Les différents réacteurs nucléaires

Les trois composants d’un réacteur nucléaire

Le secteur nucléaire utilise une large gamme de technologies. Les différents types de réacteurs en fonctionnement dans le monde sont regroupés selon le combustible, le modérateur et le fluide caloporteur qu’ils utilisent.

Le combustible utilisé pour produire de l’énergie dans un réacteur nucléaire est de différentes natures. En France, il s’agit le plus souvent, d’oxyde d'uranium naturel plus ou moins enrichi. On peut aussi utiliser du MOX ou du thorium.

Placé au cœur du réacteur, le modérateur ralentit la vitesse des neutrons et garantit ainsi une réaction en chaîne efficace. Dans les réacteurs à eau légère, c’est l’eau qui joue ce rôle. Mais dans d’autres, ce sera du graphite.

Le fluide caloporteur transporte la chaleur produite vers la turbine. Ce peut être de l’eau pressurisée ou bouillante, du gaz, du sodium ou du sel fondu, selon la technologie retenue.
 

Six familles de réacteurs

Les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP)

Ce sont les réacteurs les plus nombreux dans le monde. Ils représentent l’essentiel des réacteurs en exploitation, en construction et en projet. Les réacteurs construits en France depuis le milieu des années 1970 sont des REP.

Le combustible d’un REP est l’uranium enrichi. L’eau est à la fois modérateur et caloporteur. Elle est maintenue sous pression, pour maintenir son état liquide même à une température de 300°C.

Les Réacteurs à Eau Bouillante (REB)

La plupart des REB ont été construits aux Etats-Unis, au Japon, en Suède, en Finlande, en Russie et en Suisse. La filière des REB représente environ le quart des réacteurs construits dans le monde.

Un REB fonctionne avec de l’uranium enrichi. L’eau circulant dans le cœur est, comme dans les REP, caloporteur et modérateur. Mais contrairement au réacteur à eau pressurisée, l'eau de refroidissement est vaporisée dans le cœur et passe directement dans la turbine, sans circuit secondaire. L’enceinte de confinement empêche la dissémination de produits radioactifs en cas d’endommagement du cœur.

Les réacteurs à eau lourde

48 réacteurs à eau lourde pressurisée sont exploités dans le monde. Cette filière, de type CANDU, a été conçue au Canada et est particulièrement développée en Inde.

Dans les réacteurs à eau lourde, l’eau lourde est modérateur et caloporteur. Cette eau « lourde » est une combinaison d’oxygène et de deutérium. Elle absorbe moins les neutrons que l’eau « ordinaire », ce qui permet d’utiliser l’uranium naturel comme combustible, sans avoir à l’enrichir.

Les Réacteurs à Caloporteur Gaz, modérateur graphite (RCG)

On ne compte que 15 réacteurs à Caloporteur Gaz dans le monde, tous  au Royaume-Uni.

Dans un RCG, le fluide caloporteur est un gaz, le CO2. Porté à haute température, il alimente directement la turbine sans échangeur intermédiaire. Le combustible est un uranium enrichi et le modérateur est le graphite. Les RCG sont généralement de petite taille, entre 100 à 300 MW.

Dans les années 1950, la France a développé une filière dérivée des RCG, la filière Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG). Arrêtées à partir du milieu des années 1980, les 9 centrales UNGG françaises sont en cours de démantèlement.

Une nouvelle génération de réacteurs à caloporteur gaz et modérateur graphite est exploitée au Royaume-Uni par EDF Energy : la filière AGR (Advanced Gas-cooled Reactor).

Réacteur à eau légère et modérateur graphite (RBMK)

Ce type de réacteur de conception soviétique est plus communément mentionné sous l’appellation russe RBMK (réacteur de grande puissance à tubes de force).

Un RBMK utilise de l’uranium faiblement enrichi comme combustible, de l’eau légère - normale - comme caloporteur et du graphite comme modérateur. Ce réacteur ne nécessitant ni enrichissement massif, ni eau lourde a aussi pour particularité de produire une grande quantité de plutonium (utilisé dans la fabrication de certaines armes nucléaires), ce qui a motivé son développement par l’Union Soviétique.

15 réacteurs RBMK sont en exploitation, tous situés en Russie.

Les Réacteurs à Neutrons Rapides (RNR)

Les réacteurs à neutrons rapides utilisent un combustible fortement enrichi associant de l’uranium et du plutonium sous forme d’oxyde (combustible de référence), de carbure, de nitrure ou encore d’alliage métallique. Ces réacteurs n’utilisent pas de modérateur, cherchant ainsi à exploiter de façon la plus complète le potentiel énergétique du combustible. Le fluide caloporteur est un métal liquide (le sodium) ou un gaz (comme l’hélium).
 

Question de génération…

Quelles différences entre les réacteurs de 2e et 3e génération ?

Les réacteurs de 3ème génération sont des réacteurs « évolutionnaires ». Il n’y a pas de « saut technologique » avec ceux qui ont été construits précédemment, mais l’intégration du retour d’expérience de l’exploitation des réacteurs de 2ème  génération  en matière de sûreté et de performance.

