MEMOIRE TECHNIQUE DE FIN D’ETUDES
Présenté pour l’obtention du diplôme d’études supérieures de la marine marchande
par Valentin Boragno
Tuteur: M. T. Lalane Année de soutenance: 2014
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Perspectives de la propulsion nucléaire dans la marine marchande : l'exemple de la flotte civile
nucléaire russe
MÉMOIRE TECHNIQUE DE FIN D’ÉTUDES
présenté pour l’obtention du DIPLÔME d'études supérieures de la marine marchande
Perspectives de la propulsion nucléaire dans la marine marchande : l'exemple de la
flotte civile nucléaire russe
par
Valentin BORAGNO
Mémoire préparé sous la direction de : Thierry Lalane
Remerciements
Je tiens à remercier particulièrement:
- M. le professeur de l'enseignement maritime T. Lalane.
- M. Jacques Maillard, chercheur en physique des particules (IN2P3) au CNRS.
- L'EAMEA de Cherbourg où j'ai été chaleureusement reçu.
- M. J. Rippes, ingénieur travaux chez EDF.
Résumé
La récente flambée du cours du brut a entraîné la publication de nombreuses études sur la propulsion nucléaire dans la marine marchande. A ce jour, seule la flotte russe a réussi à maintenir à flot ces navires civiles nucléaires et à en construire de nouveaux. En 2007, la construction de la barge Akademik Lomonozov équipée de deux réacteurs de 150 MW a débuté. En 2012 a débuté la construction du brise-glace LK60A propulsé par deux réacteurs de 175 MW. Ce mémoire étudie le fonctionnement de ces deux types de réacteurs, en opération normale et en mode dégradé. Il examine leurs systèmes de sûreté, au regard des risques potentiels et des exigences de la résolution A-491 de la SOLAS. En conclusion, il cherche à apprécier l'ampleur d'un tel projet, et particulièrement le rôle qu'y a joué l'Etat russe.
Mots-clés :
Propulsion nucléaire ; brise-glace ; réacteur.
Abstract
Due to the increase in the price of fuel oil, many studies have been publicated in the last decade about nuclear propulsion in the merchand navy. Nowadays, only one fleet has managed to keep and to develop its nuclear fleet : the russian one. In 2007, began the construction of nuclear barge AKADEMIK LOMONOZOV with two nuclear reactors of 150 MW each. In 2012, began the construction of ice-breaker LK60A powered with two nuclear reactors of 175 MW each. This paper focuses on the operation of these two reactors, in normal operation and in safety operation. It describes their safety systems, in accordance with the resolution A-491 of the SOLAS. In the conclusion it focuses on the actions taken by the Russian State to develop this fleet.
Keywords :
Nuclear propulsion ; nuclear reactor ; ice-breaker.
Table des matières
Introduction...8
Intérêts du réacteur nucléaire...13
Principe de la fission...13
Le noyau...13
L'énergie de liaison...14
Réaction en chaîne...14
Comparaison des consommations spécifiques...15
Eléments de neutronique...16
Les interactions...16
La section efficace...16
Application au pilotage du réacteur...18
Description de l'installation...19
Les deux circuits...19
Le circuit primaire...19
Le circuit secondaire...20
Type d'architecture...20
Eléments du circuit primaire...22
Le coeur nucléaire...22
Le pressuriseur...23
Le générateur de vapeur...24
Les pompes de circulation principale...27
Principes de sécurité du réacteur...30
Radioactivité et protection radiologique...30
Danger des rayonnements ionisants...30
Exigences SOLAS...31
Etude des rayonnements gamma...33
L'arrêt d'urgence...33
Accident de perte de réfrigération primaire...35
Etude de la radioactivité de produits de fission...39
Autres dispositifs de sécurité...41
Conclusion:...44
Annexe 1: calcul de la consommation spécifique du KLT-40S...45
Annexe 2 : calcul de l'épaisseur de la protection radiologique...46
Annexe 3: calcul de la zone d'évacuation de la population en cas de dispersion accidentelle de produits de fission ...48
Bibliographie...50
Introduction
Ces dernières années ont vu se multiplier les études sur la propulsion nucléaire dans la marine marchande. 1
Par exemple, un article2 étudie la viabilité d'un porte-conteneur sur une ligne transpacifique de caractéristiques suivants : 15000 EVP, 32 nds, 150 000 kW. Il relie Shanghaï à Long Beach en sept jours et demi. L'auteur de l'article suppose que la durée de vie du navire est de quarante ans. Il évalue le coût de la construction d'un navire à propulsion nucléaire à 2500 dollars /kw (contre 800 dollars/kW pour une propulsion classique). Les coûts d'investissement et les coûts d'exploitation (CAPEX et OPEX) sont en défaveur du nucléaire. En revanche, les économies sur le combustible (VOYAGE COST) sont considérables. Au total, le gain est de 40 millions de dollars par an, soit 1,6 milliard de dollars sur quarante ans, par rapport à une propulsion classique (C.R. Cushing & Co., Inc.).
En 2010 la société de classification Lloyds' Register a signé un consortium avec trois autres sociétés : l'armateur grec Enterprises Shipping3, la société d'architecture naval BMT Nigel Gee, et enfin la société américaine productrice de réacteurs nucléaires Hyperion. En collaboration avec l'Institut Maritime de l'université de Southampton, des chercheurs financés en grande partie par le Lloyd's élaborent différents projets de navires marchands à propulsion nucléaire. Lors de la signature de cet accord, Richard Sadler, le président du Lloyds a déclaré que « l'on verrait des navires à propulsion nucléaire sur certaines routes maritimes bien plus tôt que ne le pensent certains. » (World Nuclear News, 18/11/10)
Pour contourner les interdictions d'entrée portuaire, des chercheurs4 étudient le projet d'un porte- conteneurs modulaire. Une partie propulsive contenant le réacteur nucléaire se détacherait de la partie cargaison. La déconnexion se ferait hors des eaux territoriales, et la partie cargaison procéderait jusqu'au port avec une source secondaire d'énergie.
PC modulaire 350m, 10000 EVP
1 “Analysis of nuclear transpacific containership”, G. Sawyer, 2008, CCDOTT
“China looks at nuclear powered cargo ships”, World Nuclear News, 2010
“Nuclear power investigations for LNG carriers”, Babcock international, 2009
2 « Analysis of High-Speed Trans-Pacific Nuclear Containership Service », G. A. Sawyer
3 L'arrestation de l'armateur V. Restis pour détournement de fonds risque toutefois de ralentir le projet. « Greek shipowner Restis arrested... », 23/07/2013, Reuters.
4 « Concept for a modular nuclear-powered containership », Southampton, 2013.
Connexion 3 points Triofix
On imagine aisément la difficulté de la manœuvre de fixation d'un tel dispositif dans le mauvais temps. Néanmoins à défaut d'être réalisables, ces multiples publications et effets d'annonce témoignent d'un regain d'intérêt pour la propulsion nucléaire, lequel est directement lié à l'évolution du prix des soutes. Depuis quelques années (2005-2008 : date du pic de production pétrolier), nous nous trouvons dans la phase descendante de la production pétrolière. La production diminue, alors que la consommation, liée à celle des pays émergents, augmente. Si la fin des réserves pétrolières est évaluée à 2060 par la banque HSBC, la pénurie pourrait avoir lieu plus tôt, dès lors que la demande excède l'offre. Il est possible que la tendance haussière du prix du pétrole continue à s'accentuer à long terme. L'envol du prix des soutes dont on a eu un aperçu entre 2004 et 2009 (+300% selon ICS) pourrait se renouveler.
A cette tendance générale, s'ajoute une instabilité des prix liée à la géopolitique et à la finance. En effet, la spéculation sur le cours du brut, reposant sur l'existence d'un marché physique et d'un marché papier (part neuf fois supérieure au marché physique) peut attiser la flambée du brut.
