NUCLÉAIRE Réacteurs nucléaires
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Éléments constitutifs d'un réacteur nucléaire
L'utilisation principale des réacteurs nucléaires est la production d'électricité à partir de l' énergie thermique de la fission. Les matériaux fissiles et fertiles sont les combustibles nucléaires de ces machines thermiques qui, à raison d'environ 200 MeV par fission, produisent 70 milliards de joules par gramme de noyaux fissiles consommés à comparer aux 33 000 joules produits par la combustion de 1 gramme de charbon.
L'énergie de fission est libérée principalement sous forme d'énergie cinétique des produits de fission ; le reste est transporté par les rayonnements β (et les neutrinos), γ et par les neutrons. L' énergie de fission se traduit finalement par un dégagement de chaleur dont l'essentiel a lieu au sein du combustible nucléaire.
Dans la réaction en chaîne, il n'existe pas de limite théorique au rythme des fissions et donc au niveau de puissance instantanée. En pratique, dans le cas de réactions explosives (armes nucléaires), la dislocation mécanique du milieu fissile arrête la réaction. Dans le cas des réacteurs nucléaires, la puissance est volontairement limitée aux possibilités d'extraction de la chaleur produite dans les éléments de combustible. À cet égard, le développement de l'énergie nucléaire à des fins civiles a été marqué par une optimisation du cœur et des techniques de transfert thermique pour accroître la puissance extractible d'un volume et d'une masse de matières fissiles données.
Le combustible nucléaire
La matière fissile est contenue dans le combustible nucléaire dont la conception et la technologie doivent garantir sa tenue mécanique et son refroidissement en toutes circonstances, même accidentelles, et doivent permettre sa manutention avant, pendant et après son passage en réacteur. Peuvent être utilisés l' uranium métallique ou un composé céramique du type oxyde, carbure ou nitrure fonctionnant à haute température. Le plus courant est le dioxyde d'uranium : sa conductivité thermique est faible, mais sa température de fusion est élevée (de 2 600 à 2 800 0C selon le taux de combustion) de même que sa résistance aux dommages d'irradiation. On utilise le plutonium de façon analogue, sous forme d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium (combustible dit Mox, abréviation de mélange d'oxydes).
La teneur en matière fissile est une caractéristique importante du combustible nucléaire : le plus souvent, il s'agit d'uranium enrichi en isotope 235U.
Le combustible solide est placé dans une gaine étanche, généralement métallique, qui doit à la fois confiner les produits de fission radioactifs émis par la fission, garder son intégrité mécanique sur l'ensemble de la durée d'utilisation du combustible, et, pour cela, permettre un refroidissement suffisant en toutes circonstances (y compris accidentelles) par le fluide dit caloporteur qui circule à son contact. On recherche enfin un matériau de gaine qui capture peu les neutrons (aluminium, magnésium, zirconium...).
Le fluide caloporteur
Le fluide caloporteur est un liquide ou un gaz qui circule à grande vitesse au contact des éléments de combustible. Il doit autant que possible posséder une capacité calorifique importante, une bonne conductivité thermique et un faible pouvoir d'absorption neutronique. Les seuls gaz utilisés sont le dioxyde de carbone (CO2) et l' hélium sous pression. Parmi les liquides, l' eau ordinaire et l' eau lourde, qui sont aussi des modérateurs, ont la faveur des réacteurs à neutrons thermiques. Les réacteurs à neutrons rapides, qui excluent l'emploi de noyaux légers, ont utilisé des métaux fondus tels que le sodium.
Le fluide caloporteur, contenu dans un premier circuit (circuit primaire) s'échauffe dans le cœur cède sa chaleur à un autre fluide, souvent de l'eau ordinaire, qui circule dans un deuxième circuit (circuit secondaire) et actionne une turbine à vapeur pour la production d'électricité.
Le choix du caloporteur a de profondes répercussions sur la technologie du réacteur et des circuits extérieurs : il en détermine en grande part les options techniques fondamentales et constitue l'un des éléments les plus caractéristiques d'une filière de réacteurs.
Le modérateur et le réflecteur
Les modérateurs usuels sont le graphite, l'eau ordinaire et l'eau lourde. Ce dernier modérateur possède les meilleures qualités ( absorption faible, pouvoir de modération élevé), mais il est aussi le plus cher. Il permet d'utiliser l'uranium naturel dans des réacteurs de dimensions moyennes (notamment ceux de la filière Candu, pour Canada Deuterium Uranium).
