réacteur nucléaire (suite)
Le dispositif de réglage et de sécurité
Ce dispositif sert à maintenir la réaction en chaîne à un niveau déterminé et à l’arrêter immédiatement si une situation anormale venait à se produire. Il est composé de barres (de réglage ou de sécurité) formées de matériaux ayant la propriété de capturer les neutrons (cadmium) ; à l’arrêt, ces barres sont enfoncées dans le cœur.
L’enveloppe étanche
Cette enveloppe, dans laquelle sont installés le cœur et le dispositif de réglage, est calculée pour résister à la pression interne du fluide caloporteur. Elle peut être soit un caisson en béton précontraint de plusieurs mètres d’épaisseur (réacteurs à uranium naturel, graphite, gaz), soit une cuve métallique pouvant atteindre une quinzaine de centimètres d’épaisseur et revêtue intérieurement d’acier inoxydable (réacteurs à eau ordinaire).
Ajoutons que le circuit de transmission de la chaleur comporte des échangeurs qui transmettent la chaleur du fluide caloporteur au circuit eau-vapeur, ainsi que des tuyauteries et des pompes.
La chaleur est extraite du cœur du réacteur par le fluide caloporteur. Elle est transmise généralement au circuit eau-vapeur, qui alimente la turbine par l’intermédiaire d’échangeurs de chaleur, qui jouent le rôle des tubes de la chaudière d’une centrale thermique classique.
Classification des réacteurs
Théoriquement, il existe de nombreux types de réacteurs de fission, que l’on peut classer selon différents paramètres, tels que :
— l’objectif visé (réacteur expérimental, de recherche, d’entraînement, de puissance [production d’électricité], d’irradiation, plutonigène [production de plutonium]) ;
— la nature du combustible ;
— la nature du fluide de refroidissement ;
— la nature des neutrons provoquant la fusion (réacteurs à neutrons thermiques, réacteurs à neutrons rapides) ;
— la répartition du combustible nucléaire et du modérateur.
Dans les réacteurs dits « hétérogènes », le combustible et le modérateur sont séparés : le combustible se présente sous forme de barreaux qu’entoure le modérateur. Dans les réacteurs dits « homogènes », le combustible et le ralentisseur sont mélangés ou bien le combustible est dissous dans le modérateur. Le choix d’un jeu de ces paramètres constitue ce qu’on appelle une filière.
• Pratiquement, on peut ramener à quatre le nombre des filières en service :
— uranium naturel, graphite, gaz ;
— uranium enrichi, eau ordinaire (type PWR) ;
— uranium enrichi, eau ordinaire (type BWR) ;
— réacteur surrégénérateur à neutrons rapides.
a) Réacteur à uranium naturel, modéré au graphite et refroidi au gaz carbonique sous pression. Cette filière a surtout été développée, à l’origine, par les Anglais et les Français.
Sur le plan national, les trois réacteurs de Chinon, les deux réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et Bugey I appartiennent à cette filière.
Ces réacteurs doivent être de grande taille, car l’uranium naturel fournit relativement peu de neutrons ; leur coût de construction est assez élevé, mais le combustible est le moins onéreux. La puissance thermique se situe entre 1 500 et 2 000 MW, et la puissance électrique de la centrale associée entre 400 et 600 MW (elle peut même aller jusqu’à 1 000 MW).
La pression du gaz est en moyenne de 12 à 25 kg/cm2 et peut atteindre 40 kg/cm2. La température à la sortie du réacteur est de l’ordre de 400 °C.
b) Réacteur à uranium enrichi, modéré et refroidi à l’eau ordinaire. Le combustible enrichi en uranium 235 (de 3 à 4 p. 100 au lieu de 0,7 p. 100) fournit beaucoup plus de neutrons que l’uranium naturel. De tels réacteurs sont de plus petite taille que les précédents. Si leur construction est moins onéreuse, le combustible enrichi, par contre, est beaucoup plus cher. L’eau ordinaire peut être utilisée comme modérateur, puisque l’on dispose de beaucoup de neutrons, et aussi comme fluide caloporteur, soit sous pression (type PWR, Pressurised Water Reactors), soit bouillante (type BWR, Boiling Water Reactors).
Fonctionnant à l’uranium enrichi et à l’eau légère sous pression, les réacteurs PWR sont parvenus au stade industriel ; sur le plan national, Bugey II et III ainsi que Fessenheim appartiennent à cette filière.
Le coût de ces deux filières est actuellement du même ordre de grandeur : le type BWR (General Electric [licence en France : Compagnie générale d’électricité]) serait peut-être un peu moins cher, mais les techniciens estiment que le type PWR (Westinghouse [licence en France : Société des forges et ateliers du Creusot]) serait peut-être plus sûr en cas d’accident.
Dans ces réacteurs on atteint des températures comprises entre 250 et 300 °C avec des pressions de l’ordre de 130 à 150 kg/cm2 pour les réacteurs pressurisés et de 50 à 80 kg/cm2 pour les réacteurs bouillants. La puissance thermique est en général de l’ordre de 1 000 MW, et la puissance électrique de 300 MW.
c) Réacteur surrégénérateur à neutrons rapides. Cette filière, encore peu répandue, semble être la formule de l’avenir. Sur le plan national, la centrale Phénix (250 MWe) de Marcoule, dont la construction s’est achevée à la fin de 1972, a divergé le 31 août 1973.
Dans ces réacteurs il n’y a pas de modérateur ; le cœur est de petite dimension : dix fois plus petit que celui d’un réacteur à uranium naturel. Le combustible peut être de l’uranium enrichi ou du plutonium, et le fluide caloporteur est généralement du sodium fondu.
Ph. R.
➙ Nucléaire (énergie) / Uranium.
V. Raievski, les Réacteurs nucléaires (Centre d’études nucléaires, Saclay, 1954). / T. Kahan et M. Gauzit, Physique et calcul des réacteurs nucléaires (Dunod, 1957). / T. Reis, Technologie des réacteurs nucléaires (Gauthier-Villars, 1959-1964 ; 3 vol.). / J. Sauteron, les Combustibles nucléaires (Hermann, 1965). / B. Laponche, Introduction à l’étude neutronique des réacteurs nucléaires (P. U. F., 1969).