l’enrichissement.
Dimensions : d diamètre ; e épaisseur ; h hauteur ; l longueur.
Puissance électrique installée
dans le monde .................(GW)
Nombre de réacteurs .............
Caractéristiques
des structures du réacteur (3)
Absorbant : dispositif
de contrôle du cœur ...............
Masse................................(t)
Densité
de puissance ............(kW/L)
Taux
d’irradiation .......... (MWj/ t)
Consommation
annuelle d’U3O8 (2) ........ (t)
Caractéristiques du cœur :
Formes et dimensions (3)
alliage
de magnésium
uranium naturel
Gainage associé .................
graphite
Combustible
Matière fissile .....................
26
Modérateur ..............................
Pression moyenne.... (bar)
Caloporteur :
Gaz
Gaz
Nature.................................... Dioxyde de carbone Dioxyde de carbone
CO2
CO2
Température
d’entrée .................... (oC)
250
290
de sortie.................... (oC)
400
645
Puissance électrique
nette................................ (MW)
Exemple de chaudière............
Désignation
Tableau 1 – Comparaison des modèles de chaudières (valeurs arrondies) - estimation au 1er janvier 1991
RÉACTEURS NUCLÉAIRES ________________________________________________________________________________________________________________
_______________________________________________________________________________________________________________ RÉACTEURS NUCLÉAIRES
Quant au rapport des volumes du modérateur et du combustible,
il est très faible (de l’ordre de 2,15 pour les réacteurs pressurisés
et de 2,75 pour les réacteurs à eau bouillante), du fait du ralentissement brutal des neutrons par les noyaux d’hydrogène. Aussi
l’ensemble combustible modérateur est-il très compact et cela
conduit à placer cet ensemble dans une cuve supportant la pression (la solution à tubes de force serait ici inapplicable). Cette
compacité conduit aussi à des puissances thermiques spécifiques
élevées et à des cuves de dimension compatible avec une fabrication en usine.
Cette compacité impose aussi le changement partiel du combustible à l’arrêt par ouverture du couvercle de la cuve.
Pour limiter l’investissement en combustible, on recherche la puissance spécifique (exprimée en mégawatts par tonne de combustible)
la plus élevée et, pour une bonne utilisation de ce combustible, on
tente d’accroître le plus possible le taux d’irradiation (ou taux de
combustion).
Le combustible déchargé contient encore une quantité
d’uranium 235 nettement supérieure à la teneur isotopique naturelle,
à laquelle s’ajoute 0,85 g de plutonium par kilogramme d’uranium
déchargé. Le retraitement permet de récupérer uranium et plutonium, dans des conditions actuellement économiques. Le plutonium
récupéré est utilisé pour remplacer une fraction de l’uranium dans
les recharges de combustible : combustible MOX (Mixte Oxyde).
● Différence principale entre les réacteurs à eau ordinaire pressurisée et bouillante : elle tient au cycle du caloporteur et à la
conception des circuits principaux (§ 2.2) :
— dans les réacteurs à eau pressurisée, l’eau du circuit primaire
est confinée ainsi que les produits radioactifs qu’elle contient. Le fait
de rester en phase liquide permet d’utiliser, pour contrôler la réaction, un poison soluble pour les neutrons (le bore sous forme d’acide
borique) ;
— dans les réacteurs à eau bouillante, c’est dans le condenseur
de la turbine que l’on retrouve les produits radioactifs gazeux et
qu’on les extrait. L’ébullition de l’eau dans le réacteur interdit
l’emploi de poison soluble et nécessite une épuration très complète
de l’eau en permanence. Ces réacteurs comportent aussi un
condenseur auxiliaire dans l’enceinte de confinement qui permet de
refroidir le réacteur au cas où celui-ci serait isolé lors d’un accident.
■ Chaudière RBMK (Reactor Bolchoe Molchnastie Kipiache)
La première chaudière nucléaire productrice d’électricité fut une
chaudière de ce modèle, mise en service en URSS en 1954.
La centrale de Tchernobyl comporte des chaudières de ce modèle.
Ce modèle, uniquement construit en URSS, est hybride en ce sens
que le caloporteur est de l’eau ordinaire mais que le modérateur n’est
plus seulement de l’eau ordinaire comme pour le REP ou le REB mais
principalement du graphite. Cela se traduit par un rapport de modération supérieur à l’optimum neutronique, avec pour conséquence
que l’ébullition de l’eau tend à augmenter la puissance : le
réacteur RBMK est instable, c’est son principal défaut.
■ Chaudière CANDU (Canadian Deuterium Uranium)
Cette chaudière construite en de nombreux exemplaires au
Canada utilise l’eau lourde à la fois comme modérateur et caloporteur et ainsi se satisfait de combustible en uranium naturel sous
forme d’oxyde d’uranium gainé de zirconium. Cette conception est
très favorable sur le plan neutronique.
3.1.3 Chaudières utilisant le sodium liquide
comme fluide caloporteur
La première chaudière productrice d’électricité de cette
famille EBR1 fut mise en service aux États-Unis en 1951. Le fluide
caloporteur était un mélange sodium-potassium (NaK) au lieu du
sodium seul comme ce fut le cas par la suite. Plusieurs prototypes
de chaudières ont ensuite été construits en URSS, en France, en
Grande-Bretagne, aux États-Unis, au Japon et en Inde.
Ces réacteurs sont caractérisés essentiellement par l’absence de
réaction nucléaire provoquée par des neutrons lents, c’est-à-dire
dont l’énergie correspond à l’agitation thermique. Ils diffèrent, par
conséquent, fondamentalement des réacteurs à neutrons thermiques dans lesquels on cherche à provoquer le maximum de
fissions avec les neutrons lents mentionnés ci-dessus.
