1. Energie de fission 
Le principal objectif de la fission des noyaux lourds est évidemment
l'utilisation du phénoménal dégagement d'énergie
qui l'accompagne. Lors de cette fission les noyaux lourds se scindent
et donnent toute une série de noyaux plus légers accompagnés
par un dégagement intense de chaleur. Quelques neutrons (2
à 3 statistiquement) sont également émis lors
d'une fission : le rôle principal qu'ils vont jouer sera que,
à l'équilibre, un de ces neutrons serve à l'entretien
de la réaction en chaîne.
Les noyaux ainsi créés, appelés produits de
fission, sont divers et presque tous radioactifs car la proportion
des neutrons qu'ils contiennent est trop élevée. Il
faut y ajouter quelques autres éléments radioactifs
créés par les neutrons ayant atteint des noyaux, sans
toutefois provoquer de fission. Ces "produits de fission"
et "produits d'activation" sont actuellement, pour la
plupart, considérés comme des déchets, qui
se désintègrent (se stabilisent) relativement vite
et disparaissent. Il faudra gérer les autres, qui représentent
encore un potentiel énergétique considérable,
avec intelligence, puisqu'ils représentent aussi un risque
potentiel pour l'Homme et son environnement.
Cette gestion est facilitée par le fait que les masses à
manipuler sont modestes : comme la fission donne à peu près
un million de fois plus d'énergie que la combustion usuelle,
la masse des réactifs et, par conséquent, celle des
déchets est à peu près un million de fois plus
faible que celle des cendres et du gaz carbonique des combustions
usuelles, par exemple du charbon.
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2. Schéma de principe d'un réacteur électronucléaire
Le cœur d'un réacteur nucléaire est un massif de
quelques mètres cubes contenant la matière fissile (l'uranium)
au sein des structures qui en assure le bon fonctionnement : gainage
des éléments de combustible pour confiner les produits
radioactifs, fluide "modérateur" pour ralentir les
neutrons et "caloporteur" circulant entre ces éléments
pour emporter vers l'extérieur la chaleur produite par les
fissions et éléments de commande destinés à
réguler et contrôler la réaction en chaîne.
Ces derniers sont constitués de matériaux, tels le bore
ou le cadmium, capturant sans fissions les neutrons : en les introduisant
progressivement, l'opérateur augmente la proportion des neutrons
perdus, donc il réduit le rythme de la réaction en chaîne
; inversement, en les extrayant, il laisse davantage de neutrons disponibles
pour les fissions et il relance la réaction nucléaire.
Pour les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP),
le fluide caloporteur, qui s'est échauffé à
la traversée du coeur, est envoyé dans des échangeurs
de chaleur appelés « générateurs de vapeur
» avant d'être repris par des pompes et renvoyé
dans le coeur. Dans ces échangeurs, de l'eau liquide est
vaporisée ; cette vapeur est envoyée dans des turbines,
puis est recondensée et recyclée vers les générateurs
de vapeur. Les turbines sont couplées à un alternateur
produisant l'électricité qui sera envoyée au
réseau.
PUF – Que sais-je n° 317, 1999 Paul Reuss
Schéma de principe d’une centrale nucléaire
de type REP
Le condenseur doit être refroidi : cela est réalisé
par un circuit indépendant qui puise l'eau dans une rivière,
la mer, ou encore refroidie en circuit fermé dans de grandes
tours creuses appelées "aéroréfrigérants".
Le rendement global d'une telle installation, comme d'ailleurs
de toute installation thermique, est assez modeste ; par exemple,
pour les réacteurs à eau sous pression utilisés
par Électricité de France, ce rendement est de un
tiers : pour trois calories produites par les fissions, une sera
convertie en électricité et deux seront dispersées
dans l'environnement.
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3. L'uranium naturel et les matières fissiles artificielles
On appelle "matière fissile" une matière dont
les noyaux subissent facilement la fission par les neutrons et qui
donc est utilisée comme "combustible" dans les réacteurs.
