Filières de réacteurs nucléaires

Après une longue série sur le rôle du nucléaire dans la cause climatique, on revient vers la technique du nucléaire. Saviez-vous qu’il existe différentes « familles » de réacteurs ? Une fois n’est pas coutume, ce billet est repris d’un thread que vous pouvez retrouver à ce lien ou ci-dessous :

Ces familles, on les appelle « filières » : PWR, BWR, GCR, PHWR, RBMK, MSR, FNR pour les sigles anglais, et, en français, on a REP, REB, UNGG, RNR, RSF…

L’objectif, va être que vous compreniez ce dont on parle quand on mentionne le « parc REP » ou les PWR.
Et, grossièrement, les différences avec les autres filières de réacteurs répandues dans le monde, et notamment les plus célèbres.

Du coup, ça ne sera ni un descriptif détaillé des REP, évidemment, ni une liste exhaustive des différentes filières.
Je veux juste vous donner les billes pour assimiler les différences majeures, et leurs implications. Pas de génération IV au programme, du coup, et même assez peu de Gen I. Et pas de concepts bizarres de laboratoire (Masurca, Harmonie, je ne vous oublie pas).

Harmonie, c’était un réacteur de recherche à neutrons rapides, à combustible uranium ultra enrichi, et refroidi… À l’air. 🤯
Ce genre de truc, là, on en parle pas.
Mais puisque l’on parle de neutrons rapides, on va commencer par quelques bases physiques.

Késako que des neutrons rapides ou lents ?
Et bien lorsqu’un noyau fissile, d’uranium par exemple, fissionne, il libère quelques neutrons (un peu plus de deux en moyenne), dont certains vont provoquer d’autres fissions, et ceatera.

C’est ce qu’on appelle la réaction en chaîne.
Souci, ces neutrons sont très excités, ce qui se traduit par une grande énergie cinétique, donc une grande vitesse. Plus de 13 000 km/s.
Et pour faire des fissions, il faut des neutrons plus lents.

Bon, des fissions avec des neutrons rapides, on en a, mais c’est compliqué. C’est pour ça que toutes les filières de réacteurs qui se sont développées à échelle industrielle à ce jour fonctionnent avec des neutrons ralentis, ou « neutrons thermiques ».
Pourquoi thermiques ? Tout simplement parce que leur énergie est comparable à l’énergie liée à l’agitation thermique du milieu. Typiquement, une vitesse abaissée à 2 km/s. Ouais, ça fait de bons freins.

Et comment on ralentit un neutron ? En le faisant percuter des noyaux d’atome. Un peu comme une bille de billard : à chaque choc, le neutron va perdre de la vitesse. S’il percute quelque chose de même masse que lui (une autre bille), il perd la moitié de sa vitesse, et cède l’autre moitié à l’autre bille. S’il percute quelque chose de beaucoup plus massif (une boule de bowling posée sur le billard ?), il ne va pas céder que peu de vitesse et donc peu ralentir. Donc l’idéal pour ralentir un neutron, c’est quelque chose de la même masse qu’un neutron.
Et bien ça se trouve facilement, c’est même on ne peut plus abondant dans l’univers : des noyaux d’hydrogène. Et comment manipuler simplement des noyaux d’hydrogène ? Avec de l’eau. Épaf, une grosse piscine et on a notre ralentisseur, qu’on appelle « modérateur », de neutrons.

L’image ci-dessus, c’est une vue plongeante sur le réacteur de recherche du CEA Osiris, un réacteur dit « piscine » : le cœur est juste plongé dans une grosse piscine, pas en cuve comme les réacteurs de puissance d’EDF.
Divergé en 1966, arrêté en 2015. 😥

Toute cette histoire de ralentissement est très importante, parce que le choix du « modérateur » est un des critères de différenciation des filières de réacteur.
Ci-dessous, une représentation de la probabilité, en ordonnée (ce n’est pas une probabilité, mais bien une représentation, hein), d’entraîner la fission d’un noyau d’uranium 235 en fonction de l’énergie, en abscisse, du neutron incident. 

On comprend qu’on cherche à ralentir 😉

Par contre, l’eau a un gros défaut… C’est que les noyaux d’hydrogène (d’oxygène aussi, mais moins) sont gourmands.
C’est à dire qu’ils ont la fâcheuse tendance à absorber les neutrons qui passent. Qui ne contribuent plus à la réaction en chaîne, du coup !
Donc si vous essayez d’entretenir une réaction en chaîne à l’uranium modéré avec de l’eau, vous n’allez pas réussir à produire assez de neutrons pour compenser les absorptions.
Et si trop de captures il y a, réaction en chaîne y’a pu. Flûte. 

