Les principales fi/ières

Beaucoup de concepts différents de réacteurs de puissance ont été proposés ou construits dans ces quatre dernières décennies mais seulement quelques-uns ont été retenus au plan industriel.

MOX

Ces principaux concepts, qui peuvent être classés conformément à l’usage en fonction du type de modérateur, sont :

- les réacteurs a eau sous pression et les réacteurs a eau bouillante qui utilisent - les réacteurs modérés a l’eau lourde, qui utilisent l’eau légère, l’eau lourde ou - les réacteurs modérés au graphite, généralement refroidis a l’eau ou au gaz, - les réacteurs a neutrons rapides refroidis au sodium ou plomb fondus, ou Le tableau suivant regroupe les principales filières nucléaires réalisées dans le monde.

l’eau légère,

d’autres composants comme caloporteur,

encore a l’hélium.

Tableau 2.3. Les principales filières électronucléaires.

RNR oxyde mixte d’uranium et de plutonium

a) Filière modérée

a

eau légère (REP, RE€?)

La filière a eau ordinaire, dite a eau légère (par opposition a eau lourde), utilise l’eau a la fois comme modérateur et comme caloporteur. Son développement est issu du programme militaire naval américain (sous-marins nucléaires). Elle connaît aujourd’hui un succès considerable et constitue l’essentiel des réacteurs électronucléaires construits dans le monde.

L’avantage de ce type de réacteurs est la compacité de la chaudière nucléaire. En effet, du fait de l’utilisation d’un combustible enrichi (de 3 a 5 %en masse de 235U) et du pouvoir ralentisseur de l’eau, le volume du modérateur est beaucoup plus petit que dans les réacteurs au graphite, ce qui donne une puissance par litre de cœur beaucoup pl us importante.

Pour garder sa qualité de bon modérateur, l’eau doit rester sous forme liquide, au moins dans la plus grande partie du cœur.

Le problème d’extraction de la chaleur du combustible est résolu différemment dans les deux types de réacteurs de cette filière, les réacteurs a eau sous pression (REP) et les réacteurs à eau bouillante (REB).

À titre d’illustration nous donnons ci-dessous une description rapide du réacteur à eau sous pression qui équipe les centrales électro-nucléaires françaises.

b) Le réacteur à eau sous pression (REP)

Dans les REP, l’eau est soumise a une pression de l’ordre de 155 bars afin d’atteindre des temperatures de l’ordre de 325 “ C en sortie cœur sans ebullition.

Cette eau sous pression du circuit primaire circule en circuit ferme. Elle produit dans l’échangeur de chaleur la vapeur nécessaire a l’entraînement du groupe turbo-alternateur.

Le combustible utilise est l’oxyde d’uranium enrichi a environ 3 % a 5 %. L’eau ordinaire sert a la fois de modérateur et de refrigerant. Le bloc réacteur est cons- titue d’une cuve de 1 2 metres de haut et de plus de 300 tonnes dans laquelle se trouve le cœur, d’une hauteur active de 4 mètres et d’un diamètre de 3 mètres.

Le cœur est constitue de dizaines de milliers de crayons d’oxyde d’uranium (UO,) ou d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium (MOX) repartis dans des assemblages.

Le renouvellement du combustible se fait à l’arrêt du réacteur par tiers ou par quart de cœur. Le taux de combustion moyen de décharge est de l’ordre de 30 O00 MWj/t a 52 O00 MWj/t selon le mode de gestion adopte par l’exploitant.

Les principaux circuits

Le circuit primaire comprend trois ou quatre boucles selon qu’il s’agit d’un réac- teur de 900 ou 1300 MWe. Chaque boucle comprend un générateur de vapeur et une pompe (voir fig. 2.15).

I

\ I I I I

PP : pompe primaire GV : générateur de vapeur

.’

I P : pressuriseur I

P

.

^{/ - GV}

Figure 2.15. Le circuit primaire 4 boucles d’un réacteur de 1300 MWe.

Une seule boucle est dotée d’un pressuriseur sur sa branche chaude, qui permet de maintenir la pression dans le circuit (155 bars).