L'isotope 235 de l'uranium est la seule matière fissile naturelle.
On peut également utiliser la capture neutronique par le thorium
232, seul isotope du thorium naturel, pour produire l'uranium 233,
isotope artificiel et fissile ; cette voie n'a, à ce jour,
pas été exploitée industriellement. Enfin, le
plutonium est la principale matière fissile artificielle, comme
nous allons le voir.
Malheureusement, l'uranium 235, malheureusement, ne représente
plus actuellement que 0,7 % de l'uranium naturel, ce qui laisse
peu d'espoir de réaliser une réaction en chaîne
auto-entretenue ! Les physiciens, cependant, ont trouvé la
parade par trois voies possibles.
La première voie est la séparation isotopique
de l'uranium, opération difficile car les propriétés
chimiques des deux isotopes sont parfaitement identiques ; seule
la différence de masse peut être exploitée,
mais celle-ci est infime. Il existe plusieurs procédés
pour enrichir l'uranium en isotope 235. Les trois principaux sont
:
- la diffusion gazeuse mise au point dès les années
1940 par les Américains (elle a fourni l'uranium très
enrichi de la bombe d'Hiroshima) et encore très largement
la plus utilisée (par exemple, dans l'usine française
Eurodif),
- l'ultracentrifugation,
- les procédés par lasers, prometteurs mais pas encore
au point.
Il faut viser une teneur en isotope 235 de 3 à 4 % pour
des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP).
La deuxième voie passe par la fabrication de matières
fissiles artificielles. Dès les années de
guerre cette voie fut également ouverte par la fabrication
de plutonium dans des réacteurs spécialement conçus
pour cela (elle conduisit à l'explosion expérimentale
d'Alamogordo et à la bombe de Nagasaki) ; à vrai dire,
le plutonium est produit dans tous les réacteurs : si un
neutron est capturé sans fission par l'autre isotope de l'uranium,
le 238, le produit obtenu se transforme en plutonium 239 par radioactivité
(émission ?), en quelques jours. Dans les réacteurs
usuels, ce plutonium fissile est partiellement consommé dans
la réaction en chaîne le reste peut être recyclé
en réacteur.
La troisième voie passe par le ralentissement et la thermalisation
des neutrons par un modérateur. Si on les laisse
diffuser dans un matériau, appelé "modérateur",
formé d'atomes légers et peu absorbants, les neutrons
émis par fission à grande vitesse (environ 20 000
km/s) sont ralentis comme des boules de billard subissant des collisions
successives contre d'autres boules. Très vite, le "gaz"
de neutrons se met ainsi en équilibre de température
avec la matière du modérateur, ce qui correspond à
des vitesses de l'ordre de 2 km/s seulement (de tels neutrons sont
appelés "neutrons thermiques"). Il se trouve que
pour un neutron thermique l'uranium 235 est environ 250 fois plus
"avide" que l'uranium 238, ce qui fait qu'avec un bon
modérateur une réaction en chaîne est possible
même avec l'uranium naturel : le facteur 250 permet, en effet,
de compenser le handicap d'une concentration 140 fois plus faible
de l'isotope 235 et d'obtenir ainsi plus de fissions d'uranium 235
que de captures sans fissions dans l'uranium 238. Cette voie fut
ouverte également pendant la guerre par le physicien Enrico
Fermi qui réalisa la première, et modeste, réaction
en chaîne le 2 décembre 1942. Cette propriété
étonnante de l'uranium 235 pour les neutrons lents est mise
à profit dans la plupart des réacteurs industriels
actuels qui sont presque tous à neutrons thermiques.
Cependant les réacteurs à neutrons rapides, sans
modérateur, dans lesquels les neutrons sont utilisés
à la vitesse où les délivrent les fissions,
présentent d'autres particularités extrêmement
séduisantes et ont fait l'objet d'études et de réalisations
poussées.
