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Les réacteurs nucléaires

Professeur Jacques Foos

Besançon - 15 mars 2013

V1 Professeur Jacques Foos 1


L’énergie électrique

À l’exception du photovoltaïque, une centrale électrique

est conçue pour produire de l’électricité selon un

principe unique :

Faire tourner un alternateur

Elle peut utiliser pour cela la force du vent, de l’eau, des courants,

des marées, la géothermie ou même l’énergie musculaire.

Elle peut aussi utiliser la vapeur,

classique donc chimique ou nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 2


Pouvoir énergétique

1 gramme de carbone 33 mille joules (combustion)

2,5 millions

1 gramme d’uranium-235 82 milliards de joules (fission)

7

1 gramme de deutérium 560 milliards de joules (fusion)

160

1 gramme de matière-antimatière 90 000 milliards de joules

(annihilation)

Plus jamais, on ne fera un saut technologique aussi important

que le jour où on est passé de la chimie classique au nucléaire !

V1 Professeur Jacques Foos 3


La fission (1938)

fragments de fission

quelques neutrons

E

énergie

Les fragments de fission sont radioactifs, parce qu’excédentaires en

neutrons, donc émetteurs - .

Leurs descendants se nomment : produits de fission.

V1 Professeur Jacques Foos 10


Au cours de la fission

se dégage de l’énergie, mais aussi quelques neutrons

La fission est un processus de désintégration naturel. Seuls les

isotopes pair-pair fissionnent. Ce processus de désintégration ne

devient toutefois prépondérant qu’à partir de Z = 100 (fermium).

La fission peut donc être provoquée en envoyant des neutrons sur

des isotopes pair (Z) - impair (N).

Les neutrons émis au cours de la réaction peuvent entretenir celle-ci.

V1 Professeur Jacques Foos 11


Les combustibles nucléaires vont donc être :

• des noyaux très lourds

• les plus lourds rencontrés dans la nature

• de numéro atomique pair

( limité à Th (thorium) Z = 90

et à U (uranium) Z = 92)

• et les plus efficaces le numéro atomique le plus élevé

uranium

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Contrôle de la réaction en chaîne

L'uranium-235 est dit fissile, c'est-à-dire susceptible de subir une

fission par absorption d'un neutron incident lent.

L'uranium-238 est dit fertile, c'est-à-dire susceptible d'être

transformé, directement ou indirectement, en un nucléide fissile par

capture de neutrons. Il donne en effet, par irradiation neutronique,

l'uranium-239 qui se désintègre pour aboutir à un noyau artificiel

fissile, le plutonium-239 :

U U Np Pu

238 n 239 239 239

Le thorium-232 figure également parmi les nucléides fertiles



Th Th Pa U fissile

232 n 233 233 233



V1 Professeur Jacques Foos 15


L’uranium naturel est composé de 3 isotopes :

234

92U 0,006%

234

92U + n

235

92U

235

92U 0,718%

235

92U

+ n

236

92U

l’uranium-235 est fissile

pair-pair

qui fissionne

238

92U 99,276%

238

92U + n

239

94Pu + n

239

92U

- -

239

240

94Pu

239

93Np

le plutonium-239 est fissile

94Pu

pair-pair qui fissionne

On dit alors que l’uranium-238 est fertile

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Contrôle de la réaction en chaîne

Pour un nombre initial de 100 neutrons, par exemple,

certains d'entre eux peuvent provoquer des fissions qui

engendrent un nombre N de nouveaux neutrons :

- Si N est inférieur à 100, la réaction s'arrête.

- Si N est égal à 100, la réaction est entretenue.

- Si N est supérieur à 100, la réaction s'accélère.

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Ralentisseur (ou modérateur)

Plus la masse du noyau choqué est proche de celle du

neutron, plus le choc est efficace.

Le ralentisseur (ou modérateur) doit être choisi parmi les plus légers.

