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LES RÉACTEURS NUCLÉAIRES P.Reuss 1. Energie de fission 2. Schéma de principe d'

LES RÉACTEURS NUCLÉAIRES P.Reuss 1. Energie de fission 2. Schéma de principe d'un réacteur électronucléaire 3. L'uranium naturel et les matières fissiles artificielles 4. Modérateurs, caloporteurs et matériaux de gainage 5. Les principales filières de réacteurs 5.1. Les réacteurs à eau pressurisée (REP) 5.2. Les réacteurs à eau bouillante 5.3. Les réacteurs à uranium naturel et graphite 5.4. Les réacteurs à eau lourde 5.5. Les autres réacteurs à neutrons thermiques 5.6. Les réacteurs à neutrons rapides 6. Conversion et surgénération 7. Autres applications des réacteurs 7.1. Autres applications énergétiques 7.2. Recherche et développement dans le domaine nucléaire 7.3. Enseignement du nucléaire 7.4. Sources de neutrons pour la recherche et l'industrie 7.5 L'incinération de déchets nucléaires 8. Références 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. 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. 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. 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 uploads/Industriel/ les-reacteurs-nucleaires.pdf