A ce constat purement économique, il faut ajouter les mesures prises contre la pollution atmosphérique qui vont considérablement alourdir le prix des hydrocarbures. La combustion de pétrole est la source principale d'émission de gaz à effet de serre, entraînant une accélération du réchauffement de l'atmosphère, ainsi que d'émission de particules fines. Il fait donc l'objet de
législations dont la sévérité va croissante. Trois émissions sont ciblées par les réglementations internationales: le CO2, les oxydes de soufre et les oxydes d'azote. En 2020, les taxes carbone dont la valeur est encore incertaine, entre 5 et 50 dollars par tonne de CO2 (Gravina, 2012), vont faire considérablement augmenter le prix des soutes. La convention MARPOL adoptée en 1997 se révèle de plus en plus sévère sur les émissions de SOx. En 2012, la teneur autorisée est passée de 4,5% à 3,5%. Elle ne sera que de 0,5% en 2020. Et dans les zones spéciales (SECA), il devra passer à 0,1%
de soufre. Or, le coût de la désulfurisation est exponentiel. Avec ces nouvelles taxes et contraintes, le prix du fioul devrait augmenter de 75% en moyenne d'ici 2020, ce qui devrait faire augmenter le coût du transport maritime de 30 à 50% (Gravina, 2012).
Consommations et rejets à l'atmosphère du 12K98ME
A l'heure où le slow-steaming et le super slow-steaming se répandent dans les compagnies maritimes, et où l'aviation civile est elle-même promise à un avenir incertain5, le nucléaire est considéré par certains acteurs du monde maritime comme l'IMAREST comme la seule énergie sans émissions polluantes qui peut remplacer entièrement les énergies fossiles (GRAVINA, 2012).
Dans notre étude, nous privilégierons aux multiples études de faisabilité une analyse de la seule flotte nucléaire civile existante et dont des preuves tangibles montrent qu'elle est amenée à réellement se développer : la flotte civile russe. Le premier navire de surface nucléaire, le LENINE, construit en 1957 vient de ce pays. Jusqu'à la fin des années 80, cette technologie s'est développée.
La construction d'une douzaine de navires nucléaires civiles soviétiques était prévue dans les années
5voir scénarios de l'Union Européenne sur l'aviation civile http://www.dlr.de/consave/3_Scenarios_Storylines.pdf
90. En 1981, la résolution A-491 de la SOLAS commençait par ces mots : « considérant que la propulsion nucléaire sera amenée à se développer dans les prochaines années » (« the expected increase in the use of nuclear propulsion of the merchant ships »). En 2013, suite à la renationalisation des chantiers navals et d'une partie de la flotte civile, deux projets nucléaires sont actuellement en construction. Nous étudierons en détails le fonctionnement des réacteurs de ces deux projets :
- KLT-40S : qui équipe la barge nucléaire Akademik Lomonozov (2*150 MW) et qui reprend le fonctionnement du KLT-40 qui équipait déjà Taïmyr et Vaïgatch (1*KLT-40M de 135 MW) et du Sevmorput (1* KLT-40 M de 135 MW)
- RITM-200 (brise-glace LK-60 : 2*175MW, photo en couverture)
Nous étudierons les principes de leur fonctionnement, leur description, et leurs principes de sécurité.
Barge nucléaire Akademik Lomonozov
Intérêts du réacteur nucléaire
Principe de la fission Le noyau
La physique nucléaire s'intéresse à la constitution du noyau atomique. Le noyau a deux caractéristiques par rapport à l'atome:
- sa petite taille. On le considère 100000 fois plus petit que l'atome. Si on grossissait l'atome au format d'un terrain de football, le noyau aurait la dimension d'une bille.
- Sa densité. Le noyau concentre quasiment toute la masse de l'atome.
Un noyau est composé :
- de protons, masses de charge électrique positive. Le nombre de protons est symbolisé par la lettre Z, encore appelé numéro atomique.
- De neutrons, masses de charge électrique nulle (N).
La somme des protons et des nucléons est donné par la lettre A avec : A = Z +N
Les éléments chimiques sont classés en fonction de leur numéro atomique Z dans le tableau de classification périodique des éléments. La matière terrestre est formée de 92 éléments simples qui va du noyau le plus léger (hydrogène) au noyau le plus lourd (uranium). Les autres éléments les plus lourds, les transuraniens, ont été créés artificiellement par l'homme et sont instables.
On appelle isotopes deux éléments chimiques qui ont un même Z mais qui diffèrent par leur A.
L'uranium 235 (A = 235, Z = 92) et l'uranium 238 (A = 238, Z = 92) sont deux isotopes. L'uranium 235 (0,7%) est plus rare à l'état naturel que l'uranium 238 (99%). Or, l'uranium 235 est fissile, c'est- à-dire qu'il est susceptible de se casser au contact d'un neutron, tandis que l'uranium 238 est fertile, c'est-à-dire qu'il capture les neutrons. C'est donc l'uranium 235 qui permet de dégager de l'énergie lors de la fission nucléaire. Notons que l'uranium 238 par captures de neutrons puis désintégrations successives produit du plutonium 239 qui pourra être réutilisé après traitement dans du combustible mixte (MOX).
La cohésion du noyau atomique est due à une interaction dite forte dont le rayon d'action est très faible mais dont l'intensité l'emporte sur les autres forces telle que la force de répulsion électrostatique entre protons. L'énergie qu'il faut fournir au noyau pour dissocier ses nucléons qui s'attirent du fait de l'interaction forte s'appelle énergie de liaison. La relation d'Eistein établit une équivalence entre la masse et l'énergie. En effet expérimentalement on constate que la masse d'un atome est toujours inférieure à la somme des masses de ses éléments constitutifs pris isolément. La différence est appelée défaut de masse (dM). L'équation d'Eistein s'écrit dans notre cas:
El = dM.c2
où El est l'énergie de liaison, quantité d'énergie nécessaire pour rompre la cohésion de l'atome et le transformer en particules indépendantes.
En physique nucléaire on utilise fréquemment l'électron volt (eV) comme unité d'énergie plutôt que le joule. A partir de l'équation E=M.c2, on peut exprimer la masse en Mev. Avec: 1 eV = 1,60217653×10-19J.
L'énergie de liaison
Si on prend un noyau de masse élevé et qu'on le casse en deux (plus rarement trois) noyaux plus légers dont l'énergie de liaison par nucléon est plus élevée, alors on libère de l'énergie: c'est le phénomène de la fission. Après un choc avec une particule (neutron), un atome lourd se scinde en plusieurs produits de fission (PF). Le mouvement des particules élémentaires étant aléatoire, on ne peut déterminer qu'une probabilité d'apparition de produits de fission. Pour l'uranium 235 une trentaine de PF peuvent apparaître. Par exemple, la fission de l'uranium 235 donne fréquemment un atome de cérium 140 et un atome de niobium 93, trois neutrons ainsi que des électrons, des gammas et des neutrinos. 201 MeV d'énergie sont récupérés. L'émission de neutrons après la fission de l'uranium permet de faire converger le combustible, c'est-à-dire d'initier une réaction en chaîne.
Réaction en chaîne
Chacun des neutrons dégagés par la première fission a trois possibilités:
- ou bien il est capté par de la matière fertile (par exemple l'uranium 238) - ou bien il est perdu
- ou bien il donne naissance à une autre fission.
On définit K la criticité le ratio entre les neutrons produits entre chaque génération, c'est-à-dire entre les neutrons produits par une fission et les neutrons ayant provoqué cette réaction en tenant compte de ceux qui sont absorbés et produits.
Trois cas de figure se présentent:
- si k < 1: la réaction s'arrête - si k > 1: la réaction s'emballe
- si k = 1: la réaction en chaîne a lieu d'une façon maîtrisée. C'est le principe du réacteur.
Le nombre de fissions par seconde est donc calculé pour obtenir la puissance désirée, sachant qu'une fission produit 3,204*10(-11) J, soit 201 MeV (Manuel Framatome, 1991, p.68). C'est la neutronique, science de l'évolution de la population des neutrons, qui permet le contrôle de la puissance des réacteurs nucléaires. Ces 201 Mev par fission d'atome constituent une quantité d'énergie considérable. On considère que l'énergie en jeu au niveau d'un nucléon est de l'ordre du Mev. C'est pourquoi le type d'interaction au sein du noyau est appelé “forte”, par comparaison aux trois autres types d'interaction dans la matière:
- l'interaction faible
- l'interaction gravitationnelle
- l'interaction coulombienne, sur laquelle repose toute la chimie moléculaire, en particulier celle qui intervient dans la combustion des hydrocarbures (oxydo-réduction). On considère que l'énergie en jeu au niveau d'un atome est de l'ordre de l'Ev (par comparaison au Mev du nucléon pour l'interaction forte).
