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Propriété de Mandet Christophe

Les réacteurs de première génération furent dans les années 1950 et 1960 les précurseurs des actuels réacteurs producteurs d’électricité, particulièrement aux USA, dans l'ancienne Union soviétique, en France et au Royaume-Uni. Le développement de l’usage civil de l’atome doit beaucoup au président américain Eisenhower qui, le 8 Décembre 1953, lors d’une adresse restée célèbre à l'Assemblée générale des Nations Unies, lança l’initiative «Atomes pour la paix», en réponse à l'escalade de la course aux armements nucléaires entre les États-Unis et l'Union soviétique.

1951 : Experimental Breeder Reactor
Le 20 décembre 1951 à 13h50, la toute première quantité d’électricité d’origine nucléaire émerge d’un turbogénérateur et alimente quatre ampoules électriques, dont la brillante lumière marque la naissance de l’énergie nucléaire. Le lendemain, l’expérience est répétée et cette fois c’est tout le bâtiment qui abrite l’expérience que le réacteur éclaire. Comme son nom l’indique, le premier Expérimental Breeder Reactor (EBR) était destiné à faire des recherches sur la surgénération, dont il démontra la possibilité avant de cesser ses activités en 1964.
Idaho National Laboratory

Les puissances de ces précurseurs paraissent modestes en regard de celles de leurs successeurs d’aujourd’hui. En 1951 aux USA, l’EBR-1 fournissait de quoi alimenter juste quatre ampoules électriques. En 1954 dans l'ancienne Union Soviétique, la puissance électrique de la première centrale nucléaire au monde productrice d'électricité d’Obninsk, baptisée "Atom Mirny " - atome pacifique - ne dépassait pas 5 Mégawatts (MWe). Ce réacteur, précurseur du tristement célèbre RBMK de Tchernobyl, était refroidi par de l’eau et modéré au graphite. Il fonctionnera jusqu’en 2002. L’année 1954, fut aussi celle du lancement du premier sous-marin à propulsion nucléaire du monde, l'USS Nautilus (un REP de 10 MWth ).

A l’époque, la majorité de ces réacteurs utilisaient l'uranium naturel comme combustible, le recours à l'enrichissement n’étant pas commercialisé. Tel reste le cas des réacteurs canadiens CANDU dont l’eau lourde sert à la fois à modérer les neutrons et à évacuer la chaleur. Tel était aussi celui des réacteurs utilisant le graphite comme modérateur et le CO2 sous pression comme réfrigérant. Entraient dans cette catégorie les réacteurs de la filière graphite-gaz (UNGG) en France, les réacteurs Magnox au Royaume Uni. Le premier Magnox (50 MWe) fut inauguré à Calder Hall en 1956 et le premier UNGG français de 70 MWe à Chinon en 1963. Le prototype des RBMK (100 MWe) qui utilisaient un uranium un peu enrichi date de 1963.

En dehors des CANDU, peu de ces réacteurs sont encore en service. Dans l’union européenne seuls subsistent deux MAGNOX au Royaume-Uni sur les onze initiaux, qui doivent être fermé en 2010.

1957 : inauguration du réacteur de Calder Hall
Le 17 octobre 1956, la toute jeune reine Elizabeth inaugure le premier des quatre réacteurs Magnox de Calder Hall à Windscale (Sellafield) et qui fonctionnèrent jusqu’en 2003. Ces réacteurs Magnox ne doivent pas être confondus avec les piles de Windscale, destinées a produire du plutonium à des fins militaires et dont l’une fut en 1957 le lieu du premier accident de réacteur, aux conséquences heureusement limitées mais dont l’analyse des causes permit par la suite d’éviter d’autres accidents.
Hulton Archive/Getty Images

D’autres réacteurs de première Génération étaient dérivés des réacteurs embarqués de sous-marins comme les précurseurs des réacteurs à eau légère, pressurisée (REP) ou bouillante (REB). L’emploi de l’eau légère demandait de l’uranium enrichi. Il y eut aux Etats-Unis le premier réacteur REP à eau légère pressurisée de Westinghouse (1957, Shippingport, 60 MWe) et celui à eau bouillante (REB) de General Electric (1959, Dresde).

La période 1950-1970 a été caractérisée par une floraison de concepts. Elle vit aussi les premiers prototypes de surgénérateurs à neutrons rapides refroidis au sodium, à savoir : Enrico Fermi en 1963 (USA), Rapsodie en 1967 (France), BOR-60 en 1968 (Union Soviétique), ainsi que plus tard celui de Joyo en 1978 (Japon). Le grand atout de ces réacteurs "rapides" réside dans leur capacité de générer davantage de matière fissile qu’ils n'en consomment. Déjà à l'époque, la sécurité d'approvisionnement et la gestion du cycle du combustible étaient perçus comme des soucis majeurs pour un développement durable. Ces pionniers des réacteurs rapides ont ouvert un demi siècle à l’avance la voie à la Génération IV.