V1 Professeur Jacques Foos 24


Le modérateur

Sections de capture des éléments naturels pour les neutrons thermiques (en barns )

1H 0,33 14Si 0,16 28Ni 4,8 42Mo 2,7 56Ba 1,2 70Yb 37

1D 0,00046 15 P 0,20 29Cu 3,8 43Tc 22 57La 9,3 71Lu 112

2He 0,007 16S 0,52 30Zn 1,1 44Ru 2,6 58Ce 0,7 72Hf 105

3Li 71 17Cl 34 31Ga 2,8 45Rh 156 59Pr 12 73Ta 21

4Be 0,009 18A 0,66 32Ge 2,5 46Pd 8 60Nd 46 74W 19

5B 755 19K 2,1 33As 4,3 47Ag 63 61Pm ? 75Re 86

6C 0,003 20Ca 0,44 34Se 13 48Cd 2 450 62Sm 5 600 76Os 15

7N 1,9 21Sc 24 35Br 6,7 49In 196 63Eu 4 300 77Ir 440

8O< 0,0002 22Ti 5,8 36Kr 31 50Sn 0,6 64Gd 46000 78Pt 8,8

9F < 0,01 23V 5,0 37Rb 0,7 51Sb 5,7 65Tb 46 79Au 99

10Ne < 2,8 24Cr 3,1 38Sr 1,2 52Te 4,7 66Dy 950 80Hg 380

11Na 0,50 25Mn 13 39Y 1,3 53I 7 67Ho 65 81Tl 3,4

12Mg 0,06 26Fe 2,5 40Zr 0,18 54Xe 24 68Er 173 82Pb 0,17

13Al 0,23 27Co 37 41Nb 1,1 55Cs 29 69Tm 127 83Bi 0,03

V1 Professeur Jacques Foos 25


Ralentisseur (ou modérateur)

Plus la masse du noyau choqué est proche de celle du

neutron, plus le choc est efficace.

Le ralentisseur (ou modérateur) doit être choisi parmi les plus légers.

On prend les 6 premiers éléments

1 H (hydrogène) 2 D (deutérium)

et son isotope lourd :

4 He (hélium)

6

7 Li

(lithium)

9 Be (béryllium)

10

11 B

(bore)

12 C (carbone)

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Modérateur

H He Li Be B C

H 2 O (eau légère) BeO graphite

H 2 CO 2

D 2 O (eau lourde)

D 2

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Modérateur

H He Li Be B C

H 2 O (eau légère) BeO graphite

H 2 CO 2

D 2 O (eau lourde)

D 2

le modérateur doit être sous forme condensée : les gaz sont exclus

V1 Professeur Jacques Foos 28


Modérateur

H Li Be B C

H 2 O (eau légère) BeO graphite

D 2 O (eau lourde)

le modérateur doit être sons forme condensée : les gaz sont exclus

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Modérateur

H Li Be B C

H 2 O (eau légère) BeO graphite

D 2 O (eau lourde)

le modérateur doit être sons forme condensée : les gaz sont exclus

le modérateur ne doit pas absorber les neutrons : ils seraient perdus

V1 Professeur Jacques Foos 30


Modérateur

H Be C

H 2 O (eau légère) BeO graphite

D 2 O (eau lourde)

le modérateur doit être sons forme condensée : les gaz sont exclus

le modérateur ne doit pas absorber les neutrons : ils seraient perdus

V1 Professeur Jacques Foos 31


Modérateur

H Be C

H 2 O (eau légère) BeO graphite

D 2 O (eau lourde)

le modérateur doit être sons forme condensée : les gaz sont exclus

le modérateur ne doit pas absorber les neutrons : ils seraient perdus

le modérateur ne doit être ni toxique, ni cher,

ni difficilement usinable

V1 Professeur Jacques Foos 32


Modérateur

H

H 2 O (eau légère)

C

graphite

D 2 O (eau lourde)

le modérateur doit être sons forme condensée : les gaz sont exclus

le modérateur ne doit pas absorber les neutrons : ils seraient perdus

le modérateur ne doit être ni toxique, ni cher,

ni difficilement usinable

V1 Professeur Jacques Foos 33


Modérateur

H

H 2 O (eau légère)

C

graphite

D 2 O (eau lourde)

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Eau légère

Toutefois, l’eau légère (par H.) absorbe les neutrons

de façon non négligeable

Si on veut l’utiliser comme modérateur

(ou ralentisseur de neutrons),

il faut enrichir l’uranium naturel en uranium fissile 235

passer de 0,72 à 3,25% voire 4%

C’est ce que l’on appelle l’uranium enrichi.