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4. Modérateurs, caloporteurs et matériaux de gainage
Les matériaux susceptibles d'être utilisés comme
modérateur, capables de bien ralentir les neutrons sans trop
les capturer, sont peu nombreux. Les principaux sont l'eau ordinaire,
l'eau lourde (eau dans laquelle n'a été conservé,
grâce à une séparation isotopique, que l'isotope
lourd de l'hydrogène, le deutérium), le béryllium
ou son oxyde, la glucine, et enfin le graphite (carbone pur). L'eau
ordinaire est le modérateur le plus utilisé à
cause de son coût pratiquement nul et de ses excellentes propriétés
pour ralentir les neutrons ; malheureusement la capture des neutrons
par l'hydrogène ordinaire n'est pas négligeable et ce
modérateur ne permet pas d'utiliser l'uranium naturel : il
faut enrichir l'uranium à une teneur d'au moins quelques pour
cent en uranium 235. Les autres modérateurs cités, en
revanche, permettent l'utilisation de l'uranium naturel ; le meilleur
modérateur, mais le plus coûteux, est l'eau lourde.
Comme caloporteur on utilise un gaz (gaz carbonique, hélium...)
ou un liquide (eau ordinaire ou eau lourde, sodium...).
Les matériaux de gainage doivent être choisis au vu
de leurs propriétés neutroniques (faible capture)
et physico-chimiques (bonne tenue mécanique et résistance
à la corrosion) : les plus couramment utilisés sont
l'acier inoxydable et des alliages à base de magnésium
ou de zirconium.
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5. Les principales filières de réacteurs
En combinant les divers "ingrédients" nécessaires
pour un réacteur, combustible (caractérisé par
la matière fissile choisie, sa forme chimique et la configuration
géométrique : plaques, barreaux, grappes de crayons,
etc.), gaines, caloporteur et, s'il y a lieu, modérateur, un
très grand nombre de systèmes peuvent être imaginés.
Ces systèmes - ou, ces "filières" comme on
les dénomme généralement - les physiciens et
ingénieurs les ont tous plus ou moins considérés,
en ont éliminé rapidement beaucoup, en ont étudié
quelques dizaines parmi les plus prometteurs et en ont finalement
développé industriellement très peu. Les principales
filières électronucléaires sont les suivantes.
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5.1. Les réacteurs à eau pressurisée (REP)
Dans les réacteurs à eau sous pression (REP ou PWR comme
presurized water reactors), l'eau ordinaire joue à la fois
les rôles de modérateur et de caloporteur. Elle est maintenue
à forte pression - environ 150 bars - grâce à
un pressuriseur ; sa température est de l'ordre de 300 degrés.
Le combustible se présente sous la forme d'assemblages de crayons
d'environ 1 cm de diamètre et 4 m de hauteur, placés
verticalement dans une cuve. Chaque crayon est un tube de zircaloy
(alliage à base de zirconium) rempli de pastilles d'oxyde d'uranium
enrichi à 3 ou 4 %. On peut aussi utiliser du combustible "MOX"
(mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium).
1- Cœur du réacteur
2- Instrumentation du cœur
3- Pompe primaire
4- Générateur de vapeur
5- Pont polaire
6- Pressuriseur
7- Radier
8- Enceinte interne
9- Enceinte externe
Nota : les deux enceintes constituent le confinement
du réacteur
Source EDF
PUF – Que sais-je n° 3307, 1998 Paul Reuss.
Coupe du bâtiment d’un réacteur nucléaire de type
REP |
| PUF – Que sais-je n° 3307, 1998 Paul Reuss Coupe du bâtiment d’un
réacteur nucléaire de type REP |
| Dans les générateurs de vapeur, l'eau du circuit primaire refroidissant
le coeur cède sa chaleur à l'eau du circuit secondaire et la vaporise
ainsi que nous l'avons vu dans le schéma de principe. L'ex-URSS a
développé une filière très semblable aux PWR, appelée VVER. |
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PUF – Que sais-je 317, 1999 & 3307,
1998 Paul Reuss
Assemblages de combustible des REP
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5.2. Les réacteurs à eau bouillante
L'autre variante des réacteurs à eau est celle des réacteurs
à eau bouillante (REB ou BWR comme boiling water reactors).
