NUCLÉAIRE (INDUSTRIE) - Réacteurs nucléaires

NUCLÉAIRE (INDUSTRIE) - Réacteurs nucléaires

De nombreuses réactions nucléaires sont exothermiques et l’énergie dégagée est, par unité de masse, environ un million de fois plus grande que dans les réactions chimiques qui, elles, ne font intervenir que les électrons périphériques des atomes; les chaleurs de réaction s’expriment en millions d’électrons-volts (MeV) pour les premières, en électrons-volts (eV) pour les secondes. Cependant, bien qu’exothermiques, les réactions nucléaires réalisées par exemple en laboratoire à l’aide d’accélérateurs de particules exigent, dans la pratique, la mise en œuvre d’une énergie nettement supérieure à celle qu’elles produisent. Un bilan énergétique positif ne peut être obtenu que dans deux cas: la fission , produite dans les réacteurs nucléaires ou les bombes A, grâce au mécanisme de la réaction en chaîne, et la fusion de noyaux légers, déjà réalisée dans les bombes thermonucléaires et que l’on espère pouvoir utiliser industriellement dans un avenir pas trop lointain (cf. énergie THERMONUCLÉAIRE).

Pratiquement, l’énergie qu’on obtient de la fission se présente sous forme d’un dégagement de chaleur. Installations destinées à produire cette énergie à partir de matières dites fissiles, les réacteurs nucléaires ont atteint un stade industriel principalement comme sources de chaleur pour alimenter des centrales destinées à la production d’électricité. Le renchérissement important et continu du prix du pétrole après la crise de 1973 a renforcé l’intérêt de l’utilisation de l’énergie nucléaire et conduit à un développement accéléré des programmes électronucléaires dans un certain nombre de pays industrialisés (tabl. 1). En France, à la fin de 1993, près de 78 p. 100 de l’électricité produite était d’origine nucléaire.

La matière première consommée dans les réacteurs nucléaires est, presque exclusivement, l’uranium, bien que le thorium puisse aussi être employé dans l’avenir. Le potentiel énergétique de ces matières n’est pleinement utilisé que dans les réacteurs dits surgénérateurs.

Principes physiques

La réaction en chaîne

Un neutron peut produire la fission d’un noyau lourd (cf. chimie NUCLÉAIRE), quelle que soit l’énergie du neutron incident dans des cas exceptionnels (isotopes ²³³U et ²³⁵U de l’uranium, isotopes ²³⁹Pu et ²⁴¹Pu du plutonium), et en général seulement si cette énergie est supérieure à une certaine valeur, le seuil de fission; l’énergie dégagée est d’environ 200 MeV (1 MeV = 1,6 憐 10 size=1^漣13 joule).

Une caractéristique essentielle de la fission est qu’elle s’accompagne le plus souvent de l’émission d’un ou de plusieurs neutrons. Même pour un noyau cible et une énergie du neutron incident donnés, les modes de fission sont multiples et diffèrent par la nature des deux fragments de fission émis, par l’énergie et le nombre de neutrons produits, etc.; cette multiplicité se traduit par des résultats de nature statistique. Pour les noyaux fissiles les plus importants, le nombre moyen 益 de neutrons produits est compris entre 2,4 et 3 et dépend peu de l’énergie du neutron incident. Les neutrons ainsi créés ont une certaine probabilité de provoquer à leur tour une fission: d’une génération à la suivante, leur nombre (ou celui des fissions) se trouve multiplié par un facteur k ; selon que k est supérieur, égal ou inférieur à 1, on obtient une réaction en chaîne qui est divergente, stationnaire ou décroissante, soit un dispositif surcritique, critique ou sous-critique.

On appelle réacteur nucléaire , ou pile atomique , un dispositif dans lequel on peut entretenir une réaction en chaîne de fissions.

La valeur de k dépend non seulement de la composition du milieu, mais également de ses dimensions, à cause de la possibilité qu’ont les neutrons de s’échapper. La perte relative par fuite diminue en même temps que le rapport entre la surface et le volume. Pour une composition donnée, k est donc une fonction croissante des dimensions; il est maximal (^k ) en milieu infini. On atteint, en augmentant progressivement les dimensions, la valeur k = 1 pour une taille appelée taille critique (pour ^k 礪 1).

F. Joliot et ses collaborateurs avaient indiqué, en 1939, la possibilité de réaliser une réaction en chaîne entretenue et de l’utiliser pour la production d’énergie.

La physique neutronique

Les neutrons nés d’une fission ont une énergie cinétique moyenne de 2 MeV. Ils réagissent avec les noyaux qu’ils rencontrent et sont soit diffusés, c’est-à-dire renvoyés dans une direction différente, soit absorbés. Tant que la probabilité d’absorption reste faible, les neutrons se conservent pratiquement en nombre, mais leur énergie décroît peu à peu à chaque diffusion. Si l’énergie est élevée, ce ralentissement est dû en partie à des chocs inélastiques (qui laissent le noyau cible dans un état excité). Mais la plupart des diffusions (diffusions élastiques) peuvent se comparer à des chocs entre boules de billard dont certaines (les neutrons) seraient initialement animées d’une grande vitesse, la majorité (les noyaux cibles) étant pratiquement à l’arrêt. Les noyaux sont d’autant plus efficaces pour ralentir (modérer) les neutrons que leur masse est plus faible, plus proche de celle du neutron. Un modérateur (eau, eau lourde, graphite...) est donc un matériau formé d’au moins un élément de masse atomique faible (hydrogène, deutérium, carbone...).

En conséquence, le domaine d’énergie dans lequel la majorité des neutrons sont finalement absorbés (en particulier pour produire une fission) est déterminé par la compétition entre absorption et ralentissement. Si ce dernier l’emporte, grâce à la présence dans le réacteur d’un modérateur efficace, les neutrons se ralentissent jusqu’à ce que leur énergie cinétique soit à peu près égale à l’énergie d’agitation thermique du milieu diffusant (de 0,025 eV à 300 K). La plupart des fissions se produisent alors à cette énergie et le réacteur est dit à neutrons thermiques . Dans le cas contraire, le réacteur est dit à neutrons rapides .

Les réactions d’absorption autres que la fission ont un effet négatif sur la multiplication des neutrons, et l’importance relative de ces captures parasites doit être strictement limitée pour qu’une réaction en chaîne, divergente ou stationnaire, soit réalisée. La probabilité d’une réaction particulière dépend de la nature du noyau cible et de l’énergie du neutron; cette dépendance s’exprime par la section efficace 靖 qui se mesure en barns (1 barn = 10 size=1^漣24 cm²). La probabilité de la réaction est proportionnelle à 靖 et à la concentration du milieu en noyaux du type considéré. Un noyau fissile donne également lieu à une capture parasite: on a, entre les sections efficaces d’absorption, de capture et de fission, la relation 靖^a = 靖^c + 靖^f (pour un noyau non fissile, 靖^a = 靖^c ). Pour un mélange d’isotopes (par exemple, l’uranium naturel qui contient 0,71 p. 100 d’isotope ²³⁵U, les 99,29 p. 100 étant ²³⁸U), 靖^c , 靖^f et 靖^a sont obtenus en effectuant une moyenne pondérée des différentes sections efficaces.