En conséquence ces deux modes de propulsion ont des consommations spécifiques qui varient d'un
facteur très important que nous allons déterminer.
Comparaison des consommations spécifiques
En comparant le réacteur KLT-40S et le moteur diesel 12K98ME (page 4), dont les puissances thermiques sont identiques, on s'aperçoit qu'1 kg brûlé d'uranium chargé dans le cœur enrichi à 15,7% correspond à 251 tonnes équivalent pétrole (cf. annexe 1). L'uranium naturel possède 0,7%
d'uranium 235, soit 22 fois moins que l'uranium enrichi chargé dans le KLT-40S. Selon le guide Framatome, 1 kg d'uranium naturel donne 10 TEP, ce qui est cohérent avec notre résultat (p.157).
Le volume du combustible (densité 19) brûlé en un mois : V = 29,83/19 V = 1,57 l
Or, 7500 t de FO représentent environ 10000 m3, soit 10(7)L. Le rapport entre les volumes d'uranium et de pétrole est donc :
r = 10(7)/1,57 r = 6 millions
Le volume du combustible fossile serait 6 millions de fois plus grand que le volume de combustible nucléaire utilisé par le KLT-40S.
La barge nucléaire offre un exemple de co-génération nucléaire. Elle produit simultanément de la chaleur, sur une plage de 29 MW à 85 MW, et de l'électricité, sur une plage de 35 MW à 19 MW. Le rendement du KLT-40S varie donc entre 43% et 69% selon la quantité de chaleur produite. La puissance électrique maximale produite ne représente que 23% de l'énergie thermique.
L'uranium 235 chargé dans le coeur du KLT-40S a une masse de 179,2 kg. La quantité d'énergie présente dans le coeur (energy supply per core load) est de 2,1 Twh. Le nombre d'heures de fonctionnement prévu est 21000 heures, soit 2 ans et 4 mois de jours équivalents de puissance contractuelle (JEPC).
D'après nos calculs, le réacteur devait consommer 4684 g en un mois. La documentation nous informe que la masse d'uranium 235 est de 179,2 kg. On peut en déduire la durée de la campagne si tout l'uranium 235 était brûlé :
D = 179,2/4,684
D = 38 mois, soit 3 ans et 2 mois.
La durée de la campagne donnée par le constructeur (2 ans et 4 mois) est bien cohérente. En effet pour les réacteurs REP français, environ un quart de l'uranium 235 n'est pas consommé (Framatome, p.75). Les dix mois d'écart tiennent au fait que le constructeur calcule une marge de fin de vie. En effet, on arrêtera le réacteur un peu avant la totale utilisation de l'uranium. En cas d'arrêt et de redémarrage, le réacteur doit pouvoir diverger dans les meilleures conditions. Avec une utilisation à 68% du temps, l'intervalle entre les rechargements du combustible (refueling interval) est donc de 3,5 années.
Après avoir évalué la consommation spécifique du réacteur, intéressons-nous au principe de contrôle de la puissance du réacteur.
Eléments de neutronique Les interactions
Il existe cinq types d'interaction des neutrons avec la matière:
- Diffusion élastique, qui permet de ralentir les neutrons rapides créés lors de la fission de l'uranium.
- Diffusion inélastique: émission d'un neutron, et de photons.
- Capture radiative: capture d'un neutron par un noyau. Par exemple l'hydrogène capte un neutron pour donner du deutérium et un gamma, mais aussi le fer, le béton présents dans la protection radiologique.
- capture non radiative
- fission : C'est le résultat de la capture d'un neutron par un noyau lourd qui devient instable.
La section efficace
Pour obtenir K = 1, il faut diminuer la probabilité de capture et de perte des neutrons et augmenter la probabilité de fission. On appelle section efficace la probabilité d'occurrence d'une interaction donnée. Il s'agit de la probabilité qu'a un neutron d'interagir avec un noyau cible. Il existe plusieurs types de section efficace dont:
- la section efficace de fission - la section efficace de capture
- la section efficace de diffusion (rebond)
L'unité de la section efficace est le barn, qui correspond à la section géométrique d'un noyau. La section efficace de fission d'un noyau d'uranium 235 est légèrement supérieure à 1 barn. Mais avec des neutrons lents (thermiques) la section efficace augmente considérablement (584 barns). La section efficace dépend de la vitesse des neutrons donc de leur énergie. Pour augmenter le nombre de fissions dans le combustible, il faut thermaliser (refroidir) les neutrons en utilisant un modérateur. Dans le cas du réacteur à eau pressurisé (REP), l'eau, utilisée d'abord comme caloporteur, est un excellent modérateur. Les atomes d'hydrogène présents dans l'eau ont en effet un
excellent facteur de ralentissement.
Les neutrons "rapides" rebondissent sur les noyaux d'hydrogène (diffusion élastique) présents dans les molécules d'eau et perdent de l'énergie, jusqu'à devenir des neutrons "lents".
Perte moyenne logarithmique d'énergie ou paramètre de ralentissement
L'énergie du neutron est divisé par un facteur cent millions de l'état rapide (Er = 2 Mev) à l'état thermique (Eth = 0,025 eV). Cette baisse d'énergie est appelée la thermalisation. Relativement à la section efficace de fission, la section efficace d'absorption de l'uranium 238 augmente avec la température. Au total, le nombre de captures augmente donc lorsque la température augmente.
Avec la température, la densité du fluide caloporteur diminue, et celui-ci, en tant que modérateur, devient moins efficace.
Par ailleurs, il existe des noyaux qui possèdent une très grande section efficace d'absorption. Ces absorbeurs de neutrons sont utilisés pour le pilotage du réacteur. La section efficace du cadmium 113 est de 20600 barns.
Application au pilotage du réacteur
De fortes variations d'allure pouvant être demandées à un navire, il faut que la chaufferie puisse s'adapter. Deux cas sont à considérer.
- faibles variations au secondaire
Le coefficient de température négatif d'un réacteur modéré à eau légère permet une auto-régulation du système. En effet un appel de puissance entraîne un accroissement du débit d'eau secondaire au GV. L'eau du primaire est alors mieux refroidie et arrive plus froide dans le coeur. Le modérateur devenant plus efficace, il se produit une réactivité positive qui adapte la puissance du coeur à la puissance demandée. Le phénomène inverse se produit lorsqu'une baisse de puissance motrice a lieu. Cela aura une importance décisive sur la sécurité passive du réacteur : l'intervention humaine n'est pas requise en fonctionnement normale. "Finalement tout se passe comme si le réacteur s'autorégulait" (J. Bernard, p. 83, t.2).
- fortes variations au secondaire
Il existe cependant des systèmes de régulation pour gérer les fortes variations de puissance appelée au secondaire. On agit sur la position de grappes de contrôle constituées de cadmium qui absorbent les neutrons de façon à maintenir constante la température moyenne de l'eau du primaire. La commande du réacteur résulte de diverses grandeurs physiques dont le débit de fluence de neutrons, lequel est mesuré par plusieurs chaînes de capteurs indépendantes (résolution A-491 de la SOLAS, 4.4.6) En cas de baisse importante et rapide de la puissance demandée, un circuit de contournement de la turbine est utilisé pour évacuer automatiquement le surplus de vapeur.
La faible consommation spécifique, et par conséquent la longévité du coeur nucléaire, est le principal intérêt du réacteur nucléaire. Par ailleurs le processus d'autorégulation d'un réacteur à eau pressurisé présente un intérêt pour sa sécurité passive. Les phases critiques dans la conduite d'un réacteur sont l'arrêt et le redémarrage. C'est pourquoi les concepteurs ont cherché à augmenter la durée de vie des coeurs. Selon OKBM, le coeur du RITM-200 a ainsi une autonomie de sept ans. En augmentant l'intervalle entre les rechargements du combustible, on limite par conséquent ces opérations. Après avoir étudié les principes de fonctionnement du réacteur, nous pouvons entamer une partie consacrée à sa description.