Réacteurs de génération II

1970-2009 : l’essor de l’énergie nucléaire

Réacteurs à eau pressurisée et bouillante
La centrale de Philippsburg en Allemagne a particularité de réunir sur le même site deux réacteurs appartenant aux deux principales filières de réacteurs de seconde génération : réacteurs à eau pressurisée et réacteurs à eau bouillante. Ils fonctionnent avec de l’uranium enrichi ce qui permet d’utiliser de l’eau légère – pressurisée ou bouillante – à la fois pour évacuer la chaleur et la transformer en électricité et pour ralentir les neutrons afin d’entretenir la réaction de fission. En 2008, les 17 réacteurs allemands en exploitation ont produits 148,8 milliards de kilowattheures … sans CO2
EnBW

Environ 85 % de l’électricité d’origine nucléaire produite dans le monde provient de réacteurs dits de seconde génération, héritiers des prototypes des années 1950-1960. Ils constituent la grande majorité des quelques 439 unités déployées aujourd’hui et développaient en 2008 une puissance électrique totale de 372 GWe. Ces réacteurs sont répartis dans 30 pays (93 % de Génération II et 7 % de Génération I), accumulant au total une expérience de plus de 13600 années-réacteurs.

Le déploiement du nucléaire civil prit son essor à la suite de la crise pétrolière de 1974. Il s’agissait, en particulier pour la France d’assurer une indépendance énergétique dans un contexte politique mondial instable. Cet essor fut freiné par l’accident de Three Mile Island en 1978 et surtout celui de Tchernobyl en 1986. L’accident de Three Mile Island fut à l’origine de la doctrine Carter et de la suspension de la construction de centrales nucléaires aux USA. Il aussi à l’origine de nombreuses améliorations dont bénéficièrent la sûreté des installations nucléaires.

La plupart des réacteurs de seconde génération appartiennent à deux familles de réacteurs à eau légère (LWR) : réacteurs PWR à eau pressurisée (REP en français) et à eau bouillante (BWR). Ils utilisent l'uranium enrichi comme combustible et sont refroidis et modérés à l’eau . L’eau sert également à évacuer la chaleur et à actionner les turbines productrices d’électricité. Le recours à des réacteurs à eau légère s’est généralisé à la fin des années 1960, du fait que, n’étant plus réservées aux seules fins de défense, les techniques d’enrichissement de l’uranium devenaient commerciales.

Un pic de construction vers 1980
La plupart des réacteurs de seconde génération ont été construits dans les pays développés, USA, Japon et Corée du Sud. La puissance électrique des réacteurs en construction (NB : la construction d’un réacteur est étalée sur plusieurs années) est passée par un maximum aux alentours des années 1980. Le déclin après cette date s’explique par les suites de l’accident de Three Mile Island (doctrine Carter) aux USA et en France par un parc satisfaisant aux besoins. Après 2000, des grands pays d’Asie comme la Chine, l’Inde commencent à s’équiper en se tournant vers une troisième génération et les USA projettent à nouveau des réacteurs.
P.Reuss/EDP_Sciences

La France s’équipa à Tricastin près de Pierrelatte d’une grande usine d’enrichissement de l’uranium par diffusion gazeuse. Le président Georges Pompidou prit en octobre 1969 la décision d’abandonner la filière nationale des réacteurs graphite-gaz au profit de la filière américaine plus prometteuse des PWR à base d’uranium enrichi. La décision fut à l’époque critiquée par ceux qui pensaient que la France perdait son indépendance. Une nouvelle société Framatome construira les nouveaux réacteurs. Elle achètera la licence des réacteurs à eau pressurisé de la société Westinghouse qu’elle paiera plusieurs années avant de s’en libérer avec l’aide du CEA en 1982 pour développer une technologie purement française.