En énergie nucléaire, on réserve le nom de noyaux fissiles à ceux qui sont fissiles à toute énergie (²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu). Les noyaux ²³²Th, ²³⁸U, ²⁴⁰Pu, qui ne sont fissiles qu’au-dessus de 1 MeV et qui, dans les réacteurs, contribuent nettement moins aux fissions que les précédents, sont appelés noyaux fertiles parce qu’ils donnent naissance à un noyau fissile (cf. chimie NUCLÉAIRE) après capture d’un neutron et cela soit directement (²⁴¹Pu à partir de ²⁴⁰Pu), soit à la suite de deux désintégrations 廓 successives (²³³U à partir de ²³²Th et ²³⁹Pu à partir de ²³⁸U).

Le combustible nucléaire est le plus souvent un mélange de matières fissiles et fertiles, par exemple l’uranium naturel.

Pour apprécier la difficulté d’entretenir une réaction en chaîne, il est commode de considérer, de préférence à 益, le nombre 兀 de neutrons produits pour un neutron absorbé à cause de la possibilité d’une capture parasite. En moyenne, l’un de ces 兀 neutrons devra à son tour être absorbé dans le combustible, les 兀 漣 1 qui restent pouvant être perdus par capture dans les autres constituants du milieu, ou par fuite en dehors du dispositif. 兀 dépend de l’énergie des neutrons; dans le cas des neutrons thermiques, 兀 est égal à 2,1 pour ²³⁵U et ²³⁹Pu, à 2,3 pour ²³³U, mais à 1,33 seulement pour l’uranium naturel.

Réacteurs à neutrons thermiques, et réacteurs à neutrons rapides

Pour les neutrons thermiques, les valeurs de la section efficace 靖^a des noyaux fissiles sont très élevées: 1 010 barns pour ²³⁹Pu, 680 pour ²³⁵U, alors que 靖^c vaut 2,7 barns pour ²³⁸U. C’est cette différence d’ordre de grandeur qui permet d’avoir une valeur positive pour 兀 漣 1 avec l’uranium naturel, malgré la faible teneur en ²³⁵U. Ainsi, un réacteur à uranium naturel est réalisable, mais à neutrons thermiques seulement.

D’une façon générale, comme on l’a déjà indiqué, un réacteur à neutrons thermiques contient un modérateur en proportion suffisante pour que les 兀 neutrons de fission produits pour un neutron absorbé dans le combustible aient une grande probabilité d’atteindre l’énergie thermique à laquelle ils seront finalement absorbés, l’un d’eux devant l’être dans le combustible pour assurer l’entretien de la réaction en chaîne.

Dans le cas de l’uranium naturel, la faible valeur de 兀 漣 1 impose des conditions très strictes.

En augmentant 兀, on obtient une certaine liberté dans le choix des matériaux: on peut utiliser l’eau ordinaire comme modérateur. Il devient également possible de réaliser des réacteurs de petite taille. Dans le cas de l’uranium, 兀 augmente très vite avec l’enrichissement, c’est-à-dire avec la teneur en ²³⁵U: ainsi, pour une teneur de 3 p. 100, 兀 = 1,83, contre 1,33 pour la teneur naturelle.

Dans un dispositif à neutrons rapides contenant seulement des noyaux lourds sans modérateur, les neutrons de fission ne sont ralentis que par la diffusion inélastique; la présence d’une proportion importante de noyaux ²³⁸U accroît fortement la diffusion inélastique, de sorte que pour un mélange ²³⁵U-²³⁸U, les conditions critiques ne peuvent être obtenues que si l’enrichissement est de l’ordre de 15 p. 100 en pratique, dans un réacteur de puissance.

Du point de vue physique, les réacteurs à neutrons rapides présentent par rapport aux réacteurs à neutrons thermiques les avantages suivants: le plutonium 239 est, à haute énergie, un meilleur combustible ( 兀 = 2,4) que dans le domaine thermique; les matériaux fertiles (²³⁸U, ²⁴⁰Pu) contribuent de façon plus importante aux fissions; il n’y a pas de «poisons» et le choix des matériaux est plus libre. Toutefois, non seulement l’enrichissement mais aussi la concentration en matière fissile dans le cœur devront être nettement plus grands.

Régénération et surgénération de la matière fissile

Les noyaux fissiles détruits sont remplacés, dans une proportion C (facteur de conversion), par de nouveaux noyaux fissiles formés à partir de la matière fertile. Cette régénération s’oppose à l’«épuisement» du combustible et permet à ce dernier de fournir une plus grande quantité d’énergie, avant que la dégradation de ses propriétés multiplicatrices n’en exige le retrait du réacteur. Ainsi, dans un réacteur à uranium naturel ou faiblement enrichi, vers la fin de la «vie» du combustible, une proportion notable des fissions, pouvant aller jusqu’à 50 p. 100, sont dues au plutonium 239. La matière fissile extraite du combustible irradié dans un réacteur sera réutilisée dans ce même réacteur, ou dans d’autres qui peuvent être de type différent. On peut produire, de cette façon, une quantité d’énergie supérieure à celle qui correspondrait à la combustion du seul isotope 235 contenu dans l’uranium naturel. Si le facteur de régénération est supérieur à l’unité (surgénération), le réacteur reconstitue plus de matière fissile qu’il n’en consomme et permet ainsi, en principe, l’utilisation de la totalité des matières fertiles (²³⁸U et Th, le thorium n’existant que sous la forme de l’isotope ²³²Th), bien plus abondantes dans la nature. Les matières fissiles qui permettent d’atteindre cette surgénération sont le plutonium 239 (dans les réacteurs rapides) et l’uranium 233 (dans les réacteurs thermiques et rapides), grâce à la valeur élevée de 兀.

Du point de vue de la physique, les réacteurs se caractérisent donc non seulement par l’énergie des neutrons provoquant la fission et par la nature du modérateur dans le cas des réacteurs thermiques, mais également par la combinaison matière fissilematière fertile utilisée. Aussi bien pour le cycle ²³⁸U-²³⁹Pu que pour le cycle Th-²³³U, le point de départ est l’uranium 235, seul isotope fissile que nous fournit la nature et qui permet de produire les matières fissiles «artificielles»: ²³⁹Pu et ²³³U.

Cinétique et contrôle de la réaction en chaîne

Un régime stationnaire correspond à un facteur de multiplication k = 1. Si la réactivité k 漣 1 n’est pas nulle, le nombre des neutrons, donc la puissance du réacteur, varie avec le temps t suivant une loi exponentielle (lorsque la puissance n’est pas très importante) de la forme:

où 精 est le temps moyen qui, dans la réaction en chaîne, sépare une génération de neutrons de la précédente. Si l’on ne tient compte que des neutrons émis au moment de la fission (neutrons instantanés ), ce temps 精 est très petit: de 10 size=1^漣3 à 10 size=1^漣5 s pour les réacteurs à neutrons thermiques et de 10 size=1^漣6 à 10 size=1^漣7 s pour les réacteurs à neutrons rapides, de sorte que même une faible réactivité positive conduirait au doublement de la puissance pendant l’intervalle de temps défini par 0,7 精/(k 漣 1) très bref et poserait de difficiles problèmes de contrôle. Fort heureusement, une fraction 廓 des neutrons, de l’ordre de 4 à 7 憐 10 size=1^漣3, est émise par radioactivité des produits de fission (neutrons retardés ) au bout d’un délai de plusieurs dizaines de secondes. Ces neutrons retardés ont un important effet stabilisateur tant que k 漣 1 est inférieur à 廓. La durée de vie moyenne 精 de tous les neutrons est alors de 0,1 s et, pour k 漣 1 = 10 size=1^漣3 par exemple, le temps de doublement de la puissance est d’environ une minute.