Le circuit secondaire comprend principalement une turbine a vapeur, un conden- seur, des pompes d’extraction qui acheminent l’eau secondaire vers les généra- teurs de vapeur pour y être vaporisée.

La figure 2.13 donne le schéma de principe de la centrale nucléaire REP avec le bâtiment réacteur et le bâtiment conventionnel des machines. Par souci de simpli- fication, une seule boucle y est représentée au circuit primaire.

La montée en puissance du réacteur se fait en retirant progressivement les barres de commande initialement insérées dans le coeur, qui contiennent un absorbant de neutrons en alliage d’indium, argent et cadmium, jusqu’a l’équilibre de la réac- tion en chaîne. Un système de regulation agit sur les paramètres de fonctionne- ment (flux de neutrons, débit d’eau, température et pression) pour les maintenir a l’intérieur de leur plage de fonctionnement normal.

En cas d’incident ou d’accident, les paramètres de fonctionnement sortent de leur plage de fonctionnement normal. II faut arrêter d’urgence le réacteur en étouffant la réaction en chaîne. L’arrêt rapide du réacteur est déclenché automatiquement par le système de protection de la chaudière qui commande la chute des barres de sécurité dans le cœur. L’arrêt automatique n’est généralement pas suffisant, en cas d’accident, pour assurer un retour a l’état sûr du réacteur. Par exemple, en cas de rupture d’une tuyauterie du circuit primaire, la cuve risque de se vider et le cœur, de se dénoyer puis de fondre, a cause de la puissance résiduelle due a la radioactivité qui continue de chauffer le cœur après son arrêt.

Pour éviter la fusion du cœur, un système d’injection d’eau dans le circuit primaire est sollicité. C’est un système de sauvegarde. Les systèmes de sauvegarde, qui n’interviennent qu’en cas d’accident, sont conçus avec un soin particulier et béné- ficient, notamment, d’une redondance de leurs organes mécaniques et électriques.

Les principaux systèmes de sauvegarde sont :

- le circuit d’injection de sécurité (RIS) qui intervient en cas de brèche pour éviter le dénoyage du cœur ;

- le système d’aspersion de l’enceinte (EAS) qui, en cas de brèche du circuit primaire ou d’une tuyauterie vapeur, entre automatiquement en service et pulvérise Uniformément de l’eau boriquée (absorbeur de neutrons) dans l’enceinte étanche afin d’en diminuer la pression ;

- le circuit d’eau d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG) qui permet de maintenir le niveau d’eau secondaire dans les générateurs de vapeur (GV) en toutes circonstances.

Les systèmes de régulation, de protection et de sauvegarde forment des défenses successives contre les accidents. C’est le principe de ⁽⁽ défense en profondeur ^>) qui est le fondement de la sûreté, dite déterministe, de nos réacteurs nucléaires.

En France, les réacteurs actuellement en fonctionnement sont de deuxième géné- ration et succèdent à la première génération des réacteurs UNGG (uranium natu- rel graphite gaz) développés dans les années 60.

En outre, la communauté nucléaire internationale travaille au développement de nouveaux concepts de réacteurs, dits ^(< révolutionnaires ⁾⁾ car ils introduisent une rupture technologique par rapport a l’existant.

Cependant, ils ne seront pas opérationnels avant 2040, d’où la nécessité d’inter- caler une troisième generation de type EPR (european pressurized water reactor) entre la génération actuelle et ces réacteurs dits de quatrième génération.

c) L’EPR

Le réacteur franco-allemand EPR est de conception <‘ évolutionnaire », c’est-à-dire qu’il constitue une continuité par rapport à la génération actuelle, tout en appor- tant des améliorations significatives, notamment en matière de sûreté :

- réduction de la probabilité d’accidents graves, - récupération du corium en cas de fusion du cœur,

- architecture à quatre trains de sauvegarde électriques et mécaniques indé- pendants (au lieu de deux seulement dans les réacteurs français actuels), - gros cœur avec une puissance linéique modérée, apportant de la souplesse

dans le choix du combustible,

- réduction du volume des déchets, grâce a des taux de combustion élevés - systèmes plus simples et plus transparents a l’erreur humaine,

- durée de vie de 60 ans (au lieu de 40/50 ans pour les REP actuels).

