LE PROGRAMME ÉLECTRONUCLÉAIRE FRANÇAIS
P. Reuss

N.B. : Vous trouverez de plus amples renseignements dans les rubriques : «Énergie nucléaire» et «Réacteurs nucléaires» rappelant les principes physiques de l'énergie nucléaire et le schéma général d'une centrale électronucléaire.

  1.  Sommaire

1.    Sommaire.

2.    Résumé.

3.    Les travaux précurseurs.

4.    La création du CEA et la Pile ZOÉ.

5.    Recherches sur les réacteurs à eau lourde.

6.    Le programme UNGG.

7.    Les réacteurs à neutrons rapides.

8.    Le programme des réacteurs à eau sous pression.

9.    Gestions améliorées du combustible.

10.  Conclusions.

2.  Résumé

Après la découverte de la radioactivité par Henri Becquerel (1896), du radium par Pierre et Marie Curie (1898), puis de la radioactivité artificielle par Irène et Frédéric Joliot-Curie (1934), la France s'est investie dans la maîtrise de l'énergie de la matière. Dès la fin de la guerre de 39/45, le Général de Gaulle en créant le Commissariat à l'Energie Atomique a voulu doter le pays de la structure scientifique, technique et industrielle chargée de développer cette source d'énergie unique. La divergence du réacteur ZOÉ dès le 15/12/48 permettait de lancer la filière à l'Eau Lourde (EL) puis, fonctionnant également avec du combustible à l'Uranium Naturel celle au Graphite Gaz (UNGG). Par leur dimension ces réacteurs étant limités en puissance, la maîtrise de l'Enrichissement a permis de franciser la filière américaine des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP), qui constituent la totalité du parc électronucléaire actuellement exploité par EDF. Ces réacteurs ne consomment qu'environ 1 % de la capacité énergétique de l'uranium et produisent du plutonium. C'est pourquoi la France a développé la filière des surgénérateurs (Phénix) dont elle détenait le "leader ship" mondial, jusqu'à la malencontreuse décision politicienne d'arrêter Super Phénix. Toutefois la plupart des REP de 900 MW utilise du combustible "MOX" (oxyde mixte d'uranium et de plutonium) ce qui évite de mettre aux déchets une source d'énergie exceptionnelle.

3.  Les travaux précurseurs

Dès la découverte de la radioactivité par Henri Becquerel, en 1896, ouvrant une nouvelle science, la physique nucléaire, la France a joué un rôle actif dans les progrès qui ont suivi. Il suffit, pour s'en convaincre de se rappe­ler, par exemple, les travaux de Pierre et Marie Curie (1898 : découverte du polonium et du radium), puis de ceux d'Irène et de Frédéric Joliot-Curie (1934 : découverte de la radioactivité artificielle).

La radioactivité avait très vite trouvé des applications en médecine. On soupçonnait aussi dès cette époque que ces études à caractère fondamental pourraient peut-être déboucher sur des applications énergétiques car on savait que les réactions nucléaires mettaient en jeu des énergies considérables, typi­quement un million de fois supérieures aux énergies mises en jeu dans les réactions chimiques.

Frédéric Joliot et ses collaborateurs manquèrent de peu la découverte de la fission. Le mérite en revient, en effet, à l'équipe allemande: la mise en évi­dence, par Otto Hahn et Fritz Strassmann, de baryum dans les produits de la réaction induite par des neutrons bombardant l'uranium fut correctement inter­prétée par Lise Meitner en 1938 : ces neutrons avaient provoqué des fissions de noyaux d'uranium en deux fragments de masse environ deux fois moindre... et notamment des noyaux de baryum. Et Lise Meitner expliquait que la fission, si elle se produit, libère une énorme quantité d'énergie.

Dès l'annonce de ces résultats, Joliot reprit l'expérience et mit en évi­dence un aspect supplémentaire qui va s'avérer fondamental: outre les deux fragments, la fission libère quelques neutrons, environ 3 en moyenne (à cause d'un artefact, le résultat de cette mesure fut un peu optimiste, le chiffre exact étant 2,4). Il comprit très vite que le fait que ce nombre soit supérieur à un permet d'envisager une réaction en chaîne de fissions: les neutrons émis par les premières fissions pourront induire de nouvelles fissions, qui elles-mêmes libéreront des neutrons, pouvant induire d'autres fissions, et ainsi de suite. Même si une partie des neutrons est perdue, une telle réaction, après avoir été initialisée, pourra s'entretenir d'elle-même, voire se développer.