La réactivité de la pile dépend de la température du cœur. En conséquence, on s’arrange pour qu’une augmentation de cette température se traduise par un freinage de la réaction en chaîne. Il en résulte un processus d’autorégulation favorable au contrôle et à la sûreté des réacteurs.

Le contrôle du rythme de la réaction en chaîne est assuré par l’insertion plus ou moins grande dans le milieu multiplicateur de barres de commande très absorbantes pour les neutrons.

Éléments constitutifs d’un réacteur nucléaire

L’utilisation principale des réacteurs nucléaires est la production d’énergie thermique à partir de la fission. Les matériaux fissiles et fertiles sont les combustibles nucléaires de ces machines thermiques qui, à raison de 200 MeV par fission, produisent 70 milliards de joules par gramme de noyaux fissiles consommés à comparer avec les 33 000 joules produits lors de 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 廓, 塚 et par les neutrons. L’énergie de fission se retrouve finalement sous forme d’un dégagement calorifique dont la plus grande part se situe au sein du combustible nucléaire.

Dans la réaction en chaîne, il n’existe pas d’obstacle neutronique à un rythme très élevé des fissions, c’est-à-dire qu’il n’existe pas de limite théorique au niveau de puissance instantanée. En pratique, dans le cas de réactions explosives (armes nucléaires), l’arrêt de la réaction est dû à la dislocation mécanique du milieu fissile; dans le cas des réacteurs nucléaires, outre l’effet de freinage résultant de l’élévation de température qui limite la puissance, cette dernière est volontairement limitée aux possibilités d’extraction de la chaleur produite dans les éléments de combustible. Le développement de l’énergie nucléaire à des fins civiles a été marqué, en particulier, par les progrès réalisés pour retirer plus efficacement l’énergie calorifique des réacteurs et accroître la puissance dégagée dans un volume et pour une masse de matières fissiles donnés.

Le combustible nucléaire

Le combustible nucléaire contient la matière fissile sous une forme propice à sa tenue mécanique, à sa manipulation et à l’évacuation de la chaleur: uranium métallique ou, plus souvent, composé céramique pouvant fonctionner à haute température. Le plus courant est le bioxyde d’uranium, qui fond à 2 800 ⁰C, mais qui a une faible conductibilité thermique: il a l’avantage de pouvoir subir sans dommage des irradiations élevées. On utilise le plutonium de façon analogue, sous forme d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium.

Une caractéristique importante du combustible nucléaire est sa teneur en isotope fissile: le plus souvent, il s’agit d’uranium naturel ou encore d’uranium enrichi en isotope ²³⁵U.

Le combustible solide est placé dans une gaine étanche, généralement métallique, qui doit à la fois empêcher la dissémination dans la pile des fragments radioactifs émis par la fission, contribuer à la solidité mécanique de l’élément chauffant et permettre, par conduction, l’évacuation de la chaleur 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 posséder une capacité calorifique importante, une bonne conductibilité thermique et un faible pouvoir d’absorption vis-à-vis des neutrons. Les seuls gaz utilisés sont le gaz carbonique (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 tout noyau léger, utilisent le sodium fondu.

Le fluide caloporteur, contenu dans un premier circuit, s’échauffe à l’intérieur de la pile et, le plus souvent, cède sa chaleur à un autre fluide, souvent de l’eau ordinaire, qui circule dans un deuxième circuit. Si le réacteur est conçu pour fournir de l’électricité (réacteurs électrogènes), cette eau du circuit secondaire est vaporisée pour actionner une turbine.

Le choix du type de refroidissement a de profondes répercussions sur la technologie du réacteur et des circuits extérieurs: il détermine pour une grande part les options fondamentales et est l’élément le plus caractéristique d’une famille de réacteurs.

Le modérateur et le réflecteur

Les modérateurs usuels sont le graphite, l’eau ordinaire et l’eau lourde. Ce dernier modérateur a les meilleures qualités (absorption faible, pouvoir de modération élevé), mais il est aussi le modérateur le plus cher. L’eau lourde permet de réaliser des réacteurs de dimensions moyennes avec de l’uranium naturel.

L’eau ordinaire est un excellent ralentisseur de neutrons, mais elle les absorbe malheureusement trop pour permettre l’utilisation de l’uranium naturel: les réacteurs à eau ordinaire, qui sont de petite taille, emploient donc obligatoirement de l’uranium enrichi.

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.

La zone réactive constituée des éléments de combustibles, du fluide qui les entoure et, le cas échéant, du modérateur est appelée le cœur . Autour de celui-ci est placé un réflecteur , matériau diffusant presque toujours identique au modérateur et destiné à réduire les fuites de neutrons qui s’échappent du cœur.

Dans le cas des réacteurs à neutrons rapides, le réflecteur diffusant est remplacé par une couverture d’uranium naturel ou appauvri, dans le but de récupérer une partie des neutrons qui s’échappent pour fabriquer du plutonium, à partir de l’uranium 238 fertile, et contribuer de cette façon à la surgénération.

Le blindage de protection

Malgré le réflecteur ou la couverture, il sort du cœur multiplicateur un flux intense de neutrons rapides, de neutrons lents et de rayonnement 塚. S’il est relativement aisé d’arrêter les neutrons lents avec des corps absorbants, par contre les neutrons rapides et les rayons 塚 sont des rayonnements pénétrants qui exigent de fortes épaisseurs de protection. Le matériau de blindage le plus utilisé est le béton, lui-même parfois protégé par un bouclier en acier refroidi et destiné à réduire l’échauffement du béton.

En outre, le fluide caloporteur qui traverse le cœur devient plus ou moins radioactif, ce qui impose une protection appropriée autour du circuit primaire.

Les appareils de contrôle

Les appareils de contrôle comprennent des instruments de mesure et des moyens de commande. La puissance dégagée dans un 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 de la pile. Cette indication et beaucoup d’autres (températures, débits, 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 de la pile 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.

Les filières de réacteurs nucléaires

Les réacteurs se classent, en premier lieu, d’après leur objectif: génération d’électricité, propulsion navale, production à usage militaire de plutonium ou de tritium, production de flux intenses de neutrons pour des essais techniques ou pour la recherche fondamentale, étude de caractéristiques neutroniques avec des maquettes de puissance négligeable, etc. Alors que, au début, certains réacteurs ont été construits en vue d’objectifs multiples, la recherche de performances poussées a ensuite généralement imposé la spécialisation. Ainsi le réacteur à haut flux de l’Institut Max von Laue-Paul Langevin, mis en service en 1972 à Grenoble, est destiné exclusivement à la production de faisceaux intenses de neutrons pour des recherches fondamentales en physique, chimie et biologie.