C’est pour compenser ça qu’on enrichit l’uranium ! De 0,7% d’uranium 235 (fissile) dans l’uranium naturel, on passe à 3% ou plus, alors l’on a une production de neutrons suffisante pour compenser les absorptions par l’eau, et la réaction en chaîne devient possible.
Mais on n’a pas toujours su enrichir l’uranium !

Une alternative, c’est d’utiliser de l’eau dont les noyaux d’hydrogène ont DÉJÀ un neutron en trop. Parce qu’ils sont beaucoup moins susceptibles d’absorber un deuxième neutron s’ils en ont déjà un.
Et un atome d’hydrogène avec un neutron en plus, on appelle ça du deutérium.
Et une molécule d’eau avec deux atomes de deutérium au lieu d’hydrogène, c’est de l’eau lourde. Voilà le lien entre eau lourde et nucléaire : l’eau lourde permet à la fois de modérer les neutrons et de minimiser leurs absorptions.
À propos d’eau lourde, je partage ce passionnant récit sur une des phases de la bataille de l’eau lourde pendant la seconde guerre mondiale.

Mais c’est vaguement hors sujet ^^
Mais passionnant.

Toujours dans le but de modérer les neutrons sans les absorber, il y a une alternative à l’eau lourde, c’est d’utiliser autre chose que l’hydrogène pour ralentir les neutrons. Et on connaît un élément ultra abondant aussi, qui modère un peu, et qui n’absorbe pas du tout, c’est le carbone 12.
On l’utilise alors sous forme de graphite.
Par contre, vu qu’il modère pas bien, on en met des quantités énormes. Et c’est pour ça que les réacteurs au graphite sont toujours démesurément grands.
Typiquement, la quantité de chaleur produite par 1 m3 de cœur, elle est de 500 kW sur un réacteur à graphite… Tandis qu’elle peut aisément atteindre 100 MW pour un réacteur à eau.

Graphite et eau lourde permettent de se passer d’enrichissement de l’uranium, c’est pourquoi ils furent parmi les premiers modérateurs utilisés dans les réacteurs à neutrons thermiques.
Mais, finalement, l’eau ordinaire est la plus utilisée aujourd’hui, moyennant enrichissement.

Voilà pour le modérateur. Maintenant, parlons caloporteur : c’est le fluide utilisé pour transporter la chaleur depuis le cœur vers… Et bien, soit vers la turbine, soit vers le fluide qui servira à mettre en rotation la turbine.

Et le caloporteur, bon, là, c’est pas compliqué : soit on transporte vers un échangeur, donc il faut surtout un fluide performant, soit on transporte directement à la turbine, alors il faut du gaz pour l’actionner, et si possible un gaz pas trop précieux. Vapeur d’eau (qui a le bon goût de pouvoir changer de phase, de liquide dans le cœur vers vapeur à la turbine), CO2, azote, hélium…

Et on ne sera pas surpris de voir l’eau (lourde ou ordinaire) privilégiée dans la quasi-totalité des filières de réacteur, car elle a le bon goût de pouvoir modérer les neutrons ET bien transporter la chaleur !

Les choix du caloporteur et du modérateur sont les différences fondamentales entre les différentes filières de réacteur.
Au second ordre, on a le combustible qui change : niveau d’enrichissement, état physico-chimique (céramique ou métal, en général), géométrie, etc.
Mais on va pas s’éterniser sur le combustible car, à priori, on n’a pas besoin de rentrer dans ce niveau de détails.
Avec les caloporteur et modérateur, on a déjà pas mal d’arguments.

Revenons au concept de filières de réacteur. Bon, je ne vais pas vous le cacher, la suite va être très franco-centrée. Parce que je préfère parler de ce que je connais… Et parce que ça nous concerne davantage, et puis aussi parce que c’est plus intéressant chez nous qu’ailleurs :p

On avait dit que l’eau était bien pratique car à la fois modérateur ET caloporteur. Et l’eau ordinaire, si on enrichit l’uranium, permet de se passer d’eau lourde (très coûteuse).
Et des réacteurs à eau ordinaire, ou Réacteurs à Eau Légère (REL), il en existe deux filières.
Au passage, chacun appréciera l’intelligence d’avoir décidé de nommer les réacteurs à eau légère « REL », par opposition aux réacteurs à eau lourde.
Pour l’eau lourde, on utilise en général la terminologie anglophone : « Heavy Water Reactor », du coup.

Et deux les REL, il y a deux familles.
Ceux dans lesquels l’eau est maintenue à l’état liquide, malgré la très haute température (plus de 300°C), moyennant donc une très haute pression (plus de 150 bar).
Ce sont les Réacteurs à Eau Pressurisé (REP) ou Pressurized Water Reactors (PWR).