Le « théoricien» de l'équipe, Francis Perrin, introduisit la notion de taille critique: toutes choses égales par ailleurs, la probabilité de fuite des neutrons diminue si la taille du système augmente, donc la probabilité que le neutron provoque une fission s'améliore; à partir d'une certaine taille, la réaction en chaîne auto-entretenue est possible.

Les conclusions de ces recherches furent rapidement tirées: dès le mois de mai 1939, Joliot et ses collaborateurs déposèrent trois brevets d'un «dispositif de production d'énergie», c'est-à-dire de la machine qu'on appellera plus tard un réacteur nucléaire. On trouve décrites dans ces brevets les deux appli­cations de l'énergie nucléaire: l'application pacifique à la production maîtrisée d'énergie et l'application à un engin explosif susceptible d'atteindre une puissance très supérieure à celle de toutes les bombes classiques.

Quelques semaines plus tard, avec l'invasion allemande, l'équipe fut dis­persée et ces brevets restèrent secrets pendant toute la durée de la guerre. Cela n'empêcha pas, comme on le sait, les recherches de se poursuivre de façon active ailleurs. Aiguillonnés par la crainte que l'Allemagne nazie acquière un avantage décisif avec la réalisation d'une arme atomique (crainte qui, par la suite, s'avéra non fondée), les Américains se lancèrent dans le programme "Manhattan" qui amènera, en 1945, à l'explosion expérimentale d'Alamo­gordo (désert du Nouveau-Mexique) et aux bombes qui anéantirent Hiroshima et Nagasaki.

Ces engins utilisaient soit de l'uranium enrichi à une teneur dépassant 90 % en isotope fissile, l'uranium 235, à comparer à 0,7 % dans l'uranium natu­rel, soit du plutonium 239 produit par irradiation de l'uranium 238 (non fissile) dans un réacteur. Le réacteur, en effet, c'est-à-dire le système imaginé par Joliot où se déroule une réaction en chaîne maîtrisée, fut réalisé, à Chicago, par Enrico Fermi et son équipe: la première « divergence », à une puissance de moins d'un watt, eut lieu le 2 décembre 1942. D'autres machines beaucoup plus grosses furent ensuite construites à Hanford (État de Washington) pour fabriquer les quantités de plutonium nécessaires aux armes.

La production d'énergie n'était pas l'objectif assigné à ces machines. Mais dès la fin des hostilités le savoir-faire ainsi acquis fut valorisé dans des recherches destinées à la production d'électricité d'origine nucléaire. C'est ainsi que les principaux pays industriels, les États-Unis, le Canada, la Grande­ Bretagne, l'URSS... et, comme nous allons le voir, la France, se sont lancés dans des programmes ambitieux de développement de l'énergie nucléaire à usage pacifique.

4.  La création du CEA et la Pile ZOÉ

Le général De Gaulle, alors au pouvoir, en avait perçu l'enjeu considérable : dès le 15 octobre 1945, il signa une ordonnance créant le Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA), plaça à sa tête un Administrateur Général, Raoul Dautry, et un Haut-Commissaire, Frédéric Joliot, et lui donna comme mission de mettre au point cette prometteuse source d'énergie.

Les chercheurs et techniciens rassemblés par Joliot s'installèrent à Fon­tenay-aux-Roses (d'autres centres civils du CEA furent par la suite créés à Saclay, Grenoble et Cadarache, ainsi que plusieurs centres de la Direction des applications militaires). Mission: réaliser au plus vite un prototype de réacteur.

Joliot savait que l'enrichissement de l'uranium était un objectif hors de portée à court terme. Il choisit d'utiliser l'eau lourde comme matériau "modérateur", c'est-à-dire pour ralentir les neutrons, ce qui est nécessaire si l'on envisage d'utiliser de l'uranium naturel; la France, en effet, disposait encore du stock d'eau lourde constitué à la fin des années 1930 pour les expériences que nous avons évoquées. (Le principal autre modérateur possible est le graphite : ce fut le choix fait par Fermi qui ne disposait par d'eau lourde.) Le "combustible" nucléaire sera de l'oxyde d'uranium placé dans des tubes d'aluminium. La puissance visée était modeste: c'est pourquoi ce projet fut baptisé «Zoé» comme puissance Zéro, Oxyde d'uranium et Eau lourde. La divergence eut lieu le 15 décembre 1948, trois ans après la création du CEA, ce qui est un exploit scientifique et technique remarquable. Cette pile fut utilisée par les physiciens pendant plus de 25 ans; après qu'on ait retiré les matériaux radioactifs, elle est aujourd'hui le centre d'un Musée de l'atome attirant de nombreux visiteurs.