Pour atteindre un objectif donné, plusieurs types de réacteurs ont, en général, été proposés et expérimentés. Cela est particulièrement vrai pour la production d’électricité, pour laquelle, cependant, quelques filières seulement ont connu un développement industriel. Elles peuvent être classées en quatre catégories, les trois premières fonctionnant avec des neutrons thermiques, la dernière avec des neutrons rapides (tabl. 2). Les réacteurs modérés au graphite et refroidis par un gaz se sont développés surtout en France (jusqu’en 1969) et en Grande-Bretagne. Les réacteurs modérés à l’eau lourde ont été essayés dans de nombreux pays, mais n’ont vraiment donné lieu à une série notable qu’au Canada. La troisième classe de réacteurs de neutrons thermiques, dits «à eau ordinaire», est de loin la plus importante et représente la majeure partie de l’équipement électronucléaire mondial. Il existe trois filières de réacteurs refroidis à l’eau ordinaire: les réacteurs à eau pressurisée, dits R.E.P., les réacteurs à eau bouillante (R.E.B.), enfin les réacteurs modérés au graphite et refroidis à l’eau ordinaire (V.V.E.R., Vodiano Bodianoi Energuietitcheski Reaktor), qui ont été construits exclusivement en ex-U.R.S.S. C’est aux États-Unis que les réacteurs R.E.P. et R.E.B. ont connu les développements les plus importants avant d’être adoptés par la plupart des pays du monde. La France elle-même (cf. carte) s’est engagée, à partir de 1970, dans la construction d’une série de réacteurs R.E.P. qui représentent aujourd’hui l’ossature principale de son équipement électronucléaire. Enfin, l’ex-U.R.S.S. a également exporté dans les autres pays de l’Est un certain nombre de réacteurs à eau sous pression.

La dernière classe de réacteurs est celle des réacteurs surgénérateurs à neutrons rapides, dont le développement ne peut être que postérieur à celui des réacteurs à neutrons thermiques puisque, pendant une certaine période, ils seront dépendants de ces derniers pour leur première charge en plutonium.

Réacteurs à graphite-gaz

L’origine de la filière des réacteurs modérés au graphite et refroidis par un gaz remonte à la première pile atomique. Lorsque, à Chicago, le 2 décembre 1942, Enrico Fermi et ses collaborateurs réalisèrent pour la première fois une réaction en chaîne entretenue, ils ne disposaient que d’uranium naturel comme combustible et de graphite comme modérateur. Le nom de «pile» résulte d’ailleurs de l’empilement qu’ils édifièrent en disposant ces deux matériaux selon un réseau régulier. La pile de Fermi était une expérience de laboratoire, elle ne comportait ni blindage, ni système de refroidissement et, par suite, sa puissance était limitée à quelques watts. Mais les États-Unis construisirent peu après des piles de puissances croissantes, refroidies d’abord à l’air puis à l’eau, en vue de produire le plutonium nécessaire à leur programme militaire.

C’est aussi l’utilisation possible d’uranium naturel et d’un modérateur, le graphite, relativement facile à fabriquer à l’échelle industrielle, qui explique le choix fait, après la guerre de 1939-1945, par la Grande-Bretagne et la France pour leur programme de réacteurs nucléaires. Le refroidissement par un gaz qui fut retenu permettait de viser un double objectif: la production de plutonium à des fins civiles ou militaires, ainsi que la génération d’énergie électrique à partir du gaz chaud circulant en circuit fermé et alimentant un générateur de vapeur. Ce furent les piles de Calder Hall et de Chapel Cross en Grande-Bretagne, et de Marcoule (G2-G3) en France, de 1955 à 1959. Elles furent suivies d’un certain nombre de centrales électronucléaires totalisant 6 000 MW en Grande-Bretagne et 2 300 MW en France (Chinon 1, 2 et 3, Saint-Laurent 1 et 2, Bugey 1) qui entrèrent en service entre 1963 et 1972, ainsi que de trois centrales exportées par la Grande-Bretagne (Italie, Japon) et la France (Espagne), de 1967 à 1972.

Le nom donné généralement à cette filière «uranium naturel-graphite-gaz» (U.N.G.G.) rappelle les éléments les plus caractéristiques de ces réacteurs. L’uranium naturel impose un bilan neutronique très tendu. L’uranium doit être métallique, la gaine peu absorbante est un alliage de magnésium (d’où le nom de Magnox parfois donné à cette filière). Le réfrigérant est du dioxyde de carbone sous pression (25 憐 10⁵ pascals [Pa] env.). La pression est contenue par un caisson, qui est construit en acier dans les premières réalisations et en béton précontraint dans les dernières. Le chargement et le déchargement du combustible peuvent s’effectuer pendant la marche de la pile.

En dépit d’un succès technique réel, cette filière n’a pas été poursuivie après 1972, les contraintes imposées par l’uranium naturel conduisant à un coût d’investissement relativement élevé. Une version dérivée à uranium enrichi, appelée A.G.R. (advanced gas-cooled reactors ), a été développée et poursuivie, mais seulement en Grande-Bretagne: quatorze réacteurs de 660 MW chacun ont été commandés. Les premières mises en service ont été faites en 1974, les dernières en 1990, représentant au total un peu plus de 9 000 MW. Le combustible a la forme d’un faisceau de crayons d’oxyde d’uranium enrichi à 2 p. 100, gainés d’acier inoxydable, permettant de porter la température du gaz caloporteur, toujours le dioxyde de carbone, jusqu’aux alentours de 650 ⁰C afin d’améliorer le rendement thermodynamique. Cependant, les difficultés rencontrées au cours de ce programme, et qui ont conduit à des durées de construction très supérieures aux prévisions, font penser que la filière A.G.R. ne sera pas poursuivie au-delà de la série en cours.

C’est en cherchant à accroître encore notablement les performances qu’a été conçue la filière des réacteurs à haute température (en anglais H.T.R., high temperature reactors ) visant à atteindre pour le gaz, qui est alors l’hélium, des températures de 750 à 900 ⁰C (le rendement thermique avoisine 40 p. 100). Le cœur est constitué entièrement d’éléments de graphite et c’est dans la matrice de graphite que sont emprisonnées les particules combustibles réfractaires (1 mm de diamètre env.) qui constituent la caractéristique la plus originale de cette filière. Ces grains sont formés d’un noyau d’oxyde ou de carbure d’uranium, de plutonium ou de thorium enrobé de pyrocarbone et parfois aussi de carbure de silicium qui assurent l’étanchéité vis-à-vis des produits de fission (fig. 1). Deux types de cœur ont été étudiés: le cœur à éléments prismatiques, qui est celui du réacteur de Fort Saint Vrain aux États-Unis (330 MW), et le cœur constitué d’un empilement de boulets sphériques entre lesquels circule l’hélium (réacteurs allemands A.V.R. – Arbeitsgemeinschaft Versuch Reaktor – de 15 MW et T.H.T.R. – Thorium Hoch Temperatur Reaktor – de 300 MW qui a divergé en septembre 1983 et a été arrêté en 1989).

