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1 2021/2022 MINISTERE DE L’ENSEIGNEMENT SUPERIEURE ET DE LA RECHERCHE SCIENTIFI

1 2021/2022 MINISTERE DE L’ENSEIGNEMENT SUPERIEURE ET DE LA RECHERCHE SCIENTIFIQUE UNVERSITE AKLI MOHAND OULHADJ- BOUIRA – FACULTE DES SCIENCE ET DES SCIENCES APPLIQUEES DEPARTEMENT DE GENIE MECANIQUE Différentes générations de réacteurs nucléaires Fait par :  Osmani Ahmed Ayoub  Alem Nassim Groupe :01 2 Sommaire : 1) Introduction sur les réacteurs nucléaires ………………………………………….. 1 2) Différentes générations de réacteurs nucléaires …………………………………... 2 2.1) La première génération de réacteurs (années 1950-1970) ………………. 3 2.2) La deuxième génération (années 1970-2000) ……………………………. 4 2.3) La troisième génération de réacteurs : des réacteurs Évolutionnaires ……………………………………………………………….. 6 2.4) Les réacteurs de la quatrième génération : des concepts en rupture technologique ……………………………………………………… 9 3) Conclusion …………………………………………………………………………. 11 3 1) Introduction sur les reacteurs nucléaires : Les réacteurs utilisés dans le monde pour produire de l’électricité ont connu de grandes évolutions et des améliorations constantes depuis l’origine du nucléaire civil, dans les années 1950. On convient de classer, les différentes générations de réacteurs de la façon suivante : La génération I regroupe les premiers réacteurs prototypes construits de par le monde (USA, Russie, France, Grande-Bretagne principalement). Les installations aujourd’hui en exploitation sont des réacteurs de « deuxième génération». Ce sont essentiellement des réacteurs à eau légère pressurisée (REP-PWR) ou bouillante (REB-BWR) construits aux Etats-Unis, en Europe et au Japon, mais également des VVER (réacteurs à eau de conception russe) et des RMBK (eau bouillante dans des tubes de force) dans les pays de l’Est, ou des Candu (réacteurs à eau lourde) au Canada et en Inde. Une troisième génération de réacteurs est prête à être construite. Deux réacteurs de cette génération ont déjà été construits au Japon (Kashiwazaki 6 et 7). Cette génération devrait prendre le relais de la génération actuelle, de manière plus importante, d’ici 2010-2015, selon les besoins et les pays. Enfin, la quatrième génération reste à concevoir. Les plannings de R&D varient selon les systèmes envisagés. L’objectif est d’arriver à une maturité technique vers 2030 qui puisse permettre les premières réalisations industrielles à partir de 2035-2040. 2) Différentes générations de reacteurs nucléaires. 2.1) La première génération de réacteurs (années 1950-1970) : La génération I comprend les premiers réacteurs prototypes (UNGG, Shipping port, Magnox). Aux Etats-Unis, le premier réacteur électrogène à eau sous pression est le réacteur de Shipping port, d’une puissance modeste (60 MW) qui diverge en 1957. En France, le premier réacteur prototype G1, de la filière UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) diverge à Marcoule en 1956. Cette génération a été fortement influencée par les contraintes du cycle du combustible, notamment dans les années 50-60, d’une part à cause de l’absence de technologie industrielle 4 d’enrichissement de l’uranium, et d’autre part en raison de la volonté de certaines nations de se doter d’un outil de dissuasion nucléaire nécessitant la production de matières fissiles. Dans ce contexte, les réacteurs devaient pouvoir fonctionner à l’uranium naturel (non enrichi) ; ils nécessitaient l’utilisation de modérateurs tels que le graphite ou l’eau lourde. C’est ainsi que la filière dite Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG) a été développée en France. Trois réacteurs ayant vocation à produire du plutonium (G1, G2, G3) ont été construits et exploités, puis 6 autres à vocation électrogène sur les sites de Saint Laurent, Bugey et Chinon. Les réacteurs MAGNOX en Grande-Bretagne appartiennent à la même génération. En vue d’un développement à plus grande échelle, ces réacteurs présentaient des caractéristiques intéressantes (rendement thermodynamique, utilisation optimisée de l’uranium dans le cœur du réacteur, …), mais aussi des limitations liées à la technologie : coût d’investissement plus important, difficulté d’amélioration de la sûreté et difficulté d’extrapolation à de plus grandes puissances, ce qui globalement pénalisaient leurs performances économiques par rapport à celles des réacteurs à eau (REP ou REB). Dans cette première phase se développaient également les préoccupations relatives au cycle du combustible, tant pour l’utilisation rationnelle et durable des ressources naturelles (recyclage des matières énergétiques) que pour la gestion des déchets. Ceci a conduit à développer les procédés et les installations de l’aval du cycle du combustible pour le traitement des combustibles usés et le recyclage du plutonium (i.e. : séparation et recyclage dans les réacteurs). L’enjeu de préserver les ressources naturelles en combustible et d’optimiser leur utilisation sur le long terme s’est également traduit, dès les débuts, par le développement des réacteurs surgénérateurs à neutrons rapides, refroidis au sodium, notamment aux Etats-Unis (réacteur Enrico Fermi en 1963), en Russie (BOR 60 en 1968, BN 350 en 1972), en France (Rapsodie en 1967) et au Japon (Joyo en 1978). 