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L'énergie à découvert

 | 
Rémy Mosseri
, 
Catherine Jeandel

Quatrième partie. L'énergie nucléaire

2. Principe de fonctionnement d’un réacteur et cycle du combustible

Sylvain David et Bernard Bonin

Texte intégral

1Les réacteurs nucléaires actuels sont quasiment tous basés sur l’utilisation du seul noyau fissile naturel, l’235U, qui représente 0,7 % de l’uranium naturel, 99,3 % étant constitué d’238U.

La réaction en chaîne

2Une fission, induite par un neutron incident sur un noyau lourd, produit de l’énergie et environ 2,5 neutrons. Il est ainsi possible d’entretenir une réaction en chaîne et d’assurer une puissance constante du réacteur sans apport d’énergie extérieur.

3Considérons un grand volume d’uranium naturel et suivons le devenir d’un neutron, produit par une fission, avec une énergie cinétique de l’ordre de 1 MeV. Le neutron peut alors subir différents types de réaction, et principalement une diffusion, qui lui fait perdre de l’énergie, une capture sur l’238U, qui transformera l’238U en 239U (puis par décroissances en 239Pu), ou une fission sur l’235U, qui libérera de l’énergie et de nouveaux neutrons. Ces trois principales réactions sont en compétition, et leurs probabilités d’occurrence sont quantifiées par les sections efficaces de réaction neutronique (figure 1). L’238U étant non fissile, sa section efficace de fission est nulle au-dessous d’un seuil (1 MeV environ), et nous pouvons au premier ordre négliger cette réaction. Aux environs d’1 MeV, là où le neutron est produit par une fission, la section efficace de capture de l’238U est 10 fois plus petite que celle de fission de l’235U, mais comme il y a 140 fois plus de noyaux d’238U que d’235U dans l’uranium naturel, le neutron sera majoritairement capturé par l’238U. Dans ces conditions, le maintien de la réaction en chaîne est impossible, puisque les neutrons émis ont toutes les chances d’être capturés, sans production d’autres neutrons. En revanche, à très basse énergie, en dessous de 1 eV, la probabilité de capture de l’238U est près de 200 fois plus faible que celle de fission de l’235U, et la réaction en chaîne devient alors possible. Pour pouvoir utiliser un combustible* contenant peu de matière fissile, il est donc impératif de ralentir les neutrons, de façon très efficace, puisqu’ils doivent perdre plus de 6 ordres de grandeur en énergie, sans être capturés par l’238U pendant leur phase de ralentissement. Pour maximiser la perte d’énergie par choc, on utilise des noyaux très légers, comme le proton* de l’hydrogène, le deuton ou le noyau de carbone.

4Cependant, le proton (hydrogène léger) a tendance à capturer des neutrons, et s’il permet un ralentissement efficace, il contribue aussi à étouffer la réaction en chaîne. Deux solutions s’offrent donc à l’ingénieur. Il peut d’abord utiliser de l’uranium naturel et ralentir les neutrons avec un modérateur non capturant, comme le deutérium (isotope de l’hydrogène présent dans l’eau lourde) ou le carbone (qui compose le graphite). Il s’agit là des technologies CANDU* (Canadian Deuterium Natural Uranium) et UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz), première filière industrielle française aujourd’hui arrêtée. Ou alors, il peut utiliser de l’eau légère comme modérateur et enrichir l’uranium en isotope fissile à une teneur de 3 à 5 %. Il s’agit de la filière des réacteurs à eau pressurisée (REP) utilisée actuellement en France, ou des réacteurs bouillants (REB), utilisés aux États-Unis ou au Japon par exemple.

Fig. 1 – Les sections efficaces de réactions neutroniques de fission et de capture sur l’uranium, en fonction de l’énergie du neutron

5Dans tous les cas, la puissance produite par les fissions dans le cœur du réacteur doit être transférée aux machines thermiques transformant la chaleur en électricité. Il est donc nécessaire d’utiliser un caloporteur. Dans la filière REP, l’eau légère sert à la fois de modérateur de neutrons et de caloporteur de chaleur. Afin de maintenir la puissance constante, il est nécessaire qu’une fission induise exactement une autre fission. Le rapport entre le nombre de fissions d’une génération à l’autre est appelé facteur de multiplication, et est noté k. Si k < 1, la réaction en chaîne s’étouffe au bout de quelques générations de fission et la puissance du réacteur s’arrête au bout de quelques millisecondes. En revanche, si k > 1, la réaction en chaîne a tendance à s’emballer, et la puissance du système augmente. Dans un réacteur, il est nécessaire de pouvoir contrôler cette réaction de façon très fine (k = 1), et cela est rendu possible par des caractéristiques physiques intrinsèques au combustible.