Si les premières réalisations visent la production d’électricité à partir des habituelles turbines à vapeur, d’autres possibilités sont envisagées et étudiées: les températures élevées auxquelles le gaz est porté permettent en particulier de produire l’électricité à partir d’un cycle direct à turbine à gaz. Mais ce sont les applications calogènes qui paraissent les plus susceptibles d’assurer l’avenir de la filière H.T.R. Si l’électricité est le vecteur énergétique jusqu’à présent exclusif de tous les réacteurs de puissance (à l’exception de quelques réalisations isolées d’utilisation mixte électricité et chauffage urbain), la chaleur nucléaire des H.T.R., disponible dans une plage de 500 à 1 000 ⁰C, offre des possibilités d’utilisation directe dans l’industrie.

Pour justifier les frais considérables de développement d’une nouvelle filière de réacteurs, il faut un champ d’application suffisamment vaste et utilisant de préférence des unités de forte puissance. Les promoteurs de cette filière, notamment en Allemagne fédérale et aux États-Unis, préconisaient l’utilisation de réacteurs H.T.R. pour la conversion du charbon en combustible gazeux ou liquide qui constituerait ainsi un deuxième vecteur énergétique important pour l’énergie nucléaire. On pense notamment à la production de méthane ou d’hydrogène à partir de réactions telles que les suivantes:

Le gaz ainsi produit à partir de charbon, d’eau et de chaleur nucléaire pourrait à l’avenir concurrencer ou remplacer un gaz naturel qui, comme tous les hydrocarbures, tendra un jour à s’épuiser. Mais, pour transformer le charbon en un produit énergétique d’emploi plus commode, la source de chaleur auxiliaire que constitue le réacteur doit s’imposer vis-à-vis de la combustion partielle du charbon dont les ressources mondiales sont par ailleurs immenses. En tout cas, après des débuts prometteurs, la filière H.T.R. est entrée dans une période d’incertitude malgré des caractéristiques intéressantes qui la rendent particulièrement apte à la production mixte d’électricité et de chaleur industrielle, et ce malgré les moyens d’études importants qui lui ont été consacrés en Allemagne fédérale, aux États-Unis, en ex-U.R.S.S. et au Japon.

Réacteurs à eau lourde

L’eau lourde, qui est un excellent modérateur, permet aussi l’utilisation d’uranium naturel, et dans des conditions moins strictes que pour le graphite. Grâce à une bonne économie des neutrons, les réacteurs à eau lourde emploient mieux l’uranium que les autres réacteurs à neutrons thermiques.

Ces propriétés de l’eau lourde l’ont fait rechercher, dès 1939, pour les premières études concernant les possibilités et les conditions d’établissement d’une réaction en chaîne; puis, pendant la guerre de 1939-1945, aux États-Unis et au Canada, pour un certain nombre de piles expérimentales.

Diverses solutions ont été envisagées pour le refroidissement: eau lourde ou eau ordinaire, bouillante ou pressurisée, gaz, liquide organique. Dans la seule variante ayant atteint un développement industriel important (filière canadienne Candu), le réfrigérant est de l’eau lourde sous pression circulant dans des tubes, dans lesquels se trouve le combustible formé d’un assemblage de crayons d’oxyde d’uranium.

Le gain réalisé sur le coût du cycle de combustible est compensé par la charge financière liée à l’investissement en eau lourde et à une certaine complexité du cœur. La production d’eau lourde nécessite des usines spécialisées, dont le coût n’est pourtant pas comparable à celui des usines d’enrichissement de l’uranium. Ce fait tient à la grande différence entre l’écart relatif des masses des isotopes de l’hydrogène (1 et 2) et celui des isotopes de l’uranium (235 et 238).

L’attrait des réacteurs à eau lourde, notamment pour certains pays en voie de développement (Inde, Pakistan, Argentine, Roumanie...) tient à son combustible en uranium naturel: facile à approvisionner, celui-ci permet de s’affranchir de la tutelle des quelques grandes puissances qui tiennent le marché de l’uranium enrichi (cf. infra ). En contrepartie, ces réacteurs sont réputés plus «proliférants» car, en l’absence de contrôle, ils permettent, à partir de l’uranium naturel, la production de plutonium susceptible d’utilisation militaire.

Réacteurs à eau ordinaire

Les pays qui disposèrent très tôt de quantités abondantes d’uranium enrichi: les États-Unis, l’ex-U.R.S.S., eurent naturellement tendance à construire des réacteurs nucléaires utilisant l’eau ordinaire à la fois comme modérateur et comme réfrigérant. L’économie neutronique est moins bonne qu’avec les modérateurs précédents, mais le réacteur est plus simple et de plus petite dimension. Dès 1944, des piles destinées à la recherche ou à l’irradiation de matériaux furent réalisées aux États-Unis en utilisant, avec l’eau ordinaire, de l’uranium très enrichi (jusqu’à 93 p. 100). De nombreux pays se sont équipés de piles similaires, dont le type le plus connu est celui de la pile piscine : le cœur, constitué de plaques parallèles d’alliage d’aluminium et d’uranium très enrichi, est placé au fond d’une piscine dont l’eau sert à la fois de modérateur, de réfrigérant et de protection (par exemple, la pile Siloé à Grenoble).

Alors que l’eau des piles piscines est froide et sous faible pression, il faut, pour obtenir de l’énergie utilisable, de l’eau chaude sous forte pression qui produise la vapeur destinée à actionner une turbine. La première réalisation des piles à eau chaude fut le moteur du sous-marin atomique Nautilus (1953), aux États-Unis.

Dans ce réacteur, le combustible de la pile est toujours sous forme de plaques; mais, dans l’alliage à base d’uranium très enrichi, il a fallu, pour résister à la corrosion de l’eau chaude (300 ⁰C), remplacer l’aluminium par un métal alors peu connu, le zirconium, beaucoup moins absorbant pour les neutrons que l’acier inoxydable.

La possibilité de vitesses soutenues et une grande autonomie en combustible sans consommation d’oxygène donnent au moteur nucléaire un avantage décisif sur les moteurs classiques de sous-marins, et ceux-ci peuvent ainsi rester pendant de très longues périodes en plongée. Les sous-marins atomiques armés de missiles intercontinentaux constituent un élément important des forces de dissuasion (cf. armement NUCLÉAIRE).

Le succès du Nautilus entraîna la construction en grande série de sous-marins atomiques, aux États-Unis et en ex-U.R.S.S., puis, à une échelle moindre, en France et en Grande-Bretagne.

C’est à partir de la technologie des réacteurs navals que les États-Unis lancèrent celle des réacteurs destinés à la production d’électricité dans les centrales. Elle constitua la filière des réacteurs pressurisés ou à eau sous pression (R.E.P.), dont l’ancêtre fut le réacteur de Shippingport (1957). Simultanément se développa une filière dérivée, celle des réacteurs à eau bouillante (R.E.B.), qui n’est pas représentée en France et qui, malgré des analogies avec la première, s’en distingue par des différences significatives.

Les R.E.P.