La standardisation des réacteurs français contribuera à leur succès. Ivan Stelin, président de l’autorité de sûreté américaine aura ce mot : « Les français ont 100 fromages différents et un modèle de centrale. Nous c’est l’inverse ! »

France : un parc REP homogène
Le parc des réacteurs français est remarquablement homogène, depuis l’arrêt des réacteurs UNGG de première génération et de la centrale à eau lourde de Brennilis. Du côté des réacteurs rapides, Superphénix a été arrêté en 1997 et Phenix devrait l’être en 2010. Le parc de réacteurs producteurs d’électricité est uniquement constitués de REP à eau pressurisée, avec 3 modèles de puissances à 900, 1300 et 1450 MegaWatts.
P.Reuss/EDP-Sciences

Le combustible à l'uranium des réacteurs de génération II est enrichi de 3,5 à 5 % en isotope 235 fissile. L’enrichissement en uranium 235 offre l’avantage de pouvoir se contenter d’eau ordinaire pour ralentir les neutrons, ralentissement nécessaire pour la marche des réacteurs quand la proportion de matière fissible est faible. Le combustible sous forme de pastilles d’oxyde d’uranium UO2 est encapsulé à l’intérieur de longues gaines de zirconium, le métal transparent aux neutrons qui a remplacé l’acier inoxydable des débuts. Dans certains cas, une partie du combustible appelé MOX – pas plus d’un tiers – peut comporter environ 6 % de plutonium.

Le Royaume-Uni a développé les AGR (advanced gas-cooled reactor), des réacteurs modérés au graphite et fonctionnant avec un uranium légèrement enrichi, suite des réacteurs MAGNOX. Le Canada a amélioré sa filière à uranium naturel CANDU, implantée également en Argentine, Chine, Inde, Roumanie et Corée. L’URSS a développé les RBMK avant l’accident de Tchernobyl et la filière VVER des réacteurs à eau pressurisée proche des REP.

En 2008, plus de 550 centrales nucléaires avaient été construites dans le monde, parmi lesquelles plus de 110 ont été mises hors service. Leur âge moyen dépasse 20 ans tandis que 50 réacteurs ont plus de 30 ans et 9 plus de 40 ans. Les mises hors service devraient culminer aux alentours de 2015. Les performances s’améliorent. Aujourd'hui, la même quantité de combustible produit deux fois l'énergie qu'il y a 20 ans. Une bonne disponibilité en termes de sûreté et de fiabilité, la possibilité de voir la durée de vie des réacteurs prolongée jusqu’à 50 ans ont renouvelé la confiance des électriciens dans l’énergie nucléaire. En particulier aux USA, plus de la moitié des 104 réacteurs ont déjà reçu une autorisation de prolongation de la part de l’autorité de sûreté américaine, la NRC.

Reacteurs REB (BWR)

BWR ou réacteurs à eau bouillante

Les réacteurs à eau bouillante ou REB (en anglais BWR, abréviation de Boiling Water Reactor) sont actuellement en fonctionnement aux Etats-Unis, au Japon, en Allemagne, Finlande, Russie, Suède, Suisse, ainsi que dans divers autres pays. Pour la production d’électricité, la filière vient en second après celle des réacteurs à eau sous pression (REP), bien avant les réacteurs CANDU et les RBMK. Elle représente environ le quart du parc mondial des réacteurs en exploitation.

Un réacteur précurseur : le BWR de Humboldt Bay
Le réacteur de Humboldt Bay, situé près d’Euréka dans le nord de la Californie, fut le précurseur des réacteurs à eau bouillante construits par General Electrics. Il fonctionna de 1963 à 1976. Sa puissance était de 65 Megawatt-electriques (MWe). A cette date, il fut arrêté pour subir des transformations afin de prévenir les risques sismiques. Ensuite, après l’accident de Three Mile Island et en raison du coût des transformations requises, la compagnie californienne d’électricité PG&E décida de démanteler le réacteur.
NRC

Cette filière à neutrons thermiques dont le modérateur est l'eau ordinaire, a été conçue aux Etats-Unis. La construction des réacteurs à eau bouillante est restée longtemps le domaine réservé du constructeur Général Electrics (GE) dont la première unité commerciale fut celle de Humboldt Bay, près de Eureka en Californie. La puissance des réacteurs BWR actuels est de 570 à 1300 MWe.

Ces réacteurs doivent leur nom au fait que la chaleur dégagée par la fission fait bouillir l’eau qui baigne les gaines de combustibles dans le cœur du réacteur. Cette vapeur se détend dans les turbines qui produisent l’électricité. Dans un réacteur REP au contraire l’eau chauffe mais reste sous pression, transmettant sa chaleur à un circuit d’eau secondaire qui se transforme en vapeur pour actionner les turbines.