L’étude neutronique montre qu’en disposant judicieusement un
combustible formé d’un mélange de plutonium 239 et d’uranium 238,
le réacteur peut devenir surgénérateur. L’utilisation du
couple 239Pu-238U conduit à un facteur de surgénération qui peut
théoriquement atteindre 1,2 à 1,4.
En réutilisant le plutonium formé, on peut, à terme, brûler la
majeure partie des noyaux d’uranium naturel.
Cette possibilité permet d’assurer non seulement l’extraction
d’environ 60 à 100 fois plus d’énergie du même kilogramme d’uranium naturel qu’avec les réacteurs à neutrons thermiques, mais aussi
l’utilisation des minerais pauvres ou très pauvres, économiquement
inexploitables pour alimenter les autres filières et faisant ainsi, de
l’énergie nucléaire, une source sinon inépuisable, du moins utilisable
pendant de très nombreux siècles.
Les réacteurs à neutrons rapides ont aussi d’autres caractéristiques très intéressantes, en particulier ils utilisent au mieux le
plutonium produit par les réacteurs thermiques. Du fait des caractéristiques neutroniques des deux types de réacteurs et des
propriétés nucléaires respectives de l’uranium et du plutonium, un
gramme de plutonium fissile dégage la même énergie qu’environ
1,4 g d’uranium 235 dans un réacteur à neutrons rapides. En
revanche, dans un réacteur à neutrons thermiques, un gramme de
plutonium 239 n’équivaut qu’à environ 0,75 g d’uranium 235. Les
réacteurs à neutrons thermiques et ceux à neutrons rapides
apparaissent alors comme complémentaires, les seconds brûlant le
plutonium fabriqué par les premiers, et cette coexistence indispensable permettra plus tard la mise en place des réacteurs à
neutrons rapides s’auto-alimentant en plutonium.
Les sections efficaces de capture étant beaucoup plus faibles que
pour les réacteurs thermiques, les gaines des aiguilles et les structures des assemblages combustibles sont en acier inoxydable qui
permet d’obtenir des taux de combustion plus élevés que l’alliage
de zirconium.
Les sections efficaces de fission sont beaucoup plus faibles que
pour les réacteurs thermiques. Pour arriver au régime critique, il faut
que le combustible contienne une proportion plus grande de noyaux
fissiles. Ces considérations conduisent à un enrichissement beaucoup plus grand que pour les réacteurs thermiques (15 à 20 % à
comparer avec 3 % environ pour les réacteurs à eau ordinaire). Le
flux de neutrons sera aussi beaucoup plus élevé : de l’ordre de
8 × 1015 neutrons · cm–2 · s–1 à comparer avec 5 × 1014 pour les réacteurs à eau. Cela conduit à des cœurs de très faible volume et, par
conséquent, de puissance spécifique très élevée, de 240 kW/L, alors
que, pour les réacteurs à eau ordinaire, il est d’environ 100 kW/ L.
Les flux de chaleur à extraire des aiguilles du combustible sont très
élevés (environ 300 W · cm–2, soit trois fois plus environ que dans
les réacteurs à eau).
Schématiquement, le cœur d’un réacteur à neutrons rapides est
constitué de pastilles de combustible (mélange UO2-PuO2) contenues dans des gaines d’acier inoxydable d’environ 8 mm de
diamètre, le fluide caloporteur circulant le long de ces gaines. Ce
cœur est complètement entouré d’une couverture en uranium
naturel ou appauvri (matériau fertile) sous forme d’oxyde d’uranium.
Le caloporteur ne peut être ici une substance légère ralentissant
les neutrons, cela élimine en particulier l’eau (ordinaire ou lourde).
Les grandes densités de puissance conduisent à choisir un caloporteur permettant des coefficients d’échange thermique très élevés.
Les métaux liquides, et tout particulièrement le sodium, répondent
bien à cette condition.
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Ses faibles sections efficaces de capture et de diffusion, son coefficient très élevé de transmission de chaleur, sa stabilité sous rayonnement, son point de fusion assez bas (98 oC) et son point d’ébullition
élevé (883 oC), en font un excellent caloporteur utilisable, sous très
faible pression aux températures de fonctionnement (500 à 600 oC).
Sa viscosité et sa densité, voisines de celles de l’eau, permettent de
le véhiculer en utilisant des pompes centrifuges normales. Sa
conductivité électrique permet l’usage de pompes électromagnétiques. Mais sa réaction violente avec l’eau et sa combustion
dans l’air nécessitent des précautions spéciales.
Actuellement, tous les grands réacteurs surgénérateurs en fonctionnement ou en projet utilisent le sodium comme caloporteur.
3.2 Chaudières de la phase industrielle
Comme indiqué au paragraphe 1, ce sont les chaudières utilisant
l’eau ordinaire comme modérateur qui ont donné lieu, et de loin,
au développement industriel le plus considérable. Les chaudières
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de type REP et REB représentent plus de 85 % de la puissance des
chaudières installées et 75 % de leur nombre en 1990.
Les chaudières RBMK représentent la moitié du parc électronucléaire soviétique.
L’effort de standardisation qui a été spécialement en France pour
les tranches REP a permis d’obtenir des chaudières relativement bon
marché.
Lorsque s’y est ajouté, comme en France, un effort particulier pour
améliorer ces chaudières à partir de l’expérience d’exploitation, la
disponibilité et la sûreté en ont été considérablement augmentées.
Quoique peu optimisées dans leur conception fondamentale, ces
chaudières sont ainsi devenues sous l’effet de leur industrialisation
et de leur perfectionnement progressif des chaudières fiables et
économiques. S’étant ainsi imposées au détriment des autres
modèles, elles bénéficient maintenant des structures industrielles et
d’efforts de développement qui ne font que conforter leur position
prééminente.
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