Prenons pour exemple le modèle le plus répandu en France, celui du réacteur P.W.R. de 925 MW électriques, très proche de ceux de Fessenheim (1977) et qui équipe de nombreuses centrales, après celle du Bugey mise en service en 1978 (fig. 2).

Le cœur est constitué de 157 assemblages de combustible disposés verticalement et de manière à former approximativement un cylindre d’un peu plus de 3 m de diamètre et de 4 m de haut. Chaque assemblage comprend 264 barreaux formés d’une gaine en alliage de zirconium (appelé zircaloy), dans laquelle sont empilées des pastilles d’oxyde d’uranium faiblement enrichi (3 p. 100 env.). Les barreaux ou crayons de zircaloy, d’un diamètre de 9,5 mm, sont distants de 2 mm et maintenus par plusieurs grilles disposées sur leur longueur. La puissance thermique de la pile (2 775 MW) se répartit entre les quelque 40 000 crayons, dont chacun fournit 67 kW en moyenne. La température de la pastille d’oxyde d’uranium dépasse 1 500 ⁰C en son centre, mais reste nettement inférieure à la température de fusion (2 800 ⁰C). La chaleur est extraite par l’eau sous pression qui circule à grande vitesse entre les barreaux et qui s’échauffe jusqu’à 323 ⁰C à la sortie du cœur. La gaine de zircaloy est maintenue à une température voisine de celle de l’eau.

Pour éviter l’ébullition en masse dans la pile et maintenir l’eau liquide, une pression élevée (155 憐 10⁵ Pa), supérieure à la pression de saturation de l’eau à 323 ⁰C, est maintenue dans tout le circuit primaire. La cuve en acier, revêtue intérieurement d’acier inoxydable, est la pièce maîtresse de ce circuit qui comprend en outre un pressuriseur, des pompes et des échangeurs de chaleur, générateurs de vapeur (fig. 3).

Le pressuriseur est un réservoir de 40 mètres cubes, qui permet de maintenir à la valeur désirée la pression du circuit primaire, tout en permettant la dilatation ou la contraction de l’eau liquide lors de variations de température du circuit. À l’intérieur, la pression est exercée par la vapeur d’eau, qui est en équilibre avec l’eau liquide portée à la température de saturation (345 ⁰C à 155 憐 10⁵ Pa). La régulation de pression est assurée dans le pressuriseur par des chaufferettes électriques ou par une aspersion d’eau froide.

S’il n’y a qu’un pressuriseur par réacteur, par contre plusieurs circuits appelés boucles sont disposés autour de la cuve, chaque boucle comprenant, outre des tuyauteries, un générateur de vapeur et une pompe. Les réacteurs de 925 MW comportent trois boucles; une quatrième boucle semblable est placée sur les réacteurs de 1 300 MW, dont le premier en France a divergé en mai 1984 à Paluel.

Le réacteur proprement dit, les appareils placés sur les boucles de refroidissement primaires ainsi que les circuits auxiliaires et les systèmes de contrôle et de commande constituent ce qu’on appelle la chaudière nucléaire . Elle fournit, par l’intermédiaire des générateurs de vapeur, une vapeur d’eau (circuit secondaire) non radioactive, qui se détend dans la turbine et actionne un alternateur. La vapeur se condense dans un condenseur qui constitue la source froide de la machine thermique. Avec les caractéristiques de la vapeur produite (280 ⁰C, 70 憐 10⁵ Pa), le rendement de la centrale est de 33 p. 100 environ. Ce rendement relativement peu élevé tient à la difficulté de porter l’eau dans le réacteur à plus haute température, du fait des grandes pressions qui seraient nécessaires.

Les R.E.B. et les R.E.P.

Réduire la pression sous laquelle l’eau est maintenue est l’un des arguments qui jouent en faveur des réacteurs à eau bouillante. À 70 憐 10⁵ Pa, l’eau bout au contact des crayons chauffants du cœur. Par rapport aux réacteurs R.E.P., le flux de chaleur extrait est cependant moins élevé et la puissance spécifique réduite d’un tiers; en outre, pour laisser passer l’émulsion eau-vapeur et assurer une modération suffisante, les crayons sont plus espacés. Les cuves de réacteurs R.E.B. sont donc moins épaisses mais plus grosses que celles des R.E.P.

Le mélange d’eau et de vapeur est entraîné dans des séparateurs de vapeur situés dans la partie supérieure de la cuve et, tandis que la phase liquide est réintroduite à l’entrée du cœur, la vapeur est envoyée directement à la turbine. L’utilisation d’un cycle direct est la caractéristique importante qui distingue les réacteurs B.W.R. des P.W.R. Le système de production de vapeur est simplifié; par contre, il faut se prémunir contre l’entraînement de produits radioactifs susceptibles de contaminer la turbine et de gêner son entretien.

Une caractéristique commune des réacteurs pressurisés et bouillants est le déchargement du combustible par fraction (1/3 ou 1/4) une fois par an pour son renouvellement. Il faut au préalable retirer le couvercle boulonné à la cuve. Le combustible déchargé, qui a fourni une énergie de 33 000 mégawatt-jours/tonne (1 mégawattjour = 24 000 kilowattheures thermiques), contient environ 1 p. 100 de plutonium dans l’uranium, dont la teneur en isotope ²³⁵U, dans le cas d’un R.E.P., est passé de 3 à un peu moins de 1 p. 100.

En ex-U.R.S.S. et dans les pays de l’Europe de l’Est se sont développés des réacteurs à eau pressurisée sur le modèle de celui qui a équipé la centrale de Novo-Voronezh (1965). On l’a vu, il existe en ex-U.R.S.S. un autre type de centrale électronucléaire qui utilise le graphite comme modérateur, l’uranium légèrement enrichi comme combustible, l’eau comme réfrigérant. Celle-ci est transformée en vapeur dans certains canaux puis surchauffée dans d’autres canaux du réacteur avant d’être envoyée dans la turbine.

Réacteurs surgénérateurs à neutrons rapides

Les réacteurs à neutrons rapides, qui se distinguent des précédents par l’absence de modérateur, ne fonctionnent qu’avec un combustible plus enrichi dont la teneur en isotope fissile est supérieure à 15 p. 100. Pour les neutrons rapides, la faiblesse des captures parasites et le meilleur rendement en neutrons ( 兀) du plutonium 239 permettent à ces réacteurs d’être surgénérateurs avec le cycle ²³⁸U-²³⁹Pu (facteur de surgénération de 1,1 à 1,3). Ainsi, alors que les réacteurs des autres filières ne tirent principalement leur énergie que de l’isotope ²³⁵U (avec un appoint du plutonium formé in situ ), les surgénérateurs, en transformant progressivement, mais avec un meilleur rendement, l’uranium 238 en plutonium, utilisent en définitive l’isotope ²³⁸U pour produire leur énergie et sont donc susceptibles de consommer l’uranium en totalité (rappelons que l’uranium naturel contient 99,29 p. 100 de ²³⁸U et 0,71 p. 100 de ²³⁵U). Le potentiel énergétique de l’uranium est ainsi multiplié par un facteur compris entre 50 et 80; en conséquence, les ressources mondiales d’uranium deviennent, grâce aux surgénérateurs, capables de couvrir les besoins énergétiques pendant plusieurs siècles.