Schéma d’un réacteur à eau bouillante
La chaleur dégagée par les assemblages de combustible convertit l'eau qui circule à travers le cœur du réacteur en vapeur. Un niveau d'eau s'établit dans la cuve qui est mesuré en permanence et concourt à la régulation d'ensemble du réacteur. La vapeur est séparée de l’eau, avant de passer ensuite dans des turbines, où elle est refroidie et condensée au contact d’une circulation d’eau froide (mer, lac, eau de rivière). L’eau condensée est reprise à basse pression par des pompes pour être ensuite réchauffée puis recyclée dans le cœur du réacteur.
nucleartourist

Il y a donc une barrière de moins entre la radioactivité du combustible et l’environnement et donc nécessité d'avoir un gainage du combustible particulièrement étanche. L’étanchéité des gaines, et plus loin des turbines, doit être étroitement surveillée. Si une perte d'étanchéité du gainage est constatée en service impliquant la présence potentielle de produits de fission dans la partie turbine du circuit, il faut isoler rapidement l'extraction de vapeur.

La gestion de l'eau primaire est plus stricte et complexe que pour un REP. La vapeur est rendue active par irradiation de l'eau. Le hall turbine d'un REB en fonctionnement est une zone contrôlée, mais les principaux radioéléments formés étant à période très courte (moins de 10 secondes) il n'y a pas de réel problème pour les opérations de maintenance. Il faut filtrer et épures strictement l’eau primaire avant son retour dans la cuve.

La température de la vapeur est d'environ 300°C et la pression entre 70 et 80 atmosphères, environ la moitié de celle de l’eau pressurisée des REP. Le rendement thermodynamique de la transformation de la chaleur en électricité, voisin de un tiers, est très légèrement supérieur à celui d'un REP.

Les barres de contrôle sont introduites depuis le dessous de la cuve du cœur du réacteur par l’intermédiaire d’une forte pression hydraulique, une particularité des REB. L'insertion des absorbants dans le cœur en cas d'arrêt d'urgence ne se fait donc pas par gravité.

Une particularité des REB : une augmentation soudaine de la pression de vapeur provoque par condensation une augmentation de la proportion d’eau liquide. Cette augmentation de la proportion d’eau, qui favorise la modération des neutrons, se traduit par un accroissement des réactions de fission et de l’énergie dégagée. Pour combattre l’effet déstabilisant ces « transitoires de pression », les REB sont équipés d’un ensemble de soupapes de sûreté qui évacuent la vapeur en surpression, recueillie après condensation dans un « tore humide » situé en dessous de la cuve.

Les REB disposent généralement d’une enceinte de confinement sous atmosphère inerte ce qui présente l'avantage d'éliminer le risque d’incendie et en cas d’accident grave toute réaction chimique avec l’hydrogène produit lors d’un feu de zirconium réagissant avec l’eau.

Les REB qui n’ont qu’un circuit nécessitent une instrumentation plutôt moins conséquente que celle du REP. Les coûts d’investissements et les délais de construction sont moindres, mais la différence du coût de l’électricité est très faible. Le cœur d’un REB est moins compact que celui d’un REP. Il comporte environ 4 fois plus d'éléments combustibles et d'absorbants de contrôle à puissance égale.

Au final, inconvénients et avantages se compensent.

Réacteurs CANDU

Des réacteurs canadiens à uranium naturel et eau lourde

Laboratoires de Chalk River
C’est sur le site de à Chalk River, au bord de la rivière Otawa, que fut construite à partir de 1945 la grande pile à eau lourde qui fut à l’origine du développement par le Canada des réacteurs CANDU, dont le nom signifie CANada Deutérium Uranium.
IAECL

La filière CANDU est une filière développée depuis les années 1950 au Canada. Son origine remonte à l’accord signé le 19 avril 1943 au Québec fixant la collaboration nucléaire entre les Etats-Unis et la Grande-Bretagne durant la seconde guerre mondiale. Alors que le projet Manhattan bat son plein, les américains refusent de partager avec leur meilleur allié leurs recherches sur l’enrichissement de l’uranium et l’extraction du plutonium. Ils acceptent cependant au printemps 1944 la construction d’un grande pile à eau lourde qui serait le fruit d’une collaboration entre la Grande-Bretagne, les Etats-Unis et le Canada. La pile fut construite en deux ans à partir de 1945, dans un site magnifique et isolé, à Chalk River, au bord de la rivière Otawa.

Schéma d’un réacteur CANDU

Calandre et éléments combustible

Rechargement en continu

Les réacteurs CANDU sont des réacteurs à eau lourde utilisant comme combustible de l’uranium naturel. Le recours à l’uranium naturel rendait cette filière attractive à l’époque où de nombreux pays ne disposaient pas d’uranium enrichi. La difficulté était d’avoir de l’eau lourde. Tous les réacteurs canadiens appartiennent à la filière CANDU qui a été exportée notamment en Inde et au Pakistan.