Description de l'installation Les deux circuits
Vue du KLT-40S (source : OKBM) Un REP comporte deux circuits principaux : un primaire et un secondaire
Le circuit primaire
C’est la partie proprement nucléaire de la centrale. A terre, elle est confinée dans une enceinte en béton précontraint, entourée par une deuxième enceinte, dite extérieure en béton renforcé. En naval,
l'enceinte est souvent réalisée en plomb. On y trouve le coeur (core reactor) dans lequel est placé le combustible qui produit l'énergie par fission. La puissance du réacteur est réglée par les barres de commande (CRDM: control rod drive mechanism). L'énergie thermique produite est évacuée du coeur par le fluide caloporteur qui est de l'eau maintenue sous pression par un pressuriseur (pressurizer). La chaleur est alors transmise au circuit secondaire par les trois échangeurs appelés générateurs de vapeur (steam generator). Deux pompes (main circulation pumps) font circuler l'eau du primaire. En cas de surpression, au moins deux soupapes de sûreté doivent décharger dans une bâche de détente à l'intérieur de l'enceinte de confinement (A-491, 4.6.4). On note que ce circuit contient le minimum possible de brides, et ce afin d'éviter « les irrégularités structurelles » pouvant créer un nid radioactif (6.2.9). Les fuites et les effluents de fonctionnement provenant du circuit constituent des déchets liquides. Le rejet de ces derniers est autorisé dans des eaux où la profondeur est supérieure à 1829 m. L'activité totale ne doit pas être supérieure à 7,4. 10(10) Bq.
La totalité des éléments du primaire doivent appartenir à la classe de sûreté 1. De fait, les prescriptions applicables aux matériaux, à la conception, à la construction, aux essais, à l'inspection et au fonctionnement de ces éléments seront plus strictes (SOLAS 2.2.1).
Le circuit secondaire
Le circuit secondaire est un circuit eau-vapeur classique. La particularité des brise-glace nucléaires est que le secondaire est à pression et température constantes. C'est le primaire qui assure les variations de température en fonction de la charge.
Le générateur de vapeur doit assurer une parfaite étanchéité entre les deux circuits. « Il conviendrait de prévoir des moyens permettant de déceler et de limiter les fuites du circuit primaire vers le circuit secondaire » (4.7.6). L'eau en provenance du condenseur arrive sous pression au GV grâce à une pompe. Le condenseur peut être réfrigéré à l'eau de mer (cas du Sevmorput qui n'a donc pas de limite de navigation), ou bien à l'air (cas du KL60). La réfrigération à l'air limite la longueur de la tuyauterie d'eau de mer, sujette à la corrosion, mais impose de rester dans des zones où l'air est froid, ce qui n'est pas un inconvénient pour un brise-glace. L'eau se vaporise au contact des tubes du générateur de vapeur où circule l'eau du primaire. La vapeur produite est détendue dans une turbine Kirov (fabricant des croiseurs à PN "Classe Kirov"). L'énergie électrique est produite par une génératrice de service. En cas de panne, ce sont des « génératrices de réserve qui assurent la propulsion et la sécurité dans des conditions normales » (5.8.6).
Type d'architecture
Il est déterminé par la place du générateur de vapeur par rapport à la cuve. Lorsque le générateur de vapeur se trouve à l'extérieur de la cuve du réacteur, on parle d'architecture compacte (cas du KLT- 40 S). Lorsqu'il est à l'intérieur, on parle d'architecture intégrée. C'est le cas du RITM-200.
L' a
rchitecture intégrée du RITM-200
Le RITM-200 est un réacteur intégral, avec circulation forcée. Les pompes de circulation sont situées dans des chambres hydrauliques externes et les générateurs de vapeur dans des espaces verticaux à l'intérieur de la cuve. Les quatre pompes de circulation sont situées dans la partie froide du circuit primaire, lui-même séparé en quatre boucles indépendantes. Elles sont implantées « en corne » sur la cuve.
Cette architecture présente deux avantages. Premièrement, le gain de place est doublé. Le poids de la protection radiologique diminue car il y a moins de surface d'échange. Le réacteur est donc moins cher. Deuxièmement, la circulation de l'eau se fait plus naturellement. Ici 60% du débit d'eau est dû à la circulation naturelle. De fait, les pompes utilisent moins d'énergie, et le rendement de l'installation est meilleur. Par ailleurs, c'est un avantage pour la sécurité passive, car en cas de panne d'une pompe le coeur est toujours alimenté en eau. Par ailleurs la réduction du nombre de brides sur le circuit primaire a amélioré la circulation du fluide.
Il existe toutefois un inconvénient. Inaccessibles et donc indémontables en marche, les générateurs de vapeur doivent être particulièrement fiables.
Eléments du circuit primaire
Tous les éléments du circuit primaire doivent faire partie de la classe de sûreté 1, qui exige l'application des normes les plus sévères en matière de conception et d'assurance de qualité (A-491, 2.2.2).
Le coeur nucléaire
- Le coeur
Le coeur est le lieu où a lieu la réaction en chaîne. Il occupe peu de place par rapport à l'ensemble de l'installation. Le coeur a un diamètre de 1,2 m sur une hauteur de 1,2 m, alors que l'installation KLT-40S mesure 12 m de haut.
La cuve (vessel) est en inox. Sur la virole supérieure sont soudées les tubulures d'arrivée et de sortie d'eau du circuit primaire. Le couvercle (cover) est traversé par les fourreaux des tiges de commande des grappes de contrôle ainsi que par les colonnes pour thermocouples. Il doit pouvoir s'enlever pour procéder à des opérations à l'intérieur de la cuve, par exemple le rechargement du combustible.
Le fond est percé de trous permettant le passage de doigts de gants dans lesquels viendront se déplacer des détecteurs miniatures pour la mesure du flux de neutrons.
L'eau du primaire descend vers le fond de la cuve en circulant entre la paroi interne de cette dernière et l'enveloppe du coeur, remonte vers le haut de celui-ci en léchant les crayons
combustibles puis est expulsée à travers une tubulure de sortie vers l'un des GV.
Des paniers d'irradiation sont montés sur la face extérieure de l'enveloppe du coeur. Ils contiennent des capsules renfermant des éprouvettes. Celles-ci sont régulièrement extraites et analysées pour en déduire le vieillissement sous irradiation de la cuve. Contrairement au couvercle qui peut être changé, la cuve n'est pas un équipement remplaçable.
- le combustible
Le combustible est constitué d'oxyde d'uranium UO2 dont la température de fusion est plus haute que celle de l'uranium métal. Comme l'hydrogène ralentit les neutrons dont la probabilité de capture par l'U238 devient alors élevée (phénomène des résonances), il faut utiliser de l'uranium enrichi en isotope 235 pour tenir le bilan neutronique. Le matériau nucléaire est fabriqué par frittage de poudre d'UO2 puis usiné sous forme de pastilles cylindriques, légèrement évidées aux extrémités (diamètre : 6,8 mm).
Celles-ci sont ensuite empilées dans des crayons, eux-mêmes réunis en assemblages. La gaine des crayons est en zircaloy 4, qui a la particularité d'absorber peu les neutrons. Un ressort en partie haute du crayon maintient de façon axiale les pastilles. Le crayon doit rester étanche toute sa vie.
Pour cela il est obturé aux extrémités par deux bouchons soudés. Il est rempli d'hélium à 31 bars de pression à froid. Quelques crayons servent de source de neutrons pour le démarrage.
Le pilotage du réacteur est opéré par des grappes de contrôle mobiles (CPS AR: control and protection system absorber rod). Ces grappes sont constituées d'une araignée de contrôle (tête), à laquelle sont reliées des tiges, généralement en cadmium. En déplaçant verticalement l'araignée, on fait pénétrer plus ou moins profondément ces tiges dans les tubes guides de l'assemblage, ce qui permet de maintenir la réactivité à une valeur acceptable. Ce dispositif de contrôle est prévu pour un certain nombre de mouvements. Pour le RITM-200, OKBM a augmenté le nombre total de changement de puissance au cours du cycle de vie à 600000.
On trouve aussi des grappes de poison consommable fixes (BPR: Burnable Poison Rod), généralement composées de bore ou de gadolinium, et qui permettent de maintenir constantes les caractéristiques du coeur dans le temps, en contrant les effets du vieillissement du combustible.
Concernant la cuve du RITM-200, des mesures ont été prises pour réduire l'impact des neutrons sur le matériau de la cuve du réacteur, ce qui a permis d'étendre à quarante ans la vie de cet élément.