Cet aspect a été mis en relief dès le début de l’époque nucléaire et c’est un réacteur à neutrons rapides (E.B.R. 1 aux États-Unis) qui produisit, pour la première fois en 1951, de l’électricité à partir de l’énergie nucléaire. Toutefois, le développement industriel de ces réacteurs a été moins rapide que celui des autres filières, de sorte que les premières grandes unités électrogènes à neutrons rapides ont été édifiées avec une quinzaine d’années de retard sur leurs homologues à neutrons thermiques. Cela tient à deux raisons: d’une part, ces réacteurs doivent attendre le plutonium formé comme sous-produit dans les réacteurs de la première génération avant de s’auto-alimenter à partir d’uranium naturel ou appauvri; faute de quoi la première charge doit être constituée d’uranium enrichi, ce qui est moins favorable; d’autre part, la technologie de ces réacteurs requiert des développements spécifiques importants.

Les États-Unis, l’ex-U.R.S.S. puis la Grande-Bretagne et la France firent les premiers efforts essentiels pour maîtriser cette technique; ils furent suivis par l’Allemagne, le Japon, l’Italie et l’Inde. Après des réacteurs expérimentaux, furent édifiées des centrales «de démonstration»: les premières furent BN 350 à Chevchenko en ex-U.R.S.S. (1972), Phénix à Marcoule en France (1973), P.F.R. à Dounreay en Grande-Bretagne (1974). La réussite technique de Phénix conduisit la France à proposer à l’Allemagne et à l’Italie une association pour la réalisation en commun d’une grande centrale à échelle industrielle, Super-Phénix à Creys-Malville (cf. carte), qui a été couplée au réseau au début de 1986 (fig. 4).

Une caractéristique commune et remarquable des surgénérateurs à neutrons rapides est le choix du sodium liquide comme fluide réfrigérant. L’eau est exclue parce que c’est un modérateur; un gaz sous pression, l’hélium, a été étudié mais n’a pas été retenu. Le sodium liquide permet un transfert de chaleur très efficace, nécessaire pour un réacteur compact et pour une puissance spécifique très élevée, qui sont des conditions requises pour limiter les quantités de plutonium. Il faut néanmoins 5 500 kg de plutonium pour la centrale de Creys-Malville, d’une puissance de 1 200 MW électriques. Le combustible est sous forme d’aiguilles de mélange Pu²-U² (avec une teneur en plutonium de 16 p. 100) gainées d’acier inoxydable. Les aiguilles, d’un diamètre de 8,5 mm et longues de 2,7 m, sont groupées au nombre de 271 dans des assemblages hexagonaux. Le cœur est formé de 364 assemblages fissiles autour desquels sont disposés, en couverture, 233 autres assemblages contenant la matière fertile (UO² sans plutonium); 24 barres de commande règlent le rythme de la réaction en chaîne. Le facteur de surgénération est de 1,2 et l’énergie retirée du combustible est comprise entre 70 000 et 100 000 MWj par tonne.

Le sodium circule autour des aiguilles, auprès desquelles il s’échauffe de 395 ⁰C à 545 ⁰C. À ces températures-là, le sodium est encore liquide à la pression atmosphérique (il ne bout qu’à 892 ⁰C), ce qui permet d’obtenir de hautes températures sans pression notable. Par contre, il se solidifie au-dessous de 98 ⁰C, température au-dessus de laquelle il faut par conséquent maintenir les circuits de sodium à l’arrêt de la pile.

La difficulté principale de l’utilisation du sodium tient aux précautions à prendre pour éviter qu’il ne réagisse avec l’air (il prend feu au-dessus de 200 ⁰C) et surtout avec l’eau (réaction violente avec dégagement d’hydrogène). La conception du réacteur tient compte de ce risque: le sodium du circuit primaire, rendu radioactif lorsqu’il traverse le cœur, est entièrement contenu dans une cuve fermée par une dalle sous laquelle se trouve un gaz inerte, l’argon. La chaleur est transmise de ce sodium circulant dans le circuit primaire à un sodium d’un circuit secondaire qui, ne circulant pas dans le cœur, n’est pas radioactif et fournit la chaleur aux générateurs de vapeur, à l’extérieur du bâtiment réacteur (fig. 3). Ainsi sont dissociés les risques propres au réacteur (trois enceintes successives sont placées entre le cœur et l’extérieur) et ceux qui sont attachés aux générateurs de vapeur, où se situe le risque de réaction sodium-eau.

La température élevée du sodium dans les générateurs de vapeur (525 ⁰C) permet la production de vapeur d’eau à 487 ⁰C et 177 憐 10⁵ Pa, et un rendement global de 40 p. 100 pour la centrale.

Si la faible consommation de matières premières est le principal atout des réacteurs surgénérateurs, il faudra, pour leur développement futur, surmonter deux types d’obstacles: faire admettre qu’ils ne présentent pas d’inconvénients spécifiques (sur le plan de la sûreté [cf. La sûreté ] et du détournement du plutonium à des fins militaires) et abaisser leur coût pour parvenir à la compétitivité économique. En effet, le coût de construction des réacteurs surgénérateurs est sensiblement plus élevé que celui des réacteurs à eau; avec la réalisation en série des premiers, l’écart entre les coûts de construction devrait se réduire, sans toutefois s’annuler. Pour fournir l’énergie au même prix, il faudra donc que le cycle de combustible soit plus économique pour les surgénérateurs: le poste matière première étant faible, le gain à réaliser porte sur le coût de retraitement des combustibles irradiés et sur celui de la fabrication des combustibles au plutonium.

Un avantage notable des réacteurs à neutrons rapides est leur flexibilité vis-à-vis de la consommation nette de plutonium. Ainsi, selon les conditions de fonctionnement associées à la configuration du cœur, un réacteur à neutrons rapides peut être surgénérateur, régénérateur ou sous-générateur. Ils présentent la caractéristique de pouvoir «brûler» les différents isotopes du plutonium issus du retraitement des combustibles des réacteurs à eau sous pression. Il est également possible de les utiliser comme incinérateurs d’autres éléments radioactifs, appelés actinides (neptunium, américium...). Les neutrons rapides permettent la «transmutation» de ces éléments, qui sont des déchets radioactifs à vie longue, en déchets radioactifs à vie courte. Ce potentiel incinérateur des réacteurs à neutrons rapides, déjà expérimenté à Marcoule dans Phénix, fait l’objet de recherches pour la plupart des principaux pays producteurs d’électricité d’origine nucléaire. Dans tous les cas, l’énergie électrique produite reste la même.

En l’absence de surgénérateurs, les ressources en uranium ne pourraient faire face très longtemps à une généralisation de l’usage de l’énergie nucléaire. En effet, l’uranium, lorsqu’il est utilisé dans les réacteurs à eau, ne représente que quelques décennies de la consommation énergétique mondiale. Avec les surgénérateurs, par contre, l’humanité dispose d’un potentiel énergétique de longue durée, très supérieur à celui des hydrocarbures fossiles. Le retraitement des combustibles en est un préalable indispensable pour l’extraction du plutonium qui en est le combustible de base. Notons que les réacteurs à neutrons rapides ne sont pas nécessairement surgénérateurs, mais peuvent un jour servir à brûler le plutonium accumulé, si l’énergie nucléaire de fission doit prendre fin et céder la place à de nouvelles ressources énergétiques.