6L’émission de neutrons après la fission est la plupart du temps très rapide, environ 0,1 ms. Dans ces conditions, il est impossible de piloter la réaction en chaîne, car une variation minime du facteur de multiplication k entraîne une divergence de la puissance du réacteur en quelques millisecondes. Or, certains neutrons sont émis de façon retardée, quelques secondes ou dizaines de secondes après la fission. Même si leur proportion est faible (de l’ordre de 0,7 % pour l’235U), on ne saurait piloter un réacteur critique sans eux. Considérons par exemple que tous les neutrons retardés arrivent 10 secondes après la fission, et qu’ils représentent 1 % des neutrons totaux émis. Si un réacteur est critique, 1 000 fissions produites dans le réacteur produisent 990 fissions promptes (quelques 10-4 s après) et 10 fissions retardées de 10 secondes. Si le facteur de multiplication passe à 1,005, par exemple en retirant une barre d’absorbant du réacteur, que se passe-t-il ? 1 000 fissions induisent maintenant 1 005 fissions, mais seulement 995 immédiatement, et 10 retardées de 10 secondes. Pendant ces 10 secondes, la puissance n’augmente donc pas sensiblement puisque le réacteur reste sous-critique avec les neutrons prompts, et il est possible d’intervenir pour compenser en avance l’excès de neutrons qui arrivera quelques secondes après. En revanche, si la réactivité* augmente à k = 1,015, le réacteur devient surcritique prompt et s’emballe très vite. Cette image aide à comprendre pourquoi on peut piloter un réacteur en mode critique, tant que son facteur de multiplication reste dans un petit intervalle autour de 1.

7Les neutrons retardés permettent de donner du temps aux interventions pour contrôler la réaction en chaîne, mais cela n’est pas suffisant pour assurer une bonne sûreté du pilotage. En fait, il existe des propriétés intrinsèques du combustible qui tendent à stabiliser la réaction en chaîne sans intervention extérieure. Dans les réacteurs, la réactivité du système diminue lorsque la température augmente. Par exemple, l’effet Doppler est un effet complexe du combustible lié à la présence des résonances, qui tend à augmenter la capture des neutrons sur l’238U lorsque la température du combustible augmente. De même, une augmentation de température de l’eau du réacteur conduit à une diminution de sa densité, et à un moindre ralentissement des neutrons, qui sont alors moins efficaces pour induire la fission de l’235U. Dans tous les cas, la variation de la réactivité du cœur en fonction de la température est négative. Cette condition est essentielle pour assurer la stabilité intrinsèque du système et permettre le pilotage de la puissance. Un réacteur en phase critique (k = 1) fonctionne à puissance constante. Pour l’augmenter, on retire une barre d’absorbant, le réacteur devient surcritique (mais dans la zone pilotable des neutrons retardés) et la puissance augmente lentement. La température augmente, ce qui a pour effet de faire diminuer la réactivité, et le facteur de multiplication retrouve naturellement son niveau d’équilibre k = 1. La puissance du réacteur redevient constante, mais à un niveau plus élevé qu’auparavant. Les barres de pilotage permettent ainsi de moduler la puissance d’un réacteur de façon sûre.

8Pour que les noyaux lourds puissent être utilisés dans un réacteur, ils doivent suivre un « cycle du combustible » qui combine de nombreuses étapes industrielles. Tout d’abord, l’uranium est extrait de la mine à une teneur généralement faible, de l’ordre du pourcent. Ensuite, le minerai est concentré par voie hydrométallurgique puis transformé en nitrate d’uranyle (ou yellow cake), forme sous laquelle l’uranium naturel est en général acheté et transporté jusqu’à l’usine d’enrichissement*. Puis, le yellow cake est converti en UF6 gazeux pour procéder à l’étape d’enrichissement et augmenter la proportion de noyaux fissiles 235U. C’est une opération difficile car tous les isotopes de l’uranium ont les mêmes propriétés chimiques et il faut jouer sur les petites différences de masse entre les deux isotopes pour faire la séparation. Le procédé de référence actuel consiste à injecter le gaz UF6 dans une centrifugeuse : la force centrifuge plaque le gaz contre la paroi de façon un peu plus forte pour l’isotope lourd. L’isotope léger, concentré loin de la paroi, peut être récupéré et réinjecté dans d’autres centrifugeuses pour cumuler les effets séparatifs. Une dizaine de centrifugeuses disposées en cascade suffisent pour atteindre la teneur en uranium fissile de 4 à 5 % nécessaire aux réacteurs à eau actuels. Cependant, une dizaine de milliers de centrifugeuses disposées en parallèle sont nécessaires pour produire l’uranium enrichi nécessaire à l’alimentation du parc européen. Enfin, une fois enrichi, l’uranium est converti en une poudre de dioxyde d’uranium UO2. Le combustible proprement dit est fait de pastilles de céramique frittée, empilées dans des tubes gaines scellés en alliage de zirconium. Le zirconium est choisi pour sa transparence aux neutrons, et pour sa bonne résistance à la corrosion.