Une molécule d’eau lourde est une molécule d’eau dont chacun des protons des deux hydrogènes sont remplacés par un noyau de deutérium, constitué d’un proton et d’un neutron. L’eau lourde est, avec le graphite ultra-pur, le seul modérateur qui permette d’utiliser l’uranium naturel. Un réacteur utilisant un tel combustible pauvre en uranium-235 fissile ne peut fonctionner qu’avec des neutrons de basse énergie, dits thermiques.

Le défi consiste à atteindre ce régime des neutrons thermiques avec le minimum de pertes lors des collisions qui ralentissent les neutrons, d’où le recours au deutérium qui capture 600 fois moins les neutrons qu’un proton de l’hydrogène de l’eau .

Les réacteurs CANDU utilisent l’eau lourde à la fois comme modérateur et fluide de refroidissement.

Le combustible à l’uranium naturel est rechargé à pleine puissance en continu, une faculté permise par la subdivision du cœur en plusieurs centaines de tubes de pression. Ces tubes, composés de plusieurs éléments d’environ 20 kg et de 50 cm de long d’uranium naturel, sont immergés dans de l’eau lourde de refroidissement sous pression. Chacun de ces tubes est entouré d’un tube également rempli d’eau lourde, mais à basse pression et température, jouant le rôle de modérateur.

Le chargement et le déchargement en continu du combustible est une des caractéristiques des réacteurs CANDU. Etant donné la pauvreté en isotope 235 fissile de l’uranium naturel, le cœur du réacteur est conçu pour être constamment rechargé en combustible neuf contrairement au cœur des réacteurs à eau légère comme les REP dont on remplace le combustible enrichi par tiers tous les ans. En théorie, un réacteur CANDU n’a pas besoin de s’arrêter.

Nés de l’idée de transformer l’uranium en plutonium, les réacteurs CANDU sont en principe proliférants. La faculté de pouvoir retirer à tout moment des éléments de combustible, permet de sortir des éléments peu irradiés dont le plutonium est de qualité militaire. De fait, l’Inde et le Pakistan qui n’avaient pas signé le traité de non-prolifération et faisaient tourner leurs réacteurs CANDU à l’abri des inspections de l’AIEA avaient en théorie cette possibilité . Il n’est pas sûr qu’ils l’aient utilisé pour accéder à la bombe. Dans des conditions normales d’exploitation les éléments de combustible restent suffisamment de temps en réacteur pour que le plutonium ne soit pas de qualité militaire

Réacteurs RBMK

La filière des réacteurs de Tchernobyl

La guerre froide et le rideau de fer ont conduit après 1947 au développement de filières séparées dans les pays occidentaux et en Union Soviétique. L’espionnage et les exploits des services secrets ont été loin de compenser le manque de contacts industriels !

force sont placés verticalement dans l'empilement de briques de graphite qui joue le rôle de modérateur. Au-dessus du réacteur, une machine de rechargement permet le déchargement et le chargement, en continu, du combustible dans les tubes de force. Lors de l'accident, les briques de graphite ont brûlé pendant 10 jours, prolongeant les rejets de radioactivité.
IRSN

À la fin de la seconde guerre mondiale, les américains avaient développés des réacteurs à Hanford pour produire le plutonium de leurs bombes atomiques. Ces réacteurs furent abandonnés en Occident pour la production d’électricité, mais poursuivis en Russie. Les Soviétiques développèrent ainsi la filière RBMK, des réacteurs à uranium enrichi, dont la conception découle des premières piles atomiques. La filière RBMK est celle devenue tragiquement célèbre lors de l’accident de Tchernobyl.

Ces réacteurs sont modérés au graphite et refroidis à l'eau. Le combustible est de l'oxyde d'uranium enrichi de 2 à 2,6% en uranium-235. Le cœur est volumineux, 20 fois celui d’un REP. Pas de cuve sous pression, mais un grand nombre de tubes verticaux, appelés « tubes de force » contenant le combustible. Il n’y a pas d’enceinte de confinement. Le réacteur de Tchernobyl comportait 190 tonnes d’oxyde d’uranium enrichi répartis dans 1681 « tubes de force ».

Chaque tube de force renferme un assemblage combustible au dioxyde d'uranium autour duquel l'eau de refroidissement circule à une pression d'environ 70 atmosphères. L'eau joue le rôle de réfrigérant et fournit la vapeur directement utilisée pour actionner les turbines (il n’y a pas de générateur de vapeur). Le chargement et le déchargement du combustible se font en continu, sans qu’il soit besoin d’arrêter le réacteur.