Des changements importants ont affecté la géométrie du coeur. Cela a pour but de réduire l'enrichissement du combustible au-dessous de 20%, réalisant ainsi la recommandation de l'AIEA sur la non-prolifération des matières fissiles.
Le pressuriseur
Le principe du REP est d'utiliser de l'eau comme modérateur et comme caloporteur. La section efficace étant liée à la densité du fluide, l'eau en tant que modérateur agira de façon plus efficace sous phase liquide. Par ailleurs, l'eau bouillante et la vapeur ont des répercussions sur la réactivité et rendent le contrôle du réacteur plus délicat.
Au primaire, l'eau est sous phase liquide. Pour obtenir un bon rendement thermodynamique, une température et une pression élevées de l’eau primaire sont nécessaires (250 à 300°C). Il est donc capital que l’eau reste sous une pression supérieure à celle de la saturation lors de son passage dans
le coeur. Sinon il y a risque d’ébullition lors de l’augmentation de température qui pourrait, si elle n’est pas contrôlée, endommager les faisceaux de combustible. L’eau du circuit primaire est donc maintenue à une pression d’environ 150 b par le pressuriseur.
Cet appareil est constitué d’un ballon fermé en contact avec le circuit primaire et dans lequel passent des résistances électriques de chauffage pour maintenir la température de l’eau. Le pressuriseur est un réservoir muni de cannes chauffantes en partie basse. Si la pression diminue, on chauffe, le matelas de vapeur augmente, et la pression augmente. Si la pression augmente, on asperge d'eau pour condenser la vapeur et la pression diminue.
Un matelas de vapeur est créé dans sa partie haute de sorte que la pression de vapeur saturante égale la pression de service. Le pressuriseur sert en plus de dégazeur qui élimine les gaz dissous dans l’eau pendant le fonctionnement de l’installation au circuit primaire. Il a aussi pour rôle d’absorber les variations de volume (dilatation de l’eau sous l’effet de la chaleur) du circuit primaire lors des variations de puissance du réacteur. Il est muni de soupapes de sécurité en cas de surpression accidentelle du circuit.
La quasi-totalité des REP ne dispose que d'un pressuriseur. Les brise-glace en possèdent quatre parce que la régulation de pression est différente dans les deux cas. Sur les brise-glace, c'est le secondaire qui est à pression et température constantes : c'est donc la température primaire qui varie fortement. Il faut une énorme capacité pour absorber les variations de dilatation du fluide. La place étant limitée sur un navire, OKBM a fait le choix de mettre quatre pressuriseurs, alors qu'il n'y en a qu'un seul dans tous les autres REP.
L'étude d'un diagramme de phase eau liquide / vapeur montre qu'augmenter la pression augmenterait la température du secondaire, et améliorerait le rendement. Mais on se rapprocherait du point critique (221 bars, 373°C) rendant toute variation autour du point de consigne difficile à gérer. Au-delà de ce point, on ne maîtrise plus le passage d'une phase à l'autre. Toute légère modification de pression entraîne une forte variation du volume, ce qui représenterait un danger pour le contrôle du réacteur. Il est à noter que le pressuriseur devient inopérant s'il est noyé. Il n'est plus possible de faire baisser la pression.
Le générateur de vapeur
Un générateur de vapeur est une sorte de bouilleur. La vapeur du secondaire est produite par la chaleur cédée par l'eau liquide du primaire. Les serpentins sont fait en alliage de titane, ce qui favorise la circulation naturelle. Il existe une détection automatique de fuites de vapeur au secondaire. Du fait de l'architecture compacte, on peut intervenir dessus sans démontage du circuit primaire.
La régulation des GV consiste principalement à maintenir un niveau d'eau constant. En effet il ne faut pas que le niveau soit trop haut, ce qui risquerait de noyer les sécheurs et d'envoyer de l'eau liquide dans la turbine. Si le niveau est trop bas, il y a diminution des échanges thermiques, et risque de fusion des crayons.
Sur les OK900A (classe ARTIKA), des problèmes sont intervenus après les 150000 heures (étendues à 175000): dépressurisation du GV et du circuit de pressurisation, dégagement d'hydrogène dans les tuyaux de titanium du GV, et corrosion des gaines de zirconium. Dans le cas du KLT-40S, la capacité de dépressurisation en cas de fuite au primaire est inférieure à 40 mm. En cas de fuite entre le primaire et le secondaire, le niveau descend au pressuriseur. Pour limiter la radioactivité au secondaire, il faut isoler un générateur de vapeur.
A la différence de la cuve du réacteur qui ne se change pas, les GV peuvent se changer. C'est une opération complexe qui permet d'étendre la durée de vie du navire nucléaire. Le tableau suivant donne les valeurs des extensions de vie, réalisée grâce au changement du GV.
Durée de vie d'Atomflot avec et sans changement du GV
La durée de vie peut ainsi être augmentée de trois ans (Arktika) à dix ans (Sovietski Soyuz). Le passage de la procédure du remplacement du GV est un signal de l'approche de la fin du navire.
Ainsi pour la plupart des brise-glace qui ont été construits à l'époque soviétique, la période d’exploitation va bientôt se terminer. L'Arktika, mis à l'eau en 1975, a été retiré du service en 2008.
En 2018, les brise-glace Russie et Taïmyr auront déjà atteint la limite de leur période d’exploitation.
En 2020, ils seront rejoints par le brise-glace Sovietski Soyuz et Vaïgatch. Tous ces brise-glaces ont déjà passé la procédure de remplacement des générateurs de vapeur et leur durée d’exploitation a été étendue jusqu'à 175.000 heures. (Izvestia, Serguei Leskov, 29 juillet 2008)
Le générateur de vapeur est une pièce sensible. Ainsi la MSCO (compagnie qui exploitait les brise- glace avant la nationalisation par Atomflot a suspendu l'opération du Sibir en 1992. “Nous ne sommes pas capables de remplacer certaines pièces situées dans le GV.” En 2004, la presse apprend que la durée de vie du navire amarré à quai depuis douze ans aurait pu être étendue à 175 000 heures. Le coût des travaux s'élèveraient à 20% de l'achat d'un nouveau brise-glace. Mis à l'eau en 1978, le Sibir a été désarmé après 100 000 heures (03/12/04, Ria Novosti).
Les pompes de circulation principale
Les pompes sont de gros consommateurs.
P = 4*155 P = 620 KW
Plus la circulation naturelle (design de la tuyauterie, qualité des alliages, nombre de brides, type d'architecture) sera importante, plus faible sera l'énergie absorbée par les pompes. Par ailleurs, la pompe est un organe délicat, car elle fait circuler un fluide radioactif. L'étanchéité des pompes doit être efficace, car l'eau primaire est irradiée.
Après avoir passé en revue les éléments du circuit primaire du réacteur, nous allons examiner les principes de sûreté du réacteur.
Principes de sécurité du réacteur
La sûreté nucléaire comprend :
- la protection générale des travailleurs et du public contre les rayonnements et les mesures à prendre après un accident.
- les problèmes posés par les rejets d'effluents (radioactifs ou non).
- la surveillance et le contrôle des matières nucléaires (production, conservation, transport et stockage).
On appelle système de sûreté : « tout système important pour la sûreté installé pour garantir dans n'importe quelle situation, l'arrêt sûr du réacteur et l'évacuation de la chaleur du cœur, et/ou pour limiter les conséquences des incidents postulés de fonctionnement et des situations accidentelles. » (A-491) Ces systèmes doivent pouvoir fonctionner avec deux sources d'énergie indépendantes (A- 491, 4.3.3).
Radioactivité et protection radiologique
Danger des rayonnements ionisants
La combustion de la matière fissile dans un réacteur produit de nombreux produits radioactifs.
Ceux-ci se désintègrent spontanément en émettant une ou plusieurs particules, jusqu’à devenir stable. Les particules éjectées lors d’une désintégration radioactive constituent des rayonnements ionisants. Emises à grande vitesse, les particules traversent la matière en transformant les atomes en ions.