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Évacuation de la chaleur

Enfin, il faut évacuer la chaleur produite

grâce à un fluide caloporteur.

un liquide

ou un gaz

(eau légère ou eau lourde)

(carbonique)

Voici les 3 filières de réacteurs utilisés en France

(à l’exception du surgénérateur) :

• à eau lourde (type Brennilis)

• UNGG (uranium naturel-graphite-gaz)

• à eau légère (REP)

V1 Professeur Jacques Foos 36


Fluide caloporteur

Ce fluide circule (presque toujours sous pression) dans

le réacteur nucléaire pour en évacuer la chaleur.

Le fluide de refroidissement primaire apporte à

l'échangeur la chaleur libérée dans le cœur qu'il traverse. On le

choisit parmi les corps qui interagissent peu avec les neutrons.

On utilise soit des gaz, soit des liquides :

- gaz carbonique (filière uranium naturel graphite-gaz)

- eau ordinaire (filière à eau pressurisée),

- sodium liquide (surgénérateurs).

Le fluide de refroidissement secondaire, circulant à

l'extérieur du cœur, extrait la chaleur du fluide primaire.

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Barres de commande

Le contrôle (réglage et sécurité) d'un réacteur s'opère au

moyen de barres de commande. On utilise à cet effet des

éléments très absorbeurs de neutrons :

V1 Professeur Jacques Foos 41


Le modérateur

Sections de capture des éléments naturels pour les neutrons thermiques (en barns )

1H 0,33 14Si 0,16 28Ni 4,8 42Mo 2,7 56Ba 1,2 70Yb 37

1D 0,00046 15 P 0,20 29Cu 3,8 43Tc 22 57La 9,3 71Lu 112

2He 0,007 16S 0,52 30Zn 1,1 44Ru 2,6 58Ce 0,7 72Hf 105

3Li 71 17Cl 34 31Ga 2,8 45Rh 156 59Pr 12 73Ta 21

4Be 0,009 18A 0,66 32Ge 2,5 46Pd 8 60Nd 46 74W 19

5B 755 19K 2,1 33As 4,3 47Ag 63 61Pm ? 75Re 86

6C 0,003 20Ca 0,44 34Se 13 48Cd 2 450 62Sm 5 600 76Os 15

7N 1,9 21Sc 24 35Br 6,7 49In 196 63Eu 4 300 77Ir 440

8O< 0,0002 22Ti 5,8 36Kr 31 50Sn 0,6 64Gd 46000 78Pt 8,8

9F < 0,01 23V 5,0 37Rb 0,7 51Sb 5,7 65Tb 46 79Au 99

10Ne < 2,8 24Cr 3,1 38Sr 1,2 52Te 4,7 66Dy 950 80Hg 380

11Na 0,50 25Mn 13 39Y 1,3 53I 7 67Ho 65 81Tl 3,4

12Mg 0,06 26Fe 2,5 40Zr 0,18 54Xe 24 68Er 173 82Pb 0,17

13Al 0,23 27Co 37 41Nb 1,1 55Cs 29 69Tm 127 83Bi 0,03

V1 Professeur Jacques Foos 42


Comment piloter un réacteur nucléaire ?

1 neutron lent

fragments de fission

+ des neutrons rapides

(2,5 en moyenne)

V1 Professeur Jacques Foos 44


Comment piloter un réacteur nucléaire ?

1 neutron lent

fragments de fission

+ des neutrons rapides

(2,5 en moyenne)

modérateur

2,5 neutrons lents

V1 Professeur Jacques Foos 45


Comment piloter un réacteur nucléaire ?

1 neutron lent

fragments de fission

+ des neutrons rapides

(2,5 en moyenne)

modérateur

2,5 neutrons lents

absorbeur de

neutrons

V1 Professeur Jacques Foos 46


Comment piloter un réacteur nucléaire ?