L’ensemble des caractéristiques du réacteur (eau bouillante, graphite comme modérateur, combustible légèrement enrichi, absorbants, etc …) confère à ce réacteur une instabilité à certains régimes de fonctionnement qu'il convient d'éviter, notamment aux faibles puissances. Le coefficient de température est positif (alors qu'il est négatif dans les réacteurs REP). Un coefficient de température positif signifie qu'une augmentation de température engendre une nouvelle augmentation de la température et ainsi de suite. La perturbation initiale se trouve ainsi amplifiée. Cet effet déstabilisant rend difficile le contrôle du réacteur. Pour le combattre, on joue sur les barres de contrôle. Depuis l'accident de 1986, les exploitants des réacteurs ont augmenté le nombre de barres de contrôle dans le cœur et amélioré la vitesse d'insertion de ces barres qui était trop lente.

Cette fragilité de fonctionnement a contribué à l'accident de Tchernobyl, mais n'en est pas la raison première. Les réacteurs RBMK disposaient de systèmes de sécurité qui auraient pu jouer leur rôle, s'ils n'avaient été volontairement désactivés pour procéder à des essais.

Au moment de l'accident de Tchernobyl, le parc des RBMK comptait 16 réacteurs en exploitation. A la suite de l’accident, entre 1991 et 2000, tous les réacteurs de Tchernobyl ont été définitivement arrêtés. Les deux réacteurs de1500 MWe d'Ignalina en Lituanie ont été aussi fermés (le dernier fin décembre 2009), leur fermeture ayant été exigée pour l’entrée de ce pays dans l’Union Européenne. Aujourd’hui, il reste 11 réacteurs RBMK de 1 GWe , en exploitation, 4 à la centrale de Leningrad, 3 à la centrale de Smolensk et 4 à la centrale de Koursk.

Les 11 unités russes ont fait l’objet d’un important programme de modernisation destiné à améliorer leur sûreté. Presque tous ces réacteurs en ont bénéficié, les deux derniers devant l’être en 2010. Du fait de ces améliorations, le niveau de sûreté des RBMK s'est trouvé très sensiblement relevé. Leur exploitation devrait encore durer une quinzaine d’années.

Centrale RBMK de Smolensk
Salle des turbines de la centrale de Smolensk. Les 3 unités de la centrale de Smolensk font partie des 11 unités RBMK, encore en service en Russie, qui ont été considérablement modernisés depuis l’époque de Tchernobyl, et leur sécurité notamment a été entièrement revue. Sur la base de ces améliorations, l’exploitation des RBMK a été prolongée.
M.Chouha

Schéma du cœur d'un réacteur

Le cœur est contenu dans une cuve métallique étanche, revêtue intérieurement d'acier inoxydable. Il comporte des dispositifs de pilotage, et notamment des barres de contrôle en cadmium, ainsi que des dispositifs de sécurité. Cette enceinte constitue une seconde barrière de protection.

De l'eau à haute pression circule à l'intérieur de la cuve entre les éléments de combustible. Elle prélève la chaleur produite dans les éléments de combustible et joue également le rôle de modérateur. La pression de cette eau primaire atteint 155 atmosphères.

Les éléments de combustibles contenant de l'uranium forment le cœur d'un réacteur à eau pressurisée (REP). L'eau s'échauffe au contact de la gaine des éléments et circule à une température élevée dans un circuit fermé : le circuit primaire. Celui-ci va chauffer l'eau contenue dans un autre circuit (le circuit secondaire) à travers des échangeurs de chaleur appelés générateurs de vapeur. Cette vapeur en se détendant fait tourner la turbine qui entraîne l'alternateur, lequel produit l'électricité. La vapeur sortie de la turbine est ensuite refroidie et transformée en eau dans le condenseur et renvoyée dans le générateur de vapeur. Le refroidissement du condenseur se réalise à l'aide de l'eau d'un troisième circuit. Des pompes font circuler l'eau dans ces divers circuits. Un pressuriseur maintient l'eau du circuit primaire sous haute pression et l'empêche de bouillir. Des barres de commande permettent de contrôler la réaction en chaîne.
COGEMA

À la sortie de la cuve, la température de l'eau primaire est d'environ 300° C. Cette eau passe ensuite dans un échangeur de chaleur, où elle se refroidit en vaporisant l'eau d'un circuit secondaire. Dans le générateur de vapeur, l'eau secondaire baigne les tubes où circule l'eau primaire avant qu'elle ne retourne dans la cuve du réacteur. À la sortie du générateur, la pression de la vapeur secondaire est de 70 atmosphères.

Le circuit secondaire est également un circuit fermé. La vapeur produite est envoyée dans une turbine. La turbine entraîne un alternateur qui lui est couplé. L'alternateur produit le courant électrique qui sera envoyé sur le réseau national à haute tension. La vapeur secondaire est condensée à la sortie de la turbine, avant d'être recyclée dans les générateurs de vapeur.