L'eau ordinaire est un excellent ralentisseur de neutrons, mais les absorptions parasites qu'elle induit impliquent d'utiliser obligatoirement un combustible à uranium enrichi. Elle est mise en œuvre principalement dans deux filières, représentant à elles deux plus de 85 p. 100 des réacteurs industriels en exploitation : les réacteurs à eau sous pression (REP) et les réacteurs à eau bouillante (REB).
Comparé à ces deux modérateurs, le graphite a pour les neutrons une affinité intermédiaire entre l'eau ordinaire et l'eau lourde : son pouvoir de ralentissement est plus faible, de sorte que les réacteurs à graphite sont de volume important.
Le cœur du réacteur est constitué des éléments combustibles, du fluide caloporteur et, le cas échéant, du modérateur. Il est entouré d'un réflecteur, matériau diffusant les neutrons, qui est destiné à réduire les fuites neutroniques hors du coeur.
Les réacteurs à neutrons rapides comportent en outre, en périphérie du cœur, une couverture d'uranium naturel ou appauvri visant à profiter d'une partie des neutrons qui s'échappent du cœur pour produire du plutonium à partir d'uranium 238 (fertile) à des fins de surgénération.
Le blindage de protection
Malgré la présence du réflecteur ou d'une couverture, il sort du cœur multiplicateur un flux intense de neutrons rapides, de neutrons lents et de rayonnement γ. S'il est relativement aisé d'arrêter les neutrons lents avec des corps absorbants, de fortes épaisseurs de blindage sont en revanche nécessaires pour se protéger des neutrons rapides et des rayons γ, très pénétrants. Le matériau le plus utilisé pour cette fonction est le béton, lui-même parfois protégé par un bouclier en acier refroidi pour en limiter l'échauffement.
En outre, le fluide caloporteur qui traverse le cœur peut devenir plus ou moins radioactif par capture neutronique ou par le transport de produits de corrosion rendus radioactifs, ce qui impose une protection appropriée autour du circuit primaire.
Les appareils de contrôle
Le système de contrôle-commande du réacteur comprend une instrumentation capable de mesurer les paramètres de fonctionnement du réacteur et des moyens d'action sur le système. La puissance produite par élément de combustible est proportionnelle au flux de neutrons qui y règne. Des chambres d'ionisation, qui fournissent un courant électrique proportionnel au flux neutronique et qui sont placées autour du cœur, permettent, après calibrage, de connaître à tout instant la puissance du réacteur. Cette indication et beaucoup d'autres (températures, débits, pression, niveaux de radioactivité, etc.) concernant le réacteur lui-même et les différents circuits sont reportées sur un tableau de contrôle à partir duquel sont commandés les moyens de régulation et d'arrêt de la réaction en chaîne. Les barres de commande, ou barres de contrôle, sont constituées d'un matériau ayant une grande affinité pour les neutrons (bore, cadmium...). Leur déplacement permet de modifier le facteur de multiplication du réacteur et de régler le niveau de puissance, en particulier de commander le démarrage et l'arrêt. Toute anomalie importante détectée par les instruments de mesure provoque la chute automatique de certaines barres de commande appelées barres de sécurité, ce qui entraîne l'arrêt immédiat de la réaction en chaîne. Cette chute peut également être commandée manuellement. Le mouvement d'autres barres de commande, appelées barres de pilotage, nécessaire pour stabiliser la puissance, ou pour obtenir des variations de faible amplitude, est en général assuré par un pilote automatique.
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Écrit par
- Jean BUSSAC : conseiller scientifique au Commissariat à l'énergie atomique, Fontenay-aux-Roses
- Frank CARRÉ : directeur adjoint du développement et de l'innovation nucléaire au Commissariat à l'énergie atomique (CEA), ingénieur
- Robert DAUTRAY : membre de l'Académie des sciences
- Jules HOROWITZ : directeur de l'Institut de recherche fondamentale du Commissariat à l'énergie atomique, Gif-sur-Yvette
- Jean TEILLAC : professeur honoraire à l'université de Paris-VI-Pierre-et-Marie-Curie, haut-commissaire à l'énergie atomique, membre du Conseil économique et social
- Encyclopædia Universalis : services rédactionnels de l'Encyclopædia Universalis
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Voir aussi
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