La principale différence est une pression environ deux fois
plus faible pour l'eau du circuit primaire, de sorte que l'ébullition
se produit dans le cœur. A la sortie du cœur, après
séparation des gouttelettes résiduelles, la vapeur est
directement envoyée aux turbines. Le schéma de principe
du REB est donc plus simple que celui du REP ; la contrepartie est
la nécessité d'une radioprotection au niveau des circuits
classiques, notamment des turbines, car l'eau s'active légèrement
dans le cœur (dans les REP, le circuit secondaire est totalement
exempt de radioactivité, puisqu'il n'y a pas d'échange
de matière au niveau des générateurs de vapeur).
Les deux filières des réacteurs à eau ont
été développées, à l'origine,
par les États-Unis ; ensuite de nombreux pays occidentaux,
ainsi que l'URSS, s'y sont intéressés. La France (Framatome)
a adopté la filière PWR sous licence américaine
Westinghouse, puis à "francisé" totalement
la technologie sous la dénomination "REP".
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5.3. Les réacteurs à uranium naturel et graphite
Les réacteurs à uranium naturel et à graphite
se placent dans la continuité de l'expérience de Fermi.
Cette filière a été développée
en France et au Royaume Uni dans les années d'après
guerre (à l'époque, ces pays ne maîtrisaient pas
la technologie de l'enrichissement). Le combustible se présente
sous forme de barreaux métalliques gainés par du magnésium,
refroidis par du gaz carbonique et régulièrement disposés
dans un massif de blocs de graphite. Après six réacteurs
de puissance, la France a abandonné cette filière UNGG
(uranium naturel-graphite-gaz). Le Royaume-Uni qui l'avait développée
sous la dénomination de "Magnox" (acronyme rappelant
magnésium), l'a perfectionnée sous la dénomination
"AGR" (advanced graphite reactors) utilisant un oxyde d'uranium
légèrement enrichi.
L'ex-URSS a aussi développé une filière à
graphite appelée "RBMK". Le combustible se présente
sous forme de grappes de crayons d'oxyde d'uranium légèrement
enrichi, gainés par un alliage zirconium-niobium, placés
dans des canaux verticaux et refroidis par de l'eau ordinaire entrant
en ébullition ; on retrouve donc le concept "bouillant"
avec circuit primaire sans générateur de vapeur. Cette
filière présente des défauts génériques
mis en évidence lors de l'accident de Tchernobyl ; bien que
les principaux points faibles aient été corrigés,
cette filière est condamnée à terme.
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5.4. Les réacteurs à eau lourde
Plusieurs variantes des réacteurs à eau lourde ont été
étudiées ; la seule a avoir été développée,
par le Canada, est la filière "CANDU" (acronyme rappelant
Canada, deutérium et uranium naturel). C'est un concept à
tubes de force (c'est-à-dire capables de résister à
une forte pression) contenant le combustible sous forme de grappes
de crayons d'oxyde d'uranium naturel ou très légèrement
enrichi refroidis par de l'eau lourde pressurisée (envoyée
ensuite dans des générateurs de vapeur comme dans les
REP) ; entre les tubes de force, se trouve l'eau lourde à basse
température et à basse pression constituant l'essentiel
du modérateur. |
5.5. Les autres réacteurs à neutrons thermiques
Parmi les autres réacteurs à neutrons thermiques, signalons
aussi les réacteurs à graphite et à haute température
qui n'ont pas dépassé l'étape de quelques prototypes
mais sont sans doute prometteurs. Le combustible se trouve sous forme
de petites particules sphériques d'oxyde d'uranium, plutonium
ou thorium, de moins d'un millimètre de diamètre, enrobée
de graphite et compactées dans du graphite également.