Le cœur du réacteur, le circuit primaire et les générateurs de vapeur sont contenus dans un bâtiment étanche constitué d'une simple ou double enveloppe en béton. Ce bâtiment mesure environ 50 m de diamètre et 60 m de hauteur. Il est mis en dépression pour empêcher les fuites vers l'extérieur. Cette enceinte apporte une troisième barrière de protection.

La condensation de la vapeur à la sortie de la turbine se fait grâce à une circulation d'eau à grand débit dans un troisième circuit de refroidissement. L'eau condensée retourne ensuite aux générateurs. L'eau « tertiaire », qui a elle même besoin d'être refroidie, est envoyée dans de grandes tours de réfrigération (une par réacteur). Ces grandes tours sont la partie la plus visible d'une centrale nucléaire. Elles laissent échapper des panaches de vapeur d'eau.

Afin de compenser l'évaporation dans les tours un appoint d'eau est nécessaire. Les centrales nucléaires sont implantées au voisinage de la mer ou de fleuves dont l'eau, en raison des barrières de protection, n'est pas en contact avec les matières radioactives.

RNR et surgénérateurs

Les réacteurs à neutrons rapides : la filière du futur ?

Un certain nombre de réacteurs dits à neutrons rapides ou RNR ne nécessitent pas de ralentir les neutrons. Avec un combustible enrichi à 15 ou 20 % d'uranium-235 ou de plutonium, il n'est plus nécessaire de ralentir les neutrons comme dans les réacteurs industriels à eau préssurisée parexemple. L'intérêt des neutrons rapides est qu'ils sont les seuls capables d'extraire la totalité de l'énergie de fission contenue dans l'uranium de la croûte terrestre.

PHENIX : un réacteur à neutrons rapides
Le réacteur PHENIX, à Marcoule dans le Gard. Les réacteurs à neutrons rapides permettent d'obtenir des conditions neutroniques plus favorables à la transmutation que les réacteurs industriels à eau pressurisée. PHENIX est utilisé pour cette raison pour étudier la transmutation d'actinides comme l'américium dans le cadre des recherches sur les déchets radioactifs.
CEA

Les réacteurs à neutrons rapides utilisent principalement du plutonium comme combustible. Ils ne nécessitent pas de modérateur. Leur cœur est 10 fois plus petit que celui d'un réacteur conventionnel à l'uranium. Le refroidissement se fait au sodium ou au plomb fondu. Ce refroidissement pose un problème de sécurité, notamment avec le sodium, explosif à l'air et à l'eau.

Leur intérêt principal est de pouvoir générer dans certaines conditions plus de matière fissile qu'il n'en en est consommé. Un tel réacteur est dit « surgénérateur » (il est dit « sous-générateur » s'il ne produit pas de surplus). Le principe de ces réacteurs est particulièrement séduisant pour la production d'énergie. La surgénération offre une source d'énergie pratiquement inépuisable : un des plus anciens fantasmes de l'humanité, l'équivalent du moteur à eau ! On estime que l'on pourrait extraire ainsi de 50 à 80 fois plus d'énergie qu'avec des réacteurs ordinaires utilisant des neutrons lents.

Les neutrons rapides sont également efficaces pour brûler des déchets radioactifs à long temps de vie et encombrants, les actinides. La quantité de plutonium reste constante, en mode de surgénération, puisque le combustible est régénéré. Mais la régénération n'est pas obligatoire. Si l'objectif est abandonné, il est possible de brûler le plutonium partiellement ou totalement.

Surgénérateur SUPERPHENIX à Creys-Malville

Le seul réacteur à neutrons rapides ayant fourni de l'électricité à échelle industrielle est Superphenix. Il a été arrêté en 1997. Divers pays, dont la France, le Japon, la Russie notamment continuent des recherches sur cette filière dans le cadre des études sur les réacteurs de quatrième génération.

En tant que brûleurs de déchets, les réacteurs à neutrons rapides devraient subir la concurrence des réacteurs hybrides, dont le principe a été proposé par Carlo Rubbia en 1993. Ces derniers, encore à l'étude, qui auraient les avantages des réacteurs à neutrons rapides pour la régénération du combustible, seraient dédiés à la destruction des actinides. Ils auraient la capacité de détruire le plutonium et leur fonctionnement serait sûr.

Source  infos laradioactivite.com

Réacteurs embarqués

Quelques éléments de la propulsion nucléaire navale

Les principes des réacteurs à eau sous-pression utilisé en propulsion navale diffèrent a priori peu des réacteurs de la même filière utilisés pour la production d’électricité. Ceci tient à ce que les premiers réacteurs à eau sous-pression « électrogènes » sont des réacteurs de propulsion navale « à terre » dont la puissance a été accrue. Par contre, la finalité de l’application et l’environnement dans lequel il se trouve placé affectent profondément la conception et la technologie du réacteur de propulsion navale qui est lui embarqué.