(65 GWj/t),

D’une puissance nominale de 1600 MWe, un EPR a d’ores et deja été commandé par la Finlande et, en France, une tête de série sera installée sur le site de Flamanville, conformément au calendrier prévisionnel suivant :

2007 : premier béton de la tête de série a Flamanville, 2012 : première mise en service de la tête de série,

2012-2015 : acquisition du retour d’expérience d’exploitation, 2015 : début de construction d’une série d’EPR,

2020 : mise en service du premier EPR de la série.

d ) Les réacteurs du futur

Les réacteurs révolutionnaires de quatrième generation qui font aujourd’hui l’objet d’études de recherche-développement répondront, a partir de procédés innovants, aux exigences du développement durable (voir

5

5.1), afin de consti- tuer des modes de production d’énergie pérennes et qui satisfassent a la fois le grand public, l’exploitant et les pouvoirs publics.

En pratique, cela revient a améliorer les performances des systèmes dans les domaines suivants :

- économie, - sûreté nucléaire, - gestion des déchets, - environnement,

- résistance à la prolifération nucléaire.

Citons les six principaux concepts de quatrième génération en cours de température. Spectre a neutrons thermiques. Temperature sortie cœur entre 900 et 1500 ^{O C .}

Concept du programme international GEN IV conduit par les États-Unis, dédie a la production d’hydrogène.

Sodium Cooled Fast Reactor. Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium liquide (type Superphénix). Combustible MOX (Oxyde mixte uranium et plutonium). 1200-1500 MWe.

Concepteurs : instituts de recherche européens (AEA, CEA, SIEMENS).

Lead alloy-cooled Fast Reactor. Réacteur a neutrons rapides refroidi au plomb fondu. 1200 MWe. Combustible UN + PUN (nitrure mixte d’uranium et plutonium).

Concepteur : institut de recherche russe (R&D IPE).

Gas Cooled Fast Reactor. Réacteur à neutrons rapides a gaz (helium) ha Ute températu re.

Température sortie cœur entre 450 et 850 O C .

Concepteur : CEA avec le support de GEN IV.

Super Critical Light Water Reactor. Réacteur a eau supercritique (fluide a la fois liquide et gazeux (pression > 2 2 1 bars, temperature > 374 OC).

Spectre à neutrons thermiques. II existe une option a neutrons rapides.

Concepteur : Université de Tokyo.

Molten Salt Reactor. Réacteur a sel fondu. Combustible/caloporteur : mélange de fluorures de lithium, béryllium, thorium 232, uranium 233.

Modérateur en graphite. Unite de retraitement en ligne.

Concepteur : Laboratoire de recherche ORNL (Oak Ridge National Laboratory - EU).

La réalisation concrète des réacteurs de 4e génération depend de la motivation des pays impliques.

Les six concepts rencontrent un succès inégal auprès des décideurs, qui peut évoluer à la faveur d’une avancée technologique spécifique, de la survenue d’une exigence majeure (pénurie d’uranium par exemple) ou même d’un effet de mode, comme ce fut le cas de la surgéneration et de la production de plutonium associée dans les années 70.

Actuellement, la tendance est la suivante :

- le concept SFR est le plus avance car il profite d’un retour d’expérience impor- tant. Sa mise en service pourrait survenir à l’horizon 2040 ;

- les concepts

a

gaz (VHTR, GCFR) bénéficient d’efforts significatifs dans le sillage du réacteur a gaz 11 classique )’ HTR (voir tableau 2.3) étudié depuis de nombreuses années, notamment pour le dessalement de l’eau de mer ; - le concept LFR, pendant du SFR avec un caloporteur au plomb, est surtout

développé en Fédération de Russie ;

- les autres concepts (SCLWR et MSR) sont étudiés dans une perspective plus lointaine, bien que la supercriticité soit utilisée dans les centrales au charbon (voir

5

2.1.2.2) depuis 5 0 ans, et que les réacteurs a sel fondu aient été large- ment étudiés aux États-Unis dans les années 70.

2.2.3. L’origine des premieres applications

Dans le document L’énergie en 2050 (Page 67-73)