La protection nécessaire pour atténuer les rayons gamma et les neutrons est suffisante pour absorber les autres rayonnements : alpha, béta – (électron) ou béta+ (positons). Les neutrons sont généralement ralentis par les noyaux du fluide modérateur puis absorbés par la matière fertile. Les photons énergétiques (gammas) figurent parmi les particules les plus difficiles à arrêter. Le rayonnement gamma est atténué par la matière selon une loi approximativement exponentielle fonction de l’épaisseur de la matière traversée (longueur L) et de la densité des matériaux (faible longueur d'atténuation Lo). On utilise donc des matériaux lourds tels que le béton, le plomb ou l’acier. La protection neutronique est réalisée d’abord avec des matériaux lourds qui entourent le coeur (la cuve du réacteur est généralement un bouclier thermique en acier), puis alternativement par des couches de matériaux contenant des noyaux légers (eau, polyéthylène) et des couches de matériaux contenant des noyaux lourds (acier, plomb, béton).
Les rayonnements sont émis dans toutes les directions et seule une partie d’entre eux sera reçue par l’organisme ; on distingue donc activité et dose :
- L’activité est la mesure du nombre de désintégrations par seconde dans une matière donnée, on l’exprime en becquerels, elle exprime un risque potentiel.
- La dose est la mesure de l’énergie effectivement déposée par un rayonnement dans la matière vivante, exprimée en gray (joule par kg), multipliée par un facteur de qualité (souvent égal à 1) ou en sievert pour donner une évaluation de l’impact des rayonnements sur l’homme.
En France, l’autorité de sûreté nucléaire a défini les seuils de rayonnement admissibles pour les individus :
- 1 millisievert par an pour le public.
- 20 millisieverts par an pour les travailleurs du secteur nucléaire qui doivent par ailleurs être suivis médicalement.
Effets sur l'homme de différentes doses radiologiques : 0 – 0.25 Sv (0 – 250 mSv): Aucun symptôme
0.25 – 1 Sv (250 – 1000 mSv): Nausée chez certaines personnes, perte d’appétit. Dégâts causés à la moelle osseuse, aux ganglions lymphatiques, à la rate.
1 – 3 Sv (1000 – 3000 mSv): Nausée légère à sévère, perte d’appétit, infections. Dégâts plus sévères à la moelle osseuse, aux ganglions, à la rate; récupération probable mais pas garantie.
3 – 6 Sv (3000 – 6000 mSv): Nausée très sévère, perte d’appétit. Hémorragies, infections, diarrhée, la peau pèle, stérilité. Mort en l’absence de traitement.
6 – 10 Sv (6000 – 10000 mSv): Mêmes symptômes, plus atteintes au système nerveux central. Mort prévisible.
Au-dessus de 10 Sv (10000 mSv): Paralysie et mort.
Exigences SOLAS
Cette figure montre les différentes barrières de sécurité sur la barge Akademik Lomonozov qui a été conçue selon les exigences prévues pour un navire à PN. En effet, la conception de la station et de toutes ses composantes doit satisfaire aux exigences de la société Russian Maritime Register of Shipping et règlements RTN (Service Fédéral RosTecNazdor) pour les installations marines et à
l'échelle internationale - les exigences du code de l'Organisation maritime internationale (OMI) sur la sécurité des navires nucléaires commerciaux (NG Energy, N. Khlopkin, 8/12/2009).
La proximité du personnel machine impose une protection radiologique renforcée. Le premier critère fondamental (A) du chapitre VII de SOLAS 74 impose en effet des moyens pour confiner les sources radioactives et d’autre part pour minimiser le risque de rejets de matières radioactives dans le but de minimiser le plus possible l’exposition des personnes, à bord ou extérieures au bord, et de l’environnement aux radiations. Concrètement, cette fonction est assurée par les quatre barrières de confinement.
- première barrière :
gainage du combustible nucléaire (fuel element cladding). Il est en alliage inoxydable et empêche les produits de fission ainsi que les gaz radioactifs de se mélanger au caloporteur. L’alliage utilisé est le « zircaloy » un alliage composé de zirconium qui a la particularité de ne pas retenir les neutrons (transparence neutronique) et de les laisser passer dans le caloporteur ce qui est nécessaire pour pouvoir contrôler la réaction nucléaire via les barres de contrôle.
- deuxième barrière :
le circuit primaire (primary circuit) qui inclut avant tout la cuve du réacteur où a lieu la fission, mais aussi la tuyauterie et le GV. Il faut que les matériaux utilisés soient adaptés à l’exposition aux radiations et aux contraintes physiques liées à l’environnement tel que les efforts subis et la corrosion. Le circuit primaire doit aussi être équipé de deux vannes de décharge en cas de surpression. Il est aussi imposé qu’une seule de ces vannes puisse purger le circuit de manière à garder une pression moins de 10% supérieure à la pression maximum de fonctionnement.
- troisième barrière :
l’enceinte de confinement (reactor plant containment). Généralement en béton ou en plomb, elle confine l’ensemble du circuit primaire et ainsi que les circuits de décharge. Elle doit pouvoir résister à la pression due à la décharge de la totalité du circuit primaire. C'est cette barrière qui représente le poids et le coût les plus importants.
- quatrième barrière :
l'enveloppe de sécurité (protective enclosure) est spécifique aux réacteurs navals. Le code impose cette barrière qui est facilement réalisable en raison du compartimentage d’un navire. Elle est constituée par la coque, par le pont de cloisonnement, ainsi que sur l'avant et l'arrière par des cofferdams transversaux ou des cloisons transversales. Elle empêchera le rejet des produits de fission en cas d’avaries ou pour des raisons d'exploitation des trois premières barrières (A-491, 3.1.5). Les dispositifs de ventilation et de filtrage prévus pour cette enceinte doivent maintenir une pression inférieure à la pression atmosphérique même si une entrée est ouverte. (A-491, 3.2.7) L'air évacué doit faire l'objet d'une surveillance continue (6.10.4). Enfin, ce compartiment est intégré dans une structure de protection anti-abordage (3.5.2).
Ces quatre barrières permettent de mettre en œuvre le principe de « défense en profondeur », selon lequel même en l'occurrence de début d'incident il faut une combinaison de nombreuses défaillances pour mettre la sûreté de l'installation en péril.
Le flux rayonnant dépend de la distance, mais surtout de l'épaisseur du matériau considéré. On appelle ainsi protection "le moyen permettant de ramener l'exposition aux rayonnements en dessous de niveaux déterminés en interposant une barrière de matériaux atténuateurs" (A-491).
Guide Framatome, édition 1991 (p. 128)
Etude des rayonnements gamma
Dans le cas d'un coeur non protégé, la dose serait 100 milliards de fois supérieure à la dose autorisée. L'opérateur recevrait 1000 rem ou 10 Sv en 10 secondes: paralysie et mort immédiate (voir annexe 2). Pour ne pas dépasser la dose annuelle de 20 mSv, une épaisseur de 34 cm de plomb doit entourer le réacteur (voir annexe 2). L'opérateur pourra alors se trouver à 4 m de la source pour effectuer une travail de maintenance, la puissance du réacteur ayant au préalable été réduite à 10%.
L'arrêt d'urgence
Selon la résolution A-491 (1.3.5.3), « l'IPN (installation de propulsion nucléaire) devrait être conçue de manière à garantir qu'aucune intervention humaine ne soit nécessaire pour déclencher ou pour faire fonctionner les systèmes de protection et de sûreté, au cours de la phase initiale d'une situation d'urgence. »
Les anomalies détectées et analysées par certains capteurs (température du combustible, débit d'eau au primaire...), doivent provoquer un arrêt automatique du réacteur. C'est pourquoi de nombreuses installations terrestres et navales sont équipées d'une paire de réacteurs (cas des deux RITM sur le futur brise-glace).
Le critère C du chapitre 7 de la SOLAS est le suivant : moyens mis en place pour le contrôle et l’arrêt du réacteur en toute sécurité.
Deux moyens indépendants sont requis. En effet, tous les systèmes essentiels de sécurité d'un navire nucléaire doivent satisfaire au critère de la défaillance unique (incident aléatoire qui rend un composant impropre à remplir sa fonction de sûreté prévue). Pour ce faire, ces systèmes doivent prendre en compte les concepts d'indépendance, de redondance, de ségrégation et/ou de diversité.
L'indépendance signifie que le fonctionnement d'un système ne dépende en aucune façon du fonctionnement d'un autre système donné.