 

5.  Recherches sur les réacteurs à eau lourde

L'eau lourde est le meilleur modérateur: c'est la raison pour laquelle la France continua à s'intéresser aux réacteurs à eau lourde. Après Zoé (ou EL1), deux autres réacteurs de recherche EL2 et EL3 furent construits à Saclay. Finalement, un réacteur industriel, de 70 MWé (mégawatts électriques), EL4, fut construit à Brennilis (Monts d'Arrhée) : il y fonctionna de 1967 à 1985. Les études pour des réacteurs de plus forte puissance ne débouchèrent pas sur des réalisations industrielles.

6.  Le programme UNGG

Astreinte, à cette époque, à se limiter aux filières à uranium naturel, faute de maîtriser la technologie de l'enrichissement, la France s'intéressa aussi, et même davantage, aux réacteurs à graphite. Une filière dite "UNGG" (uranium naturel-graphite-gaz) fut mise au point: elle utilise l'uranium sous la forme de barreaux cylindriques métalliques gainés par du magnésium avec une structure en ailettes pour améliorer le refroidissement. Ceux-ci sont placés dans des canaux eux-mêmes cylindriques aménagés dans un empilement de briques de graphite. Le refroidissement est assuré par du gaz carbonique sous une pression de quelques dizaines de bars circulant dans les canaux. L'ensemble du coeur est placé dans un caisson supportant cette pression.

Divers concepts furent essayés: disposition horizontale ou verticale des canaux, caisson en acier ou en béton armé précontraint, générateurs de vapeur (échangeurs de chaleur entre le gaz carbonique et le circuit eau-vapeur) placés en dehors ou dans le caisson.

Après la construction à Marcoule (Gard) de trois réacteurs de puissance modeste, G1, G2 et G3, qui ont permis de mettre au point la technologie UNGG, six centrales de grande puissance furent érigées sur les rives de la Loire et à Bugey (Ain). Elles sont aujourd'hui toutes arrêtées (voir le tableau ci ­dessous).

7.  Les réacteurs à neutrons rapides

Tous les réacteurs nucléaires sont plus ou moins susceptibles, lorsqu'ils fonctionnent, de régénérer une certaine quantité de matière fissile sous forme de plutonium, élément artificiel ayant des propriétés nucléaires similaires à celles de l'uranium 235, en particulier la capacité de subir la fission après l'ab­sorption d'un neutron. Le mécanisme est le suivant: dans une réaction en chaîne équilibrée, une partie des neutrons doit être capturée sans induire de fission; en particulier, l'uranium 238 (l'isotope non fissile) peut capturer des neutrons et donner l'uranium 239 ; ce dernier se transforme rapidement par radioactivité (environ deux jours) en plutonium. En pratique, dans la plupart des réacteurs et, en particulier, dans tous les réacteurs à neutrons thermiques, la quantité de matière fissile ainsi régénérée est plus petite que celle qui est consommée dans la réaction en chaîne et, donc, la matière combustible s'épuise petit à petit.

L'intérêt des réacteurs à neutrons rapides (sans modérateur) est la possi­bilité de les rendre surgénérateurs. Cela signifie qu'ils sont capables, lorsqu'ils fonctionnent et s'ils sont alimentés avec le combustible plutonium, de régéné­rer par conversion de l'uranium 238 plus de plutonium qu'ils n'en consomment. La plus grosse partie du plutonium régénéré l'est dans des "couvertures", c'est-à-dire des couches d'uranium 238 placées autour du coeur. Comme dans tous les autres réacteurs, le combustible proprement dit s'épuise: la surgéné­ration ne se concrétise que si l'on retraite et les matériaux du coeur pour en récupérer le plutonium résiduel, et les matériaux irradiés dans les couvertures. Dans ces conditions, ces réacteurs sont susceptibles, sur le long terme, de consommer tout l'uranium naturel, et notamment les 99,3 % d'uranium 238 qu'il contient, et pas seulement, comme le font les réacteurs standards, une partie des 0,7 % d'uranium 235 et une fraction infinitésimale de l'uranium 238, après conversion.