Chaufferie compacte
Dans les SNA, les SNLE-NG (sous-marins nucléaires d’attaque et lanceurs d’engins de nouvelle génération) et le porte-avions Charles-de-Gaulle, la chaufferie est dite compacte : pour gagner de la place, le générateur de vapeur est placé directement au-dessus de la cuve contenant le cœur nucléaire. Ces chaufferies compactes ont été initialement développées pour équiper les SNA plus petits, dont le diamètre n'est que de 7 mètres. Grâce à ses nombreux avantages, dont son moindre poids et sa maintenance allégée liée à la disparition de la tuyauterie entre la cuve et le générateur de vapeur, son utilisation a été généralisée aux autres types de bâtiments.
CEA/Défis CEA

Pourquoi embarquer un système aussi complexe qu’un réacteur nucléaire pour faire avancer un navire ? La réponse tient en deux mots : autonomie et oxygène. Contrairement aux propulseurs diesel ou diésel-éléctrique des sous-marins classiques qui nécessitaient des bouffées d’air frais et des remontées en surface, un réacteur nucléaire peut fonctionner des années avec le même cœur combustible. Et surtout il ne consomme pas d’oxygène, avantage essentiel pour un sous-marin. Il n’a pas besoin de remonter en surface pour recharger ses batteries avec le groupe diesel.

Le principe de la propulsion nucléaire navale est le suivant : un réacteur (généralement à eau sous-pression) alimente en vapeur une turbine : l’énergie mécanique de la turbine fait tourner les pales de l’hélice du navire, soit de façon directe par l’intermédiaire d’un réducteur (propulsion turbo-mécanique), soit par l’intermédiaire de l’électricité (on parle alors de propulsion turbo-électrique).

Les grands porte-avions et les brise-glaces sont équipés de deux réacteurs dont les emplacements sont confinés dans des enceintes spécialement sécurisées.

Au lieu de l’empilage classique de pastilles d’oxyde d’uranium dans des « crayons », les cœurs des réacteurs embarqués sont constitués de plaquettes rectangulaires insérées dans les alvéoles d’une grille de zircaloy, dont les deux faces sont ensuite recouvertes de plaques du même métal. Le tout est ensuite soudé. Cette géométrie particulière leur confère une résistance aux chocs, tout en facilitant les transferts thermiques.

Le cœur d’une chaudière ou chaufferie nucléaire – telle est encore le nom donné aux réacteurs de sous-marins ou de porte-avions - est conçu pour réagir très vite et atteindre la pleine puissance en quelques dizaines de secondes, contre quelques heures pour leurs homologues à terre producteurs d’électricité. Le navire peut ainsi accélérer ou décélérer brusquement. Cette modulation de la puissance du cœur est obtenue à partir de « croix de contrôles » comportant des matériaux absorbeurs de neutrons et pouvant monter et descendre entre les assemblages de combustible.

Un réacteur de sous-marin ou de porte-avion est une petite centrale électrique. Au delà de la propulsion il assure les besoins en électricité et en eau douce à bord, notamment durant les longues missions sans remonter à la surface des sous-marins.

La marche d’un sous-marin doit être rendue aussi silencieuse que possible. Discrets et armés de missiles à têtes nucléaires, les SNLE (sous-marins nucléaires lanceurs d’engins) se doivent de cacher leurs 14 000 tonnes durant des mois au fond des océans. La signature acoustique des SNLE-NG de la nouvelle génération se rapproche du monde du silence. Dans la salle de contrôle à bord, ce dernier est seulement troublé par la ventilation et la détection sonar du chant des baleines, du bruit des crevettes et les traces sonores émises en surface ou dans les profondeurs par d’autres bâtiments (amis ou ennemis).

Grand carénage d’un sous-marin nucléaire
Le sous-marin nucléaire lanceur d'engins (SNLE) Le Téméraire en grand carénage à Brest, lors d'une présentation à la presse de la DCN (Direction des Constructions Navales) le 28 avril 2006. Lors du grand carénage les sous-marins nucléaires sont inspectés de pied en cap, afin de veiller à leur bon fonctionnement. Le cœur est déchargé, mis en piscine et la cuve sondée par des robots. Ce grand carénage a lieu tous les six à huit ans à l'Ile-Longue, près de Brest, pour les SNLE et à Toulon pour les SNA et le porte-avions Charles-de-Gaulle. Le bâtiment en ressort comme neuf.
www.netmarine.net/Photo Jacques Carney