Combustible au sein du réacteur et retraitement

9Un combustible de type UOX contient au démarrage un oxyde d’uranium enrichi à 4 % environ en 235U. Au fur et à mesure de l’évolution, l’235U est consommé par fission, et des produits de fission s’accumulent dans le réacteur. Ces noyaux capturent des neutrons et empoisonnent le réacteur. Par ailleurs, l’238U capture des neutrons et produit du 239Pu, fissile, qui participe petit à petit aux fissions du réacteur. Néanmoins, les neutrons produits par ces fissions du 239Pu ne sont pas suffisants pour contrebalancer la disparition de l’235U et l’empoisonnement dû aux produits de fission, et le coefficient de multiplication k ne cesse de décroître avec le temps. Ainsi, après 3 ou 4 ans d’irradiation, le combustible n’est plus capable d’entretenir la réaction en chaîne et doit être remplacé. Il contient alors encore beaucoup d’uranium (~ 94 %), des produits de fission (3,8 %), du plutonium (~ 1,1 %) et d’autres noyaux lourds (Np, Am, Cm), appelés actinides mineurs (~ 0,1 %).

10Le combustible usé est entreposé sous eau, le temps de laisser les produits de fission à vie courte décroître. À ce stade, deux options se présentent pour la gestion du combustible usé. La première, choisie entre autres par les États-Unis et la Suède, consiste à considérer le combustible usé comme un déchet. La seconde consiste à récupérer les matières valorisables dans le combustible usé : l’uranium qui n’a pas brûlé et le plutonium. C’est l’option retenue en particulier en France. Il s’agit de séparer chimiquement ces U et Pu du reste. Les crayons* sont d’abord cisaillés, puis les pastilles de combustibles dissoutes. Le procédé PUREX permet alors de séparer de cette soupe les matières valorisables, uranium et plutonium. Les restes (produits de fission et actinides mineurs formés par captures neutroniques successives sur les noyaux lourds du combustible) sont vitrifiés ensemble et constituent les déchets de haute activité* à vie longue.

11L’uranium contient encore de l’235U et peut être réenrichi. Le plutonium est recyclé dans un nouveau combustible sous forme de MOX (oxyde mixte d’uranium et de plutonium) qui est utilisé en lieu et place du combustible UOX à l’uranium pur. La France réduit ainsi ses besoins en uranium naturel de 15 % environ, et pourrait passer à 25 % en réenrichissant tout l’uranium de retraitement. Une fois utilisé, le combustible MOX contient encore du plutonium. Il est considéré aujourd’hui comme une matière valorisable, et entreposé en attente de traitement. Il constitue le stock de plutonium civil, essentiel pour démarrer les réacteurs rapides basés sur le cycle U/Pu (génération IV, cf. IV.8) Mais si le nucléaire venait à s’arrêter, ces MOX usés et le plutonium qu’ils contiennent deviendraient alors le déchet principal de la filière nucléaire.

Fig. 2 – Le cycle du combustible nucléaire

Table des illustrations

Légende Fig. 1 – Les sections efficaces de réactions neutroniques de fission et de capture sur l’uranium, en fonction de l’énergie du neutron
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10979/img-1.jpg
Fichier image/jpeg, 351k
Légende Fig. 2 – Le cycle du combustible nucléaire
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10979/img-2.jpg
Fichier image/jpeg, 117k

Auteurs

Physicien au Commissariat à l’Énergie Atomique, Direction de l’Énergie Nucléaire, Directeur Scientifique Adjoint, CEA Saclay, Gif-sur-Yvette.
bernard.bonin@cea.fr

© CNRS Éditions, 2013

Conditions d’utilisation : http://www.openedition.org/6540

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