Cette particularité séduisante des réacteurs à neutrons rapides était connue dès les débuts des développements de l'énergie nucléaire. Elle fut, en particulier en France, souvent soulignée dans les discours officiels des années 1950 : construisons quelques réacteurs à neutrons thermiques, à uranium, non surgénérateurs; par retraitement du combustible irradié dans ces réacteurs, récupérons le plutonium ; avec ce plutonium, constituons les charges de combustible pour quelques réacteurs à neutrons rapides ; ensuite, grâce à la surgénération, l'inventaire en plutonium pourra s'accroître, ce qui permettra de démarrer de nouveaux réacteurs à neutrons rapides... et ainsi de suite jusqu'à équipement complet du pays.

Cette politique explique les deux grandes orientations prises en France:

1/ Le choix de la filière UNGG qui a un bon taux de conversion et qui s'accommode d'uranium naturel. (II est clair que la possibilité de produire du plutonium pour un éventuel programme d'armement nucléaire a aussi joué dans ce choix; rappelons que la décision d'acquérir l'arme nucléaire fut prise par Pierre Mendès France en 1954.)

2/ Le retraitement du combustible irradié pour en récupérer les matières éner­gétiques recyclables, en particulier le plutonium (par la suite, l'argumentation d'un tri en vue d'un meilleur conditionnement des déchets nucléaires a pris aussi une grande importance).

En pratique, ces orientations conduisirent aux réacteurs à graphite de Marcoule, à l'usine de retraitement également à Marcoule (plus tard, de nouvel­les installations de retraitement furent construites à La Hague dans le Cotentin) et à un programme de recherche et développement sur les réacteurs à neutrons rapides. Après le réacteur d'essai, Rapsodie, à Cadarache, non destiné à produire de l'électricité, deux centrales électronucléaires à neutrons rapides furent construites: Phénix (250 MWé) à Marcoule, couplée au réseau en 1973 et destinée à fonctionner encore quelques années; Superphénix (1200 MWé) à Creys-Malville (Ain), couplée au réseau en 1986, puis arrêtée en 1998 pour des raisons non pas techniques ni économiques, mais politiques (pour ne pas dire électoralistes).

8.  Le programme des réacteurs à eau sous pression

La France avait aussi tenu à acquérir une certaine compétence technolo­gique sur la filière des réacteurs à eau, celle qui est mise en oeuvre non seule­ment pour des réacteurs électronucléaires, mais aussi pour la plupart des navi­res à propulsion nucléaire (sous-marins lanceurs d'engins, sous-marins d'atta­que, porte-avions...). C'est la raison pour laquelle fut construit le réacteur Chooz A-1 dans les Ardennes (300 MWé) qui fonctionna de 1967 à 1991. La France eut aussi une participation aux réacteurs belges de Tihange. Elle se lança également dans un programme de réacteurs navals que nous n'évoque­rons ici que pour mémoire.

Cet acquis fut un des arguments en faveur de la décision prise par Char­les de Gaulle en 1968 de l'abandon de la filière UNGG au profit des réacteurs à eau, puis du lancement de l'ambitieux programme d'équipement en centrales à eau sous pression, sous le gouvernement de Pierre Messmer (1972-1974). Il fut, au départ, décidé de développer les deux sous-filières pressurisée et bouil­lante, mais la commande de deux REB (réacteurs à eau bouillante) en 1973 fut annulée deux ans plus tard et seuls des REP (réacteurs à eau sous pression) seront construits en France.

Ce tournant important fut parfois mal vécu par les techniciens qui avaient mis au point la filière UNGG. La décision fut prise au vu d'argumentations tech­niques, économiques et industrielles:

1/ Techniques: avec Bugey-1, la technologie UNGG avait sans aucun doute atteint une limite sur la puissance unitaire (environ 500 MWé).

2/ Économiques: les réacteurs UNGG sont, pour une puissance fixée, beau­coup plus gros que les réacteurs à eau, ce qui grève le coût de construction et handicape la filière au-delà, probablement, du surcoût venant de la nécessité d'enrichir l'uranium des réacteurs à eau alors que les réacteurs à graphite fonctionnent à l'uranium naturel.

3/ Industrielles: la filière PWR (en français: REP) s'appuyait sur le savoir-faire de puissants industriels américains, en particulier Westinghouse dont la jeune société Framatome acquit la licence avant de s'en dégager plus tard avec l'aide technologique du CEA pour proposer un produit purement français. Par ail­leurs, la France avait maintenant, grâce au programme militaire, maîtrisé la technologie de l'enrichissement de l'uranium par diffusion gazeuse et put entreprendre la construction de l'usine Eurodif à Tricastin (Drôme).