2.2) La deuxième génération (années 1970-2000) : La génération II correspond aux réacteurs commerciaux mis en service dans les années 1970 à 2000 dans les différentes filières REP, REB, VVER et Candu. Elle est née de la nécessité dans les années 1970 de rendre l’énergie nucléaire compétitive et de diminuer la dépendance énergétique de certains pays au moment où des tensions importantes sur le marché des énergies fossiles se faisaient sentir. 5 Cette période fut celle du déploiement des réacteurs à eau pressurisée REP et des réacteurs à eau bouillante REB, qui sont apparus les plus simples, fiables et économiques. Ils constituent plus de 85 % du parc électronucléaire mondial actuel (441 réacteurs). En partenariat avec EDF et Framatome, le CEA a été un acteur majeur de la francisation de la filière REP de Westinghouse, qui équipe la totalité du parc électronucléaire français. Il existe aujourd’hui 58 REP, qui correspondent à des paliers successifs de développement:  34 réacteurs appartenant au palier 900 Mwe  20 réacteurs au palier 1300 Mwe  4 réacteurs N4 au palier 1450 MWe. - Avec EDF et Framatome-ANP, le CEA contribue aujourd’hui à la R&D en soutien au parc, notamment pour optimiser son exploitation en augmentant la disponibilité et la durée de vie des installations, et les taux de combustion des combustibles utilisés : UO2 (combustible à l’uranium) et MOX (mélange uranium et plutonium). Le retour d’expérience industriel de cette deuxième génération de réacteurs, en France et dans le monde, a permis de démontrer les performances de la production d’énergie nucléaire, tant du point de vue économique qu’environnemental, avec un coût du KWh nucléaire très compétitif par rapport à celui des énergies fossiles et des rejets qui se font à des niveaux très en deçà des limites autorisées. Le fonctionnement cumulé de plus de 10 000 années-réacteurs au niveau mondial prouve la maturité industrielle de ces technologies.  L’âge du parc nucléaire français : Il y a aujourd’hui, dans le monde, 441 réacteurs nucléaires en service. Leur âge moyen est de 20 ans, cependant 50 réacteurs ont plus de 30 ans et 8 plus de 40 ans. La France a l’un des parcs nucléaires les plus jeunes. Une de ses caractéristiques essentielles est qu’il a été, pour l’essentiel, mis en service en dix ans, de 1980 à 1990. Cela implique que, corrélativement, la baisse de capacité de production électronucléaire pourrait être aussi rapide que l’a été sa montée en puissance. 6 Pays Nombre de réacteurs Age moyen depuis la mise en service industrielle Allemagne 19 22 ans Belgique 7 23 ans Chine 7 5 ans Etats-Unis 104 28 ans Finlande 4 23 ans France 58 18 ans Japon 53 19 ans Royaume-Un 31 29 ans Suède 11 24 ans Tableau 01 : Ages moyens des tranches nucléaires opérationnelles  Allongement de la durée de vie des réacteurs actuels : Sur le plan technique, la durée de vie des réacteurs est contrainte par le vieillissement de ses deux composants majeurs, non remplaçables, que sont la cuve et l’enceinte, mais également par l’obsolescence des technologies qu’elles mettent en œuvre et l’acceptabilité du niveau de sûreté. EDF estime possible un allongement de la durée de vie moyenne des centrales à au moins 40 ans. Toutefois un allongement de la durée de vie au-delà de 30 ans, n’a pas encore fait l’objet, en France, d’une instruction sur le plan de la sûreté. Les plus anciens réacteurs de 1300 MWe entament leur deuxième visite décennale en 2003 et ce n’est qu’au moment de la troisième visite décennale des tranches de 900 MWe, à partir de 2007, que l’hypothèse d’une durée de vie de 40 ans pourra être formellement validée par l’Autorité de Sûreté. Dans la même logique, ce n’est pas avant 2015, lors d’un nouveau réexamen décennal, que l’Autorité de sûreté se prononcera sur une durée de vie allant au-delà de 40 ans. 7 Il est donc impossible, avant 2015, de bâtir des scénarios robustes, qui parient sur une durée de vie des centrales allant au-delà de cette échéance des 40 ans et il est risqué de parier sur la durée de vie moyenne des réacteurs en service. 2.3)La troisième génération de réacteurs : des réacteurs évolutionnaires : L'évolution des contraintes présidant à la définition de ce qui constitue la troisième génération de réacteurs, trouve son origine dans l'accident de la centrale de Three Mile Island, survenu aux Etats-Unis en 1979. Ces tendances ont donné lieu à un renforcement de la sûreté des réacteurs existants, même si ceux-ci témoignent déjà, dans les faits, uploads/Industriel/ differentes-generations-de-reacteurs-nucleaires.pdf