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L'énergie à découvert

 | 
Rémy Mosseri
, 
Catherine Jeandel

Quatrième partie. L'énergie nucléaire

3. Les réacteurs à eau sous pression de deuxième et troisième générations

Paul Reuss

Texte intégral

1Selon la terminologie aujourd’hui consacrée, les premiers réacteurs électronucléaires, tels que les UNGG (uranium naturel graphite gaz) démarrés en France entre 1963 et 1972, constituent la première génération. Ceux qui les ont suivis, comme les réacteurs à eau sous pression (REP) mis en service entre 1977 et 1999 et constituant le parc français actuel, sont de deuxième génération. Avant la quatrième qui pourrait apparaître vers le milieu du siècle, les réacteurs proposés aujourd’hui appartiennent à la troisième. Les générations 2 et 3 sont présentées ici sur l’exemple français.

La 2e génération

2La figure 1 montre le principe de la production d’électricité par une chaudière nucléaire à eau sous pression. On notera d’abord que l’ensemble se répartit entre deux bâtiments : à gauche, la partie nucléaire enfermée dans une enceinte en béton (ou une double enceinte pour les modèles les plus récents) capable de retenir les produits radioactifs en cas d’accident ; à droite, la partie classique (salle des machines) ne présentant pas de risque radioactif. La réaction nucléaire a lieu dans le cœur, enfermé dans la cuve et formé de 150 à 200 assemblages de combustible* (figure 2). La réactivité* qui conditionne les variations de puissance est régulée par les barres de commande (chacune est une grappe de 24 crayons* absorbant les neutrons) et l’acide borique dissous dans l’eau qui circule de bas en haut pour extraire la chaleur produite par les fissions, s’échauffant ainsi de 280 à 320 °C. Pour rester sous forme liquide à de telles températures, l’eau est maintenue à une pression de 160 bars dans tout le circuit primaire grâce au pressuriseur. À la sortie du cœur, avant d’être reprise par des pompes et renvoyée dans le cœur, l’eau passe dans les générateurs de vapeur (trois ou quatre selon la puissance du réacteur). L’eau d’un deuxième circuit (secondaire), qui y entre sous forme liquide, y est vaporisée par l’apport de chaleur. Des tuyauteries emmènent la vapeur vers la salle des machines où elle va actionner une série de turbines haute et basse pression, placées sur un même axe au bout duquel se trouve l’alternateur générant l’électricité. La vapeur est ensuite condensée pour être renvoyée aux générateurs de vapeur. Le circuit secondaire est donc aussi un circuit fermé. En revanche, l’eau du circuit tertiaire qui refroidit le condenseur provient de l’extérieur : elle est prise à la mer ou à un fleuve selon les sites, et dans ce dernier cas, est elle-même refroidie dans un aéro-réfrigérant et recyclée, si le débit d’eau disponible est insuffisant.

Fig. 1 – Schéma de principe d’une chaudière nucléaire à eau sous pression. Pour simplifier, aucun organe de sûreté n’y figure. Crédit Yuvanoé/CEA

3Un réacteur nucléaire est ainsi une machine thermique tout à fait similaire, hormis la source de chaleur, à une centrale à gaz ou à charbon. Son rendement est limité par le principe de Carnot. Pour les réacteurs nucléaires actuels, il est de l’ordre de 33 %, alors qu’il peut dépasser 50 % dans les centrales classiques dont la « source chaude » est à une température sensiblement plus élevée que les 320 °C à la sortie du cœur d’un REP.

La 3e génération et l’EPR

4Les physiciens des réacteurs savent depuis Enrico Fermi que les réacteurs à neutrons thermiques tels que les UNGG ou les REP sont loin de tirer toute l’énergie disponible dans l’uranium, puisque, en gros, ils n’utilisent que l’uranium 235 qui ne constitue que 0,7 % de l’uranium total contenu dans le minerai. Les réacteurs de 4e génération (cf. IV.8) viseront, à long terme, à utiliser l’uranium 238 (99,3 %) après l’avoir converti en plutonium, ce qui permettrait alors de produire 50 à 100 fois plus d’énergie. Entre aujourd’hui et cet horizon, et dans la mesure où les pays déjà équipés comme le nôtre voudront renouveler leur parc ou ceux qui ne le sont pas encore voudront s’engager dans la voie de l’énergie nucléaire, ce seront plutôt des réacteurs de troisième génération qui seront concernés. Ceux-ci sont « évolutionnaires » par rapport à la deuxième : la technologie générale est semblable mais l’optimisation technico-économique (par exemple, la possibilité d’un cœur tout MOX) et surtout la sûreté ont été renforcées (figure 3). Les produits proposés aujourd’hui par Areva en sont des exemples typiques : l’EPR (European Pressurized Reactor, REP de 1 650 MWel, conçu avec Siemens), l’Atmea1 (REP de 1 100 MWel, proposé en coentreprise avec Mitsubishi Heavy Industry) et le Kerena (réacteur à eau bouillante de 1 250 MWel). Quatre EPR sont actuellement en cours de construction : celui d’Olkiluoto en Finlande, celui de Flamanville en France et les deux unités de Taishan en Chine.

Fig. 2 – Assemblage REP français. Source : EDF

Fig. 3 – Les principales améliorations apportées par l’EPR en matière de sûreté. L’un des problèmes les plus sensibles est en particulier celui d’un accident où le cœur du réacteur entrerait en fusion, formant ce qu’on appelle le « corium ». L’EPR prévoit une aire spécifique, compartiment de près de 200 m² de surface au sol ; en cas d’accident très grave, le corium s’y étalerait sous forme d’une couche suffisamment mince pour commencer à voir sa température décroître, et éviter ainsi de percer les fondations du bâtiment et sans risque de criticité, jusqu’à ce qu’il achève de se refroidir et se solidifie

Bibliographie

Références bibliographiques

• P. REUSS – Précis de neutronique et Exercices de neutronique, EDP Sciences, Génie atomique, 2003 et 2004.

• J.-P. PY et al.La chaudière des réacteurs à eau sous pression, EDP Sciences, Génie atomique, 2004.

• N. KERKAR et P. PAULIN – Exploitation des cœurs REP, EDP Sciences, Génie atomique, 2008.

Table des illustrations

Légende Fig. 1 – Schéma de principe d’une chaudière nucléaire à eau sous pression. Pour simplifier, aucun organe de sûreté n’y figure. Crédit Yuvanoé/CEA
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10982/img-1.jpg
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Légende Fig. 2 – Assemblage REP français. Source : EDF
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10982/img-2.jpg
Fichier image/jpeg, 168k
Légende Fig. 3 – Les principales améliorations apportées par l’EPR en matière de sûreté. L’un des problèmes les plus sensibles est en particulier celui d’un accident où le cœur du réacteur entrerait en fusion, formant ce qu’on appelle le « corium ». L’EPR prévoit une aire spécifique, compartiment de près de 200 m² de surface au sol ; en cas d’accident très grave, le corium s’y étalerait sous forme d’une couche suffisamment mince pour commencer à voir sa température décroître, et éviter ainsi de percer les fondations du bâtiment et sans risque de criticité, jusqu’à ce qu’il achève de se refroidir et se solidifie
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10982/img-3.jpg
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Auteur

Physicien nucléaire, Professeur émérite à l’Institut national des sciences et techniques nucléaires, CEA, Saclay.
paul.@orange.fr

© CNRS Éditions, 2013

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