Et ceux dans lesquels l’eau arrive liquide (à pression moins élevée, 70-80 bar) dans le cœur et y est chauffée jusqu’à ébullition et ressort sous forme de vapeur.
Ce sont les Réacteurs à Eau Bouillante (REB) ou Boiling Water Reators (BWR).

Ils représentent les deux tiers du parc mondial de réacteurs pour le premier, le quart pour le second.
Et les REP représentent 100% de l’actuel parc français (58 réacteurs + EPR en construction). Si on a expérimenté quelques autres filières, on n’a jamais eu un seul REB.

Rentrons à présent un peu plus dans le détail de chacun. 
Dans les deux cas, le cœur nucléaire est un ensemble de quelques dizaines de milliers de crayons de 2 à 5 mètres de long et 1 cm de diamètre, regroupés en « assemblages combustibles » comme sur cette image.
Quelques dizaines à centaines d’assemblages forment alors le cœur, contenu dans une cuve où circule l’eau.

En sortie de cuve, pour les REP, l’eau est toujours liquide.
Elle circule dans le circuit primaire jusqu’aux échangeurs de chaleur appelés « Générateurs de vapeur ».
Dans ces échangeurs, l’eau liquide du circuit secondaire passe en phase vapeur avant d’aller alimenter la turbine.

En sortie de cuve, pour un REB, l’eau est passée sous forme de vapeur. Elle va donc être séparée des gouttelettes qui peuvent encore la composer, séchée, puis dirigée directement vers la turbine sans recourir par un échangeur intermédiaire.
Plus efficace que pour un REP, donc ; mais en cas d’accident, si la vapeur est contaminée, elle peut emporter la contamination hors du bâtiment réacteur, vers la salle des machines.
C’est vu, en tout cas de France où l’on ne jure que par les REP, comme une grosse lacune en termes de sûreté.

Récapitulatif en images.

Circuit REP :

Circuit REB :

1 – Cuve| 2 – Cœur | 3 – Barres de contrôles | 4&5 – Turbine | 6 – Alternateur |
7 – Transformateur | 8 – Circuit de refroidissement | 9 – Tour aéroréfrigérante

Quelques mots, à présent, sur des concepts moins répandus.
Par exemples, les réacteurs CANDU (« CANadian Deuterium – Uranium« ). Uranium non enrichi, et donc eau lourde comme modérateur et aussi caloporteur.
Deux circuits d’eau lourde indépendants, l’un pour modérer, l’autre pour porter la chaleur aux générateurs de vapeur.
Pas vraiment de cuve, et des cœurs assez gros mais dont on peut renouveler le combustible sans arrêter les opérations, du coup, car pas de cuve à dépressuriser et ouvrir. 
Comme sur cette image : un cœur vu de l’extérieur, avec la machine d’extraction/insertion du combustible.

Il y en a 19 au Canada, 4 en Corée du Sud, 4 en Roumanie, et une poignée d’autres dans le Monde.
Outre le coût de l’eau lourde, un reproche faits à ces réacteurs est la possibilité de retirer facilement le combustible en service… Très pratique pour en extraire du plutonium de qualité militaire.
On ne sera pas surpris, donc, d’en retrouver également en Inde et au Pakistan !

Cette possibilité d’extraire le combustible en service, on la retrouve aussi sur les réacteurs dont le modérateur est le graphite.
Parmi eux, ceux refroidis au gaz comme les « Uranium Naturel, Graphite, Gaz » (UNGG) français : trois étaient d’ailleurs spécifiquement dédiés à la production de plutonium militaire au CEA, et 6 autres étaient exploités par EDF, le dernier arrêté en 1994.
Les anglais avaient un jumeau aux UNGG, les MAGNOX, dont le dernier a été arrêté en 2015.
Ils ont encore des dérivés, cependant, les « Advanced Gas Reactor » (AGR), également des réacteurs modérés au graphite et refroidis au gaz, mais nettement évolués par rapport aux UNGG/MAGNOX.

Et, enfin, les réacteurs à graphite les plus connus, ceux refroidis à l’eau liquide/vapeur.
Comme dans un REB : l’eau arrive liquide dans le cœur (dans des tubes pressurisés, pas dans une cuve, cependant), elle y bout avant d’aller entraîner la turbine. Et un enrobage de graphite comme modérateur.

Ces réacteurs, on les appelle Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyi. En VO, Реактор Большой Мощности Канальный.
Couramment, on les appelle RBMK.
Vous l’aurez deviné, ce sont des réacteurs de conception soviétique, et dont l’URSS fut le seul utilisateur. Il n’en reste, aujourd’hui, en service, qu’en Russie.
Et vous aurez fait le lien : réacteur connu, URSS…

C’était la filière à laquelle appartenaient les réacteurs de Tchernobyl.