Ajoutons aussi un argument lié à la sûreté: on sait que, pour les réac­teurs à eau sous pression, trois barrières sont interposées entre les produits radioactifs et l'environnement: les gaines des éléments de combustible, !'enve­loppe du circuit du caloporteur, l'enceinte du bâtiment du réacteur. Pour les réacteurs à graphite, cette troisième barrière n'existe pas à proprement parler, car le bâtiment du réacteur n'est pas conçu pour résister à un accident grave. (Rappelons que cette absence d'enceinte de confinement est la raison des conséquences dramatiques de l'accident de Tchernobyl; c'est aussi pour cette raison que les réacteurs UNGG ont été arrêtés prématurément alors que tech­nologiquement et économiquement leur exploitation aurait pu être poursuivie.)

A la suite des décisions du gouvernement Messmer, le premier réacteur REP de grande puissance (900 MWé) démarra à Fessenheim (Haut-Rhin) en 1977. Cinquante-sept autres commandes d'EdF de réacteurs de 900 MWé, puis 1 300 MWé, et 1 450 MWé (modèle N4) pour les dernières, suivirent celles de Fessenheim-1. La société Framatome, et EdF elle-même, surent efficacement répondre à cet ambitieux programme: le tableau suivant montre qu'il y a eu jusqu'à huit couplages au réseau par an.

 

9.  Gestions améliorées du combustible

A l'origine, les REP ont été conçus pour fonctionner avec un uranium enrichi à 3,25 % (réacteurs de 900 MWé) ou 3,10 % (réacteurs de 1 300 MWé) capable de fournir 33000 MWj/t (1 mégawatt-jour par tonne (MWj/t) = 86 400 000 000 joules par tonne d'uranium) en gestion par tiers de coeur avec une durée de campagne approximativement annuelle: chaque année, le réac­teur est arrêté pendant quelques semaines pour renouveler le tiers des assem­blages de combustible (et faire les opérations de maintenance de la centrale) ; chaque assemblage est donc irradié dans le coeur pendant trois années.

Cette gestion a été aujourd'hui améliorée: avec un combustible un peu plus enrichi (environ 4,5 %), on obtient une énergie de l'ordre de 45 000 MWj/t, soit sur trois campagnes plus longues (environ dix-huit mois), soit sur quatre campagnes restant approximativement annuelles.

Par ailleurs, presque tous les REP de 900 MWé sont aujourd'hui "moxés" : le tiers des assemblages standards à uranium enrichi est remplacé par des assemblages de combustible dit MOX constitué d'un mélange d'uranium naturel, voire appauvri, et de plutonium à raison de quelques pour cent de façon à obtenir l'équivalence énergétique ; le plutonium est celui qui est récupéré au retraitement du combustible standard usagé. Actuellement, environ 8,5 tonnes de plutonium sont ainsi recyclées cha­que années par EdF; elles proviennent du retraitement de quelque 850 tonnes de combustible à uranium irradié, soit la quasi-totalité de ce qui provient des centrales. Les assemblages MOX ne sont pas aujourd'hui retraités; autrement dit, le plutonium n'est recyclé qu'une seule fois.

A plus long terme, on peut penser que la combustion sera poussée jus­qu'à 60 000 MWj/t et qu'un multirecyclage du plutonium sera possible.

 

10.  Conclusions

Dans les statistiques mondiales, la France se trouve aujourd'hui détachée en tête en terme de pourcentage de nucléaire dans la production d'électricité et en deuxième position en terme de puissance installée, juste après les États-­Unis.

Ce très conséquent effort aura conduit à une réduction de la dépen­dance énergétique de notre pays, et de la facture associée; la réduction de l'émission de gaz à effet de serre également associée au passage des énergies chimiques fossiles à l'énergie nucléaire est aussi très significative.

Ce programme s'est réalisé sans réelle opposition; aujourd'hui, il est avalisé par la majorité, si l'on en croit les sondages. La durée de vie des cen­trales nucléaires sera vraisemblablement plus longue que celle qui avait été envisagée (30 ans). La question du renouvellement du parc se pose, certes, mais donc pas à très court terme: il est important d'utiliser ce délai pour éla­borer les solutions les plus satisfaisantes sur les plans techniques, économiques et environnementaux, et pour expliquer les orientations de façon à obtenir l'adhésion indispensable de l'opinion.

 

[Source.. ELECNUC: les centrales nucléaires dans le Monde (CEA)]