1) L’action des barres de contrôle. Ces barres, outre leur fonctionnement normal de conduite du réacteur ont une fonction de sécurité. En cas d’incident, les barres de contrôle seront automatiquement insérées dans le coeur du réacteur pour stopper la réaction en chaîne. Un pressostat coupe l'alimentation électrique des barres de contrôle pour les faire tomber (CPS) en cas de surpression dans l'enceinte ou dans le circuit primaire.
2) Le deuxième moyen mis en place est en général l’utilisation de poisons neutroniques solubles (bore sous forme d’acide borique), ce qui assure une diffusion homogène et rapide. Ces poisons ont comme les barres de contrôle la capacité d’absorber les neutrons produits par la fission.
Un inconvénient de ce moyen est qu’il stoppe le réacteur mais ne permet pas de le relancer. En effet les poisons sont mélangés à l’eau du circuit primaire et un remplacement du caloporteur sera nécessaire à la remise en service du réacteur. Ils constituent donc un dernier recours d’arrêt de la réaction en chaîne.
C’est néanmoins un mécanisme très simple qui ne fait pas appel à des mouvements mécaniques qui pourraient être bloqués après le retournement du navire.
L'arrêt d'un réacteur naval doit être possible :
- malgré un angle de gîte de 30°, et une assiette de 10°.
- malgré un roulis de 45° (A-491.2.3.10)
- de l'extérieur du compartiment : en cas d'envahissement du compartiment du réacteur.
Après avoir vu l'arrêt d'urgence, voyons le deuxième système principal de sécurité : l'extraction de chaleur.
Accident de perte de réfrigération primaire
En cas de rupture de tuyauterie au primaire, la réfrigération du réacteur cesserait. Néanmoins le réacteur à eau pressurisé a un coefficient de vide négatif. Comme l'eau joue le rôle de modérateur et de caloporteur, une fuite au primaire aurait tendance à faire baisser la puissance du réacteur. Cela n'est pas le cas avec un réacteur à gaz qui utilise du graphite comme modérateur, où le risque d'explosion est réel.
Malgré cela, l'accident de perte de réfrigération primaire représente un risque pour le REP. Lorsque le réacteur est arrêté, la puissance résiduelle vaut environ 5% de la puissance thermique totale, soit environ 7 MW, puissance suffisante pour faire fondre le cœur. Cette puissance vient de la désintégration des produits de fission.
En 1969, lors d'un rechargement de combustible à Saint-Laurent-des-Eaux, la puissance résiduelle fut suffisante pour faire fondre le cœur. A Fukushima, bien que les réacteurs se soient arrêtés correctement à la suite du séisme, le tsunami a noyé le groupe électrogène qui devait alimenter les pompes de refroidissement, ce qui provoqué une fusion du cœur.
La SOLAS définit trois fonctions de sûreté pour satisfaire au critère B:
- transférer la puissance résiduelle du coeur du réacteur à une source froide ultime
- maintenir une quantité de fluide de refroidissement suffisante pour le refroidissement du cœur
- assurer la fourniture des services nécessaires aux systèmes de sûreté.
En opération normale, cette fonction de sûreté est assurée par les pompes de circulation du circuit primaire. Elles peuvent maintenir un flux d’eau du circuit primaire même après l’arrêt de production de vapeur. Le refroidissement du coeur du réacteur se fait donc par la circulation du caloporteur.
La réponse à un incident de ce type se fait en deux temps. D'abord le système de refroidissement de secours du coeur (SRSC) doit maintenir l'intégrité des éléments combustibles. "Un apport abondant et diversifié de fluide de refroidissement du coeur devrait être assuré à une pression et un débit appropriés, jusqu'à ce que les systèmes d'évacuation de la puissance résiduelle puissent extraire de façon sûre la chaleur engendrée à long terme dans le coeur" (4.11.2). Il s'agit de deux hydro- accumulateurs sous pression, ainsi que d'un système de recirculation avec réfrigérant à eau de mer.
Deux caisses permettent de faire l'appoint.
"La mise en route des systèmes de sûreté devrait permettre d'arrêter le réacteur et de le maintenir dans un état sûr pendant au moins les 30 minutes qui suivent l'événement initiateur." (A-491.2.8.4) Le système d'évacuation de la puissance résiduelle doit fonctionner après toutes les situations accidentelles sauf en cas de naufrage. L'envahissement de l'enceinte de confinement assurera l'évacuation de la puissance résiduelle (A-491, 4.8.1).
Un circuit de refroidissement fonctionne avec une pompe et un échangeur. Mais il faut un autre système "dont le fonctionnement ne dépende pas d'une énergie d'origine mécanique" (4.8.5) Deux réservoirs contiennent une quantité d'eau de réfrigération suffisante pour refroidir le coeur pendant 24 h. En cas d'accident de réfrigération, les vannes s'ouvrent pour déverser cette eau dans le circuit primaire.
En février 1965, le Lénine a subi un accident par perte de réfrigération. Le réacteur a été arrêté pour rechargement du combustible. Mais l'eau du circuit primaire du réacteur numéro 2 a été retirée avant le déchargement du combustible usé. Des éléments du coeur ont fondu et déformé l'intérieur du réacteur. Cent neuf quatre assemblages de combustible (60% du total) étaient collés dans le coeur du réacteur.
En situation extrêmement dégradée, le combustible risque de fondre, ce qui pourrait entraîner la fusion de la cuve, et par conséquent la perte d'une barrière. A partir de cet instant critique, il n'est plus question d'envoyer de l'eau au sein du coeur. En contact avec le métal en fusion, l'eau peut créer une explosion hydrostatique. Un circuit annexe fait donc circuler de l'eau sous la cuve pour la refroidir par conduction. En cas de fusion du coeur, environ 0,8 m3 de combustible fond, dégageant 0,8 MW. Selon les calculs d'OKBM, les propriétés mécaniques de la cuve ne sont pas altérées, ce qui garantit l'étanchéité du réacteur. Par ailleurs, la dose radiologique n'excède pas 6 mSv.
En cas de fusion du cœur ou en cas de dégazage d'urgence dû à une surpression au primaire, les gaz seraient dispersés dans l'enceinte. Les gaz sous pression seront dispersés dans l'enceinte de confinement, laquelle était inexistante dans le réacteur de Fukushima. Pour éviter de faire exploser l'enceinte, des réfrigérants sont situés à l'intérieur de l'enceinte. Ce système peut être remplacé sur d'autres navires par une aspersion directe de l'enceinte.
Système de condensation des gaz relâchés en situation accidentelle au sein de l'enceinte Absorbeurs d'hydrogène
Il faut également prévoir des moyens qui permettent de ramener le taux d'hydrogène et autres gaz
dégagés en-dessous du seuil à partir duquel ils provoqueraient une explosion. En cas de perte d'étanchéité, un dégagement d'hydrogène pourrait engendrer une explosion. Sur le KLT-40S, un dispositif d'absorption de l'hydrogène est mis en place.
L'oxydation des gaines en zirconium, qui n'a lieu qu'à très haute température (cas de la perte de réfrigérant primaire), libère de l'hydrogène. Par mesure de sécurité, des éléments chimiques servent d'absorbeurs d'hydrogène (recombiners).
Cette libération d'hydrogène s'est produit dans la centrale civile de Three Mile Island. Suite à un accident de perte de réfrigération, la vapeur d'eau a fondu la gaine de zirconium, ce qui a eu pour effet un dégagement d'hydrogène, qui a produit une petite explosion sans destruction de l'enceinte de confinement en béton.
En cas d'explosion de l'enceinte de confinement, un danger majeur est la dispersion de certains produits de fission, notamment l'iode, émetteur de béta – qui a la propriété de se fixer dans la thyroïde de l'homme. C'est pourquoi des pastilles d'iode stables sont accessibles aux travailleurs du nucléaire et aux voisins des installations nucléaires. Les PF sont très radioactifs.
Etude de la radioactivité de produits de fission
Manuel Framatome (p.69)
L'activité (A) d'un produit de fission dépend de sa masse (quantité d'atomes initialement présents N ini), de son rayonnement mais aussi de sa durée de vie (tV). Plus la durée de vie est grande, plus faible sera l'activité du PF à un instant.