Le refroidissement est assuré par de l'hélium, gaz inerte
par excellence. Le graphite lui-même peut être porté
à haute température (peut-être 800 degrés
dans une phase industrielle), ce qui laisse entrevoir de bien meilleurs
rendements et des utilisations industrielles autres que la production
d'électricité. |
5.6. Les réacteurs à neutrons rapides
Terminons ce panorama par les réacteurs à neutrons rapides,
sans modérateur. Sans être la seule, la France a joué
un rôle de pionnier dans le développement de cette filière,
avec les réacteurs Phénix et Superphénix à
combustible "MOX", un gainage acier et un refroidissement
par le sodium : le dessin général du cœur est assez
semblable à celui d'un réacteur à eau, hormis
la substitution de l'eau par du sodium permettant une beaucoup plus
grande compacité et une amélioration de la récupération
de chaleur. L'autre spécificité est le double circuit
de sodium entre le cœur et les générateurs de vapeur
de façon à séparer les risques : le sodium primaire,
légèrement radioactif après son passage dans
le cœur, cède, dans des échangeurs, sa chaleur
au sodium secondaire non actif ; c'est ce dernier qui passera dans
les générateurs de vapeur où se situe le principal
risque lié à la réactivité chimique du
sodium, en particulier vis-à-vis de l'eau. L'intérêt
des réacteurs à neutrons rapides, surtout s'ils utilisent
un combustible à plutonium, est leur excellent bilan neutronique.
Outre la réaction en chaîne, de nombreux neutrons sont
disponibles : ils peuvent être utilisés, par exemple,
pour convertir de l'uranium 238 en plutonium et produire ainsi plus
de plutonium - c'est-à-dire de matière combustible -
qu'il n'en est consommé ! |
6. Conversion et surgénération
Le mécanisme de transformation par capture neutronique d'une
matière dite "fertile" en matière dite "fissile",
c'est-à-dire en combustible nucléaire, est appelé
"conversion". La principale matière fertile est l'uranium
238 qui peut ainsi être converti en plutonium 239.
Pratiquement tous les réacteurs contiennent de l'uranium
238, donc fabriquent du plutonium comme sous-produit de la réaction
en chaîne de fissions. Ce plutonium ainsi obtenu est partiellement
consommé dans le cœur qui l'a produit avant que l'élément
de combustible ne soit déchargé lorsqu'il est usé.
Les éléments de combustible déchargés
d'un cœur contiennent encore une certaine quantité de
matière fissile, uranium 235 résiduel et plutonium.
Certains pays, tels la France, ont estimé qu'il valait la
peine de récupérer cette matière pour la recycler,
d'autres pays préférant stocker en l'état les
combustibles irradiés. (Outre la récupération
de matières énergétiques, le retraitement permet
aussi de séparer et de mieux conditionner les déchets
en vue de leur "gestion" à long terme.)
L'uranium peut être ré-enrichi et ré-utilisé
pour de nouveaux éléments de combustible. Le plutonium
est généralement mélangé en proportion
adéquate avec de l'uranium naturel, voire de l'uranium appauvri
(rebut de l'usine d'enrichissement), pour constituer une matière
équivalente à l'uranium enrichi. Ce combustible mixte
(baptisé MOX) peut être utilisé dans n'importe
laquelle des filières de réacteurs. Par exemple, Électricité
de France recycle du plutonium dans une vingtaine de ses réacteurs
à eau sous pression à raison d'un tiers des assemblages
de combustible (les deux autres tiers restant des assemblages standards
à uranium enrichi). Ainsi, grâce à ce recyclage
du plutonium, la partie la plus toxique du combustible standard
irradié passe du statut de "déchets" à
celui de "matière énergétique".
C'est cependant dans les réacteurs à neutrons rapides
que le plutonium est le mieux utilisé, puisque, dans ces
conditions ils peuvent être rendus surgénérateurs,
c'est-à-dire fabriquer plus de plutonium qu'ils n'en consomment.