Un point commun aux réacteurs à graphite, je l’ai évoqué tout à l’heure, c’est qu’ils sont gros.
Conséquence : pas de cuve, pas non plus de véritable enceinte de confinement.
En plus de cela, pas de séparation des circuits entre le fluide qui passe par le cœur, et celui qui alimente la turbine, comme sur un REP.
Et pour ne rien arranger, un cœur composé de centaines de tonnes de graphite, matériau inflammable.

Et voilà où je voulais en venir. Outre les explications sur les sigles qu’on utilise, les caractéristiques de chaque réacteur… Vous pouvez comprendre ce que ça a d’exaspérant quand on sort « TCHERNOBYYYYYL » pour parler du parc nucléaire français.

Ces réacteurs n’ont RIEN à voir avec les nôtres. Pas le même modérateur (eau/graphite), pas le même caloporteur (eau-eau/eau-vapeur), même pas le même combustible (enrichi/non enrichi).
Et du coup, pas DU TOUT les mêmes risques.

On ne peut pas avoir, sur un réacteur à eau pressurisée, en cas de dommage sur le circuit primaire, de relargage immédiat de la totalité de l’inventaire radiologique dans l’environnement, parce que l’enceinte de confinement joue considérablement.

On ne peut pas avoir de dispersion de milliers de morceaux inflammables d’un immense cœur aux alentours : le cœur fait quelques mètres cubes à peine, sur un REP, contre des centaines de mètres cubes dans un RMBK.

On ne peut pas avoir d’énormes incendies de graphite dont la chaleur porte très haut les radionucléides pour une dissémination la plus lointaine possible.

Option bonus : les RBMK avaient des problèmes d’instabilité de la puissance, qui ont conduit à l’accident, hein.
En très bref : sur la plupart des réacteurs, si la température du cœur augmente un peu, des phénomènes physiques étouffent un peu la réaction en chaîne, donc la puissance baisse, donc la température redescend.
Dans les RBMK, il existait une configuration inversée : si la température montait un peu, ça favorisait la réaction en chaîne, donc la puissance augmentait, donc la température, donc la puissance, donc la température… Et c’est ce qu’il s’est passé à Tchernobyl.

Donc quand vous voyez des gens faire des analogies entre Tchernobyl et nos réacteurs, ou s’appuyer sur Tchernobyl pour discréditer le nucléaire français (ou même le nucléaire moderne, en fait), considérez à priori que ce sont des bêtises.
Après, prenez le temps de regarder l’argumentaire, s’il est étayé, s’il prend en compte les disparités que j’ai mentionnées, OK, pourquoi pas.

Mais à priori, ça risque de se limiter à « le nucléaire c’est mal, regardez Tchernobyl », donc… -> Nope.

Qu’est-ce que je peux ajouter à ça…

Fukushima, c’était un REB, donc encore un réacteur différent des nôtres, mais c’est pas vraiment ça qui a joué, plutôt l’emplacement et les évolutions au cours des décennies.
Three Mile Island, c’était un REP, légèrement différent des nôtres, mais c’est un peu l’accident de référence à retenir en France, du point de vue du fonctionnement du réacteur. Et il a alimenté énormément de retour d’expérience très profitable à la sûreté chez nous.

Et je pense que j’ai plus ou moins fait le tour du sujet. De « qu’est-ce qu’ils ont de particulier nos réacteurs » à « en quoi Tchernobyl c’est PAS un de nos réacteurs» 😋

Bonne journée !

8 réflexions sur « Filières de réacteurs nucléaires »

  1.  » un reproche faits à ces réacteurs [CANDU] est la possibilité de retirer facilement le combustible en service… Très pratique pour en extraire du plutonium de qualité militaire. »
    Pas vraiment très pratique, lorsqu’il s’agit du combustible céramique UO2 enfoui du zircaloy: Pour une extraction pratique du plutonium, on utilise du combustible en uranium métallique, enfoui d’aluminium — ce qui marche assez bien dans des conditions base temperature, pas pratique pour une centrale thermique.
    Le combustible céramique UO2 enfoui du zircaloy est concu specifiquement pour une longue durée à une température assez élevée, ce qui coûte cher par rapport à du combustible en uranium métallique, enfoui d’aluminium.
    Pas du tout la même histoire !

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    1. Si je ne dis pas de bêtises, tout le procédé PUREX se fait en milieu acide qui fait peu de cas de la forme d’oxyde de la matière fissile. Ça n’a en tout cas dérangé ni Russes, ni Indiens, ni Pakistainais ^^’

      La différence pour le retraitement viendrait alors des gaines, peut-être solubles pour l’aluminium ? Je suis perplexe : je crois que le combustible UNGG en France était écorché pour en retirer les gaines avant de le dissoudre… Ce qui me paraît plus compliqué que la méthode actuelle pour le combustible REP.

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