Compte-tenu du freinage actuel des programmes nucléaires mondiaux, la nécessité des surgénérateurs a reculé et le développement de cette filière a été ralenti. Les pays moteurs en ce domaine sont la France, avec la réalisation de Super-Phénix (1 200 MW), le Japon et l’U.R.S.S. On peut noter également une activité plus réduite aux États-Unis, en Grande-Bretagne et en Inde.

Situation générale

On dénombrait, à la fin de l’année 1993, 431 réacteurs de centrales nucléaires en fonctionnement à travers le monde, représentant une puissance de 341 248 MWe. En ajoutant les réacteurs en construction, on arrive à une puissance totale de près de 394 000 MWe. Si, au cours de la décennie de 1970, le nombre des centrales nucléaires s’est accru fortement (tabl. 1), le rythme des mises en chantier s’était beaucoup ralenti à la fin des années 1980 et s’est même arrêté dans un certain nombre de pays, notamment aux États-Unis. Si la contestation de l’énergie nucléaire par une fraction du public en est pour partie responsable, d’autres causes sont également intervenues: suréquipement électrique de certains pays, ralentissement économique, allongement des durées de construction du fait d’une réglementation plus exigeante, etc. Un certain nombre de pays ont échappé à cette conjoncture défavorable à l’énergie nucléaire: la France, qui a poursuivi un programme très vigoureux, mais aussi l’ex-U.R.S.S., la Corée du Sud et certains pays de l’Est... Parmi les pays ayant le choix des sources d’énergie primaires, on peut considérer que la France est en tête pour la part de son électricité d’origine nucléaire (78 p. 100); les États-Unis, bien que plus grand producteur mondial d’énergie électronucléaire, n’atteignent que 20 p. 100.

Le génie nucléaire associé aux réacteurs

Les réacteurs nucléaires ne sont pas les seuls ni même les plus importants ouvrages du génie nucléaire. Certains de ses composants ont réclamé, pour leur mise au point, une industrie originale. Cela s’applique à l’élaboration de matières ou de métaux nouveaux: eau lourde, zirconium, mais surtout aux différentes phases de transformation du combustible nucléaire. Ces phases sont souvent appelées le cycle du combustible car, après passage dans la pile, le combustible irradié, traité et purifié peut être réutilisé ou «recyclé»; mais ce n’est pas obligatoire.

L’uranium est assez abondant dans la croûte terrestre, mais il est dispersé et souvent les teneurs usuelles des gisements ne dépassent pas quelques millièmes. La recherche de ces gisements est facilitée par la radioactivité des sols, si faible soit-elle. L’extraction du minerai est accompagnée en général d’une concentration sur place. Les concentrés sont envoyés à une usine de raffinage qui élabore des produits purs non enrichis.

Le combustible destiné à être enrichi est envoyé à l’usine de séparation isotopique (cf. industrie NUCLÉAIRE - Séparation isotopique et retraitement) sous forme d’hexafluorure U⁶. C’est presque toujours sous cette forme gazeuse que l’uranium est enrichi, avant d’être transformé à nouveau en un composé plus approprié (par exemple UO²) pour la constitution des éléments combustibles d’un réacteur. S’ajoute alors au façonnage de la matière nucléaire celui des matériaux de gaine pour constituer les crayons et assemblages de combustible.

Après son utilisation en pile, le combustible est devenu très radioactif par suite de la présence de nombreux noyaux d’espèces chimiques variées résultant de la fission. Il est traité dans une usine chimique, ou usine de retraitement , spécialement conçue pour des opérations en ambiance radioactive, et donc très automatisée. Le retraitement a pour but d’extraire le plutonium formé dans les éléments irradiés et de récupérer l’uranium restant après l’avoir séparé des produits de fissions et des autres constituants du combustible. Ces derniers sont des déchets qu’il faut conditionner par des enrobages appropriés pour les entreposer de manière inoffensive pendant de longues années.

La sûreté

Une très grande attention a été portée, depuis le début de l’ère nucléaire, à la protection contre les risques spécifiques de ces activités: irradiation externe et contamination interne des personnes provenant d’incidents ou d’accidents sur les réacteurs ou les usines.

En matière de réacteurs, une doctrine s’est progressivement élaborée, fondée sur la notion de «défense en profondeur», appliquée à un système de barrières étanches successives interposées entre le combustible radioactif et l’homme. Dans le cas des réacteurs à eau, outre la gaine du combustible et les parois du circuit primaire, la troisième barrière consiste en un bâtiment étanche servant d’enceinte de confinement. Celle-ci est calculée pour contenir la radioactivité dans le cas extrême d’un accident très sérieux.

La défense en profondeur intervient pour assurer le maintien de l’intégrité de ces barrières dans toute séquence incidentelle ou accidentelle, qu’une analyse fouillée des conditions de fonctionnement permet de considérer comme un risque potentiel plausible. Elle s’applique dès la conception (caractéristiques intrinsèques favorables, redondance des systèmes de contrôle et de protection) à la construction (assurance de la qualité) et à l’exploitation. Une attention particulière a été portée à cette dernière, après l’accident de Three Mile Island en 1979 aux États-Unis. Celui-ci a d’abord montré le bien-fondé de la défense par barrières successives, car, malgré la fusion du cœur qui a mis le réacteur définitivement hors service, l’enceinte de confinement a rempli son rôle et aucun relâchement radioactif significatif n’est survenu à l’extérieur. Par contre, le mauvais diagnostic des opérateurs a conduit à revoir attentivement les questions de formation des opérateurs, de procédures d’exploitation et de l’amélioration de l’interface homme-machine.

Paradoxalement, le très grave accident survenu en 1986 à Tchernobyl en Ukraine, et qui a créé une émotion considérable dans le monde, n’a pas remis fondamentalement en cause les règles de sûreté des réacteurs. C’est la conjonction de déficiences sérieuses de conception sur un type de réacteur propre à l’Union soviétique (modèle R.B.M.K.: Reactor Bolchoie Molchnastie Kipiachie, de Beloyarsk), de violations graves, multiples et délibérées des règles d’exploitation par les opérateurs, enfin d’une surveillance défaillante, qui est à l’origine du plus grave accident de l’histoire du nucléaire civil. L’Union soviétique a remédié à ces déficiences, et tous les pays ont revu les moyens d’alerte et d’intervention en cas de dissémination de la radioactivité. Toutefois, les craintes soulevées dans l’opinion publique par le risque d’accidents constituent un frein au développement de l’énergie nucléaire.

En France, comme dans la plupart des pays, une réglementation et un contrôle indépendants des exploitants ont été mis en place sous la dépendance directe du gouvernement: ainsi, le Service central de sûreté des installations nucléaires agit en ce sens sous l’autorité du ministre de l’Industrie, et le Service central pour la protection contre les rayonnement ionisants assure le contrôle de la radioactivité sur tout le territoire sous l’autorité du ministre de la Santé.

Encyclopédie Universelle. 2012.