A = N ini /tV*e(-t/tV)
En présence d'un neutron, l'uranium 235 peut se fissionner en donnant environ trois neutrons et deux produits de fission. Dans ce cas :
N + U(235,92) > 3n + Iode (131,53) + X (102,39)
Tous ces dispositifs de sécurité visent à éviter l'accident le plus grave que puisse subir un réacteur nucléaire : la dispersion des produits de fission dans l'atmosphère. Un des produits les plus redoutés est l'iode 131, atome instable, issu de la fission de l'uranium 235. Du fait de sa faible période radioactive (huit jours), son activité est très intense. Si le KLT-40S venait à perdre son confinement (perte des quatre barrières), un nuage radioactif de 160000 bq/m3 s'étendrait sur une surface de douze kilomètres de rayon sur une distance de dix kilomètres de haut. La dose absorbée en 24h par les individus serait de 100 mSV, valeur en-deça du seuil des premiers symptômes, mais bien supérieure au seuil annuel autorisé. Il faudrait évacuer toute la population dans ce rayon et lui imposer l'ingestion d'iode stable (voir calcul en annexe 3).
C'est la raison pour laquelle les centrales terrestres sont bâties dans des zones peu peuplées.
A Fukushima, la zone évacuée avait un rayon de vingt kilomètres. Le graphique ci-dessous montre la concentration en iode 131 à deux cents kilomètres de Fukushima.
La concentration en césium (environ dix fois plus faible que celle de l'iode) et en iode à la suite de l'accident de Fukushima, relevée à Tokyo, est très faible. On voit qu'en dehors du panache déterminé par un certain seuil de radioactivité (ici 160000 bq/m3), le risque de contamination est faible. Concernant la pollution à Tokyo, "ces résultats donnés par l'IRSN sont satisfaisants" (La Tribune, 21 mars 2011).
Autres dispositifs de sécurité
Le rechargement du combustible est une opération complexe qui nécessite des équipements propres au bord, mais aussi des infrastructures terrestres adéquates.
La procédure de rechargement est assuré par la base Atomflot. Elle est une procédure à risque qui avait entraîné la fusion du coeur du Lénine. L'intervalle entre ces opérations a donc été augmenté (sept ans pour le RITM).
En raison de l'environnement radiologique, toute l'opération s'effectue avec des moyens télépilotés.
Un outil vient saisir le coeur nucléaire usagé. Un palan le dépose dans une caisse de stockage (storage tank), une piscine. Un circuit de circulation permet de refroidir le combustible. Après baisse de sa radioactivité, il est ensuite acheminé vers une caisse de stockage (sèche), qui doit se trouver à l'intérieur de la structure de protection anti-abordage.
La base d'Atomflot est équipée de conteneurs pour les déchets solides de 400 m3, d'appareils de destruction des déchets inflammables, de stockage des déchets hautement radioactifs (éléments de filtration et cœur d'urgence, deux-cent-seize cellules), de stockage des générateurs de vapeurs, et de deux citernes de 100 m3 pour le stockage temporaire des déchets liquides.
Certains déchets peuvent être stockés à bord de navires. Le Lepse contient six-cent-quarante-sept éléments radioactifs, dont deux-cent-six liés au renouvellement du Lénine. Atomflot entrepose ces éléments irradiés dans ses bateaux de services comme le Lepse, afin de faire décroître leur radioactivité jusqu'à un niveau compatible avec leur transfert vers l'usine de retraitement Mayak.
L'ensemble de ces structures doit être protégé, car le vol de produits radioactifs représente un risque réel. Andrey Malyshev, le président du Gosatomnadzor a déclaré qu'en 2003 quatre sources radioactives avaient été volées dans des installations nucléaires. La récupération des produits de fission par des individus mal intentionnés constitue un véritable risque. C'est pour cette raison que les déchets doivent faire l'objet de mesures de comptabilité extrêmement strictes.
« Dans le cas d'UO2 enrichi à 3,7%, ayant fourni 45GWj/tUi, le combustible qui arrive à l'usine de retraitement, après trois années de refroidissement, contient plus de 95% d'actinides majeurs revalorisables (94% d'uranium et 1% de plutonium). Ceci correspond dans le cas de 24 tonnes de combustible déchargé annuellement d'un REP 900 à : 22584 kg d'uranium (dont 158 kg d'uranium 235) et 271 kg de Pu. Le reste, qui constitue les déchets ultimes, est formé essentiellement d'actinides mineurs (AM) et de produits de fission (PF). » (J. Bernard)
Quantité de produits de fission non valorisables pour KLT-40S (masse de l'uranium : 1273 kg) M = 5% * 1273
M = 63 kg
Tous les 3,5 ans, il faut stocker (pour une durée de plusieurs milliers d'années) 63 kg, à une densité de 18 kg/l, soit 3,5 litres. A l'échelle des décennies d'exploitation d'une flotte, les déchets à longue vie et haute activité occupent donc une place restreinte. Pour la France, les déchets de toutes les industries nucléaires confondues (EDF et Marine) depuis 1945 n'occupent que l'équivalent de la surface d'un stade de football sur un mètre de haut.
Conclusion:
Les améliorations technologiques ont permis d'augmenter les durées de vie des coeurs nucléaires, en utilisant un uranium moins enrichi que sur le Sevmorput, et en respectant les prescriptions de sécurité de la SOLAS. Cette réalisation n'est pas le fruit d'un armement maritime isolé, mais celui du travail de plusieurs acteurs étatiques dont l'action a été unifiée dans une politique de développement de la flotte nucléaire. En amont, la construction de navires nucléaires est rendue possible par l'existence d'une société nationale de production de réacteurs (OKBM), d'un chantier naval national compétent (Chantiers de la Baltique), associé à un bureau d'étude national (ICEBERG) et contrôlée par une société de classification compétente en expertise nucléaire (Société de classification maritime russe). Cette activité est parallèlement favorisée par le choix récent de la modernisation des croiseurs à propulsion nucléaire de la Marine russe. Durant l'exploitation des navires, la compagnie nationale Atomflot est responsable de la maintenance et de la conduite des installations. Elle exploite une base équipée et cinq navires chargés des mouvements de combustible. Les officiers atomiciens ont reçu une formation au génie atomique à l'institut Makharov (voir G. Giordano, p. 18). Enfin, le retraitement du combustible est assuré par l'usine de Mayak, et le démantèlement des navires est assuré par des chantiers spécialisés comme celui de Nerpa. C'est donc grâce à une chaîne mise en place par des investissements considérables que la mise en service des navires nucléaires est possible. Tous ces efforts sont unis dans un projet, l'ouverture de la route du Nord (Sevmorput) et le développement de l'exploitation des ressources naturelles de la région arctique (ARCDEV), tous rendus possibles par une maîtrise, amorcée dans les années 50 et remise au goût du jour, d'une flotte civile nucléaire.
Effectivement, les diverses privatisations qui ont eu lieu dans les années 90 en Russie se sont soldés par l'arrêt des programmes nucléaires. Les brise-glace ont été transformés en yachts de luxe. Le fret par la Route du Nord est passé de 6,6 millions de tonnes/an en 1987 à 1,3 million (Bukharine, 2006). Les chantiers navals, gérés par l'investisseur Pugatchev, ont connu certains déboires : quatorze ans de retard pour le Cinquante ans de la victoire, incendie sur le chantier6. Des unités ont été abandonnées, tel le Sibir dont le renouvellement des générateurs de vapeur n'a pas été assuré. Et face au vieillissement de la flotte, aucun projet de construction n'a été proposé. Tout cela a entraîné la récente renationalisation des chantiers navals7 et de la compagnie qui exploite les brise-glace (décret du 20 mars 2008)8.
Sans ces investissements publics dans des secteurs aussi coûteux que l'enseignement, les infrastructures nucléaires et l'exploitation des navires, le projet débuté dans les années 50 n'aurait pas pu se poursuivre. Car, d'une manière générale, ce n'est qu'à l'échelle d'un Etat, et pas d'une compagnie privée, que le projet d'une flotte nucléaire civile a pu et pourra voir le jour.
6 La Voix de la Russie, 06/09/2012 « La Russie leader mondial de construction de brise glace nucléaires »
7 « USC takes over Baltic Shipyard », 11/10/2011, Portnews.
8 « Rosatom takes over ownership of MSC nuclear icebreakers », 27/08/2008, Portnews.