En d'autres termes, grâce à une conversion complète
de la partie uranium 238, ces réacteurs permettraient d'utiliser,
à long terme, cent pour cent de l'uranium naturel et non
pas une partie de l'uranium 235 (0,7 % de l'uranium naturel) et
une fraction infime de l'uranium 238. Sauf si d'autres procédés
de production d'énergie sont découverts entre temps,
cette voie s'imposera à l'humanité à long terme,
puisque les autres sources d'énergies fossiles s'épuiseront
et que les énergies dites "nouvelles" n'apporteront
jamais qu'une contribution partielle aux besoins : il est dommage
qu'une décision purement politique prise en 1996 - l'arrêt
de Superphénix -, qui n'a été étayée
par aucun argument sérieux, ait provisoirement freiné
le développement de la surgénération.
|
7. Autres applications des réacteurs
Si la production d'électricité domestique et industrielle
est, aujourd'hui, l'application majeure de l'énergie nucléaire
de fission, de très nombreux réacteurs, de puissance
modeste en comparaison de celle des centrales électronucléaires,
voire même pratiquement nulle, ont été construits
avec divers objectifs.
|
7.1. Autres applications énergétiques
D'autres applications de la chaleur produite par les fissions sont
possibles : la propulsion navale (soit par couplage direct aux turbines
de l'arbre de l'hélice, soit par l'intermédiaire de
l'électricité), le chauffage urbain, l'utilisation directe
de la chaleur en chimie, le dessalement d'eau de mer ou d'eau saumâtre,
le spatial (alimentation en énergie d'un satellite ou d'une
station orbitale), etc. |
7.2. Recherche et développement dans le domaine nucléaire
La compréhension de la physique des réacteurs nécessite
des installations de faible puissance suffisamment souples pour l'étude
des divers problèmes que soulèvent les ingénieurs,
par exemple, le recyclage du plutonium. La mise au point de matériaux
combustibles et des matériaux de structure, notamment les gaines,
nécessite des dispositifs d'irradiation : ils sont généralement
aménagés dans des réacteurs expérimentaux
d'assez forte puissance fournissant des flux intenses de neutrons.
|
7.3. Enseignement du nucléaire
Pour la formation des spécialistes, même si les simulateurs
se sont beaucoup développés, rien ne vaut des travaux
pratiques sur de "vrais" réacteurs d'enseignement.
|
7.4. Sources de neutrons pour la recherche et l'industrie
L'industrie et la recherche sont de très importants utilisateurs
de neutrons, par exemple, pour sonder la matière, faire de
l'imagerie, produire des radioéléments... Les réacteurs
de recherche restent les installations les plus efficaces pour cet
objectif. |
7.5 L'incinération de déchets nucléaires
Le problème éthique du devenir des déchets nucléaires
préoccupe, à juste titre, l'opinion publique. Des entreposages,
même de très longue durée, ne posent pas de réelle
difficulté technique : ils permettent de se donner le temps
de la réflexion et des recherches sur les solutions définitives,
stockage ou incinération. Cette dernière voie consiste
à transformer des noyaux radioactifs en noyaux stables, soit
directement, soit par l'intermédiaire d'un autre noyau radioactif
mais de courte durée de vie : les neutrons sont certainement
les meilleurs agents pour réaliser les réactions nucléaires
nécessaires ; une partie des neutrons des réacteurs
industriels (surtout les réacteurs à neutrons rapides)
pourrait être utilisée pour cette incinération
; on peut aussi penser à des réacteurs spécifiquement
dédiés à ce rôle. |
8. Références
[EN] Paul REUSS, L'énergie nucléaire, PUF, Que sais-je
n° 317, 1999.
[Ne] Paul REUSS, La neutronique, PUF, Que sais-je n° 3307, 1998.
[IU] CEA, Informations utiles, édition 2001.
[Élecnuc] CEA, Les centrales nucléaires dans le monde,
édition 2001.
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