1 neutron lent

fragments de fission

+ des neutrons rapides

(2,5 en moyenne)

-1,5

modérateur

2,5 neutrons lents

absorbeur de

neutrons

V1 Professeur Jacques Foos 47


Schéma de pilotage

100%

0%

V1 Professeur Jacques Foos 48


Schéma de pilotage

100%

0%

V1 Professeur Jacques Foos 49


Schéma de pilotage

100%

0%

V1 Professeur Jacques Foos 50


Schéma de pilotage

100%

0%

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Schéma de pilotage

100%

0%

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Schéma de pilotage

100%

0%

V1 Professeur Jacques Foos 53


Schéma de pilotage

100%

0%

V1 Professeur Jacques Foos 54


La puissance résiduelle après la tombée des barres (t)

* À t + 5 secondes : les radioéléments artificiels émettent encore 5% de la

puissance nominale du réacteur (refroidissement par les générateurs de

vapeur).

* À t + 2,5 heures : l’émission de chaleur est encore égale à 1% de la

puissance nominale. A partir de là, elle est évacuée par le RRA (système

de refroidissement du réacteur à l’arrêt).

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Centrale nucléaire à eau pressurisée

(schéma de principe)

V1 Professeur Jacques Foos 56


Éclaté du réacteur

V1 Professeur Jacques Foos 57


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 58


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 59


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 60


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 61


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 62


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 63


Assemblage du combustible nucléaire

Schéma de principe

V1 Professeur Jacques Foos 64


Le cœur

Masse totale d’uranium :

100 tonnes dont le pouvoir

énergétique est équivalent à

8,5 millions de tonnes

de charbon

Région 1

Région 2

Région 3

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Le cœur

Masse totale d’uranium :

100 tonnes dont le pouvoir

énergétique est équivalent à

8,5 millions de tonnes

de charbon

Région 1

Région 2

Région 3

V1 Professeur Jacques Foos 66


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 67


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

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Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

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Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

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Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

V1 Professeur Jacques Foos 71


Bâtiment réacteur : schéma de principe

EAS

ASG

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Le cœur

Masse totale d’uranium :

100 tonnes dont le pouvoir

énergétique est équivalent à

8,5 millions de tonnes

de charbon

Région 1

Région 2

Région 3

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Le cœur

Masse totale d’uranium :

100 tonnes dont le pouvoir

énergétique est équivalent à

8,5 millions de tonnes

de charbon

Région 1

Région 2

Région 3

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Le cœur

Masse totale d’uranium :

100 tonnes dont le pouvoir

énergétique est équivalent à

8,5 millions de tonnes

de charbon

Région 1

Région 2

Région 3

V1 Professeur Jacques Foos 75


Le cœur

Masse totale d’uranium :

100 tonnes dont le pouvoir

énergétique est équivalent à

8,5 millions de tonnes

de charbon

Région 1

Région 2

Région 3

V1 Professeur Jacques Foos 76


7 000 kg U naturel

50 kg U-235

6950 kg

uranium

238

Le combustible nucléaire

1000 kg U

3,5% en 235

3 ans en

réacteur

8 kg U-235

9 kg Pu

948 kg

U-238

956 kg U

0,83%

35 kg PF

Enrichis-

sement

Enrichissement en

U-235 à 3,5%

6000 kg

U

0,25%

en 235

35 kg PF

9 kg Pu

Rejet à 0,25%

URT

URE

V1 Professeur Jacques Foos 77


7 000 kg U naturel

50 kg U-235

6950 kg

uranium

238

Le combustible nucléaire

1000 kg U

3,5% en 235

3 ans en

réacteur

8 kg U-235

9 kg Pu

948 kg

U-238

956 kg U

0,83%

35 kg PF

Enrichis-

sement

Enrichissement en

U-235 à 3,5%

6000 kg

U

0,25%

en 235

35 kg PF

9 kg Pu

Rejet à 0,25%

120 kg

129 kg

MOX

réacteur

V1 Professeur Jacques Foos 78


MOX et uranium de retraitement : l’économie de

combustible pour une production de 420 TWh

Dans un combustible uranium classique, 55% du

plutonium-239 formé est fissionné lors de sa production en

réacteur.

Ainsi, le plutonium et l’uranium-238 participent à la

production d’énergie dans les réacteurs actuels à hauteur de 43%.

La consommation de MOX, concerne 24 réacteurs (au lieu

de 22) à partir de 2010.

La consommation d’URE a doublé à partir de 2010

(passage de 2 à 4 réacteurs à Cruas).

La capacité de retraitement du combustible usé à la Hague

va passer de 850 à 1050 tonnes.

V1 Professeur Jacques Foos 79


MOX et uranium de retraitement : l’économie de

combustible pour une production de 420 TWh

Avec 120 tonnes de MOX et 75 tonnes d’URE, ce sont

195 tonnes de combustibles à l’uranium naturel qui sont

remplacés par des combustibles de matière recyclée, soit une

économie de 17% en uranium naturel pour une

consommation de 1170 tonnes.

V1 Professeur Jacques Foos 80


La criticité

La fission de l’uranium et du plutonium, induite par des neutrons,

produit elle-même d’autres neutrons qui peuvent créer d’autres fissions.

Si le nombre de neutrons N est inférieur au nombre de fissions F qui les

ont créés, on parle de régime sous-critique : la réaction va s’arrêter.

Si N est égal à F, la réaction est auto-entretenue (comme dans les centrales

nucléaires en fonctionnement).

Si N est supérieur à F, on parle de régime sur-critique.

En exploitation industrielle, c’est une situation accidentelle appelée

accident de criticité.

V1 Professeur Jacques Foos 82


Les éléments du réacteur

V1 Professeur Jacques Foos 83


Cuve du réacteur nucléaire

Schéma de principe

V1 Professeur Jacques Foos 84


Cuve du réacteur nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 85


Cuve du réacteur nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 86


Cuve du réacteur nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 87


Assemblage du combustible nucléaire

Schéma de principe

V1 Professeur Jacques Foos 88


Assemblage de combustible nucléaire

détail

V1 Professeur Jacques Foos 89


Assemblage du combustible nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 90


Chargement du combustible nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 91


Chargement du combustible nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 92


Chargement du combustible nucléaire

V1 Professeur Jacques Foos 93


Générateur de vapeur

Schéma de principe

V1 Professeur Jacques Foos 94


Générateur de vapeur

V1 Professeur Jacques Foos 95


Générateur de vapeur

V1 Professeur Jacques Foos 96


Générateur de vapeur d’un réacteur nucléaire (1300 MW)

partie inférieure

V1 Professeur Jacques Foos 97


Générateur de vapeur d’un réacteur nucléaire (1300 MW)

partie inférieure

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Dampierre en Burly (4 900 MW) :

dôme d’une enceinte en construction

V1 Professeur Jacques Foos 99


Saint-Alban (2 1300 MW)

V1 Professeur Jacques Foos 100


Tricastin : dôme du réacteur

V1 Professeur Jacques Foos 101


Cruas : salle des machines

V1 Professeur Jacques Foos 102


Salle des machines

V1 Professeur Jacques Foos 103


Salle de commande

V1 Professeur Jacques Foos 104


Systèmes de refroidissement du condenseur

Refroidissement en circuit ouvert.

T d’entrée et de sortie du

condenseur : 11°C et 21°C d’où

un débit de 42 m 3 /s pour un REP

de 900 MW et 57 m 3 /s pour un

REP de 1300 MW.

Refroidissement par réfrigérant

atmosphérique humide d’un

REP 1300 MW. T d’entrée et de

sortie : 21°C et 33°C d’où un

débit de 47 m 3 /s.

V1 Professeur Jacques Foos 105


Aéro-réfrigérant à contre courant

V1 Professeur Jacques Foos 106


Réfrigérant de Bugey

V1 Professeur Jacques Foos 107


Bugey (4 900 MW)

V1 Professeur Jacques Foos 108


Réfrigérants de Cruas

V1 Professeur Jacques Foos 109


Réfrigérant à tirage forcé

V1 Professeur Jacques Foos 110


Chinon (4 900 MW)

Réfrigérant à tirage forcé

V1 Professeur Jacques Foos 111


Chinon : vue des ventilateurs

V1 Professeur Jacques Foos 112

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