L’offre française de réacteur de 3ème génération est portée par l’EPR. La conception de ce réacteur s’appuie sur la longue expérience d’exploitation des réacteurs à eau pressurisées de technologie plus récente, bénéficiant d’un processus d’innovation ininterrompu. A l’étranger, les réacteurs de type APR1400, AP1000 et ATMEA (issu de la collaboration d’AREVA et MHI) sont de cette génération.

La 3ème génération, nouveau standard de sûreté

La majorité des 440 réacteurs nucléaires exploités actuellement dans le monde sont des réacteurs de 2ème  génération, construits entre les années 1970 et 1990. Si quelques-uns sont encore en construction en Chine, c’est désormais le standard  3ème  génération qui semble retenu pour toute nouvelle construction. En Europe et en Amérique du Nord, les principales autorités de sûreté ont pris des positions très claires sur la nécessité d’adopter ce standard pour bâtir de nouveaux réacteurs.

EPR : des performances encore meilleures

Le réacteur EPR affiche des performances d’exploitation encore supérieures aux réacteurs REP en fonctionnement :

  • Meilleure disponibilité, notamment pour la maintenance,
  • Plus grande puissance du réacteur (1 650 MWe) qui permet de réaliser des économies d’échelle,
  • Durée d’exploitation d’au moins 60 ans,
  • Meilleure rendement avec une réduction de 10 % de l’utilisation du combustible,
  • Réduction du volume des déchets à vie longue de 30 %.

 

 
UNE DES INNOVATIONS DE L'EPR
L’EPR dispose de quatre systèmes de sauvegarde (deux sur les réacteurs de 2ème génération). En cas d’incident sur un des systèmes de sauvegarde, le réacteur peut continuer à fonctionner en toute sûreté pendant sa maintenance, car au moins deux systèmes de sauvegarde restent disponibles. 
 

Développer des options technologiques en rupture

Pour demain : le réacteur à neutrons rapides

La particularité des réacteurs de 4ème génération en cours de développement est de consommer l’intégralité du combustible nucléaire (uranium et plutonium) et de réduire d’autant le volume et la toxicité des déchets radioactifs grâce à la transmutation. Cette technologie pourrait être disponible à partir de 2050 et s’inscrit en rupture technologique avec les précédentes générations de réacteurs.

La France est pionnière dans le domaine des RNR. Le CEA concentre ses recherches sur deux filières de réacteurs, dites à neutrons rapides : la filière refroidie au gaz, qui apparaît comme une option à long terme dont la faisabilité n’est pas encore démontrée, et la filière refroidie au sodium, avec le projet de démonstrateur technologique ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), dont le CEA est maître d’ouvrage, pour les études.

ASTRID est un projet ambitieux, mené dans un cadre collaboratif. Pour sa mise en œuvre, le CEA s’est entouré d’industriels qui participent aux études dans le cadre d’accords de collaboration prévoyant une contribution sur fonds propres des partenaires.

Pour après-demain : la fusion nucléaire

Les ingénieurs du nucléaire travaillent également au développement de la fusion nucléaire avec le projet ITER. Comme l’énergie du soleil, la fusion nucléaire vise à fusionner des noyaux très petits, des isotopes de l’hydrogène (le deutérium et le tritium) pour produire une énergie illimitée. Un premier prototype devrait en démontrer la faisabilité technique dans 15 ans.

ITER aura plusieurs fonctions :

  • consolider la physique des plasmas en combustion thermonucléaire,
  • démontrer la production d’énergie de fusion en produisant 400 MW,
  • démontrer la sûreté de fonctionnement et le faible impact de la fusion sur l’environnement.

Etant un prototype, ITER n’aura pas pour vocation à produire de l’électricité. 


 

La puissance des réacteurs nucléaires

Les réacteurs de moyenne et forte puissance, supérieurs à 1 000 MWe

Du fait de la taille de leur réseau électrique et de ses interconnexions, les grands pays industrialisés disposent de la capacité technique et des moyens financiers suffisants pour développer des centrales nucléaires dont la puissance excède les 1 000 MWe.

L’essentiel des réacteurs en construction et ou en projet sont de moyenne ou forte puissance. Les réacteurs de puissance inférieure à 1 000 MWe représentent 10 % du marché mondial.

Small is beautiful ?

Suivant la qualité et la solidité des réseaux électriques, des réacteurs nucléaires d’une puissance inférieure (en deçà de 300 MWe) peuvent être mieux adaptés. La France, la Chine, la Russie et les Etats-Unis travaillent ainsi au développement de «Small Modular Reactor» (petits réacteurs modulaires). A la différence des réacteurs de grande taille, les différents éléments du SMR peuvent être assemblés directement sur site.

Cette option technologique pourrait intéresser de nombreux pays ou régions isolés électriquement (îles, péninsules). Disponible dans 20 ans, elle pourra aussi être utilisée pour d’autres usages que la production d’électricité comme le chauffage urbain ou le dessalement d’eau de mer. 

Les réacteurs d'irradiation ou de recherche

Ces réacteurs ne permettent pas de produire de l’électricité.

Les réacteurs d'irradiation produisent des neutrons libres, permettant la création d'isotopes radioactifs, essentiels à la médecine.

Les réacteurs de recherche permettent d’étudier le vieillissement des matériaux face aux irradiations ou le comportement du réacteur dans des situations atypiques qu'il serait dangereux de produire dans des réacteurs industriels.

Les réacteurs nucléaires naturels d’Oklo

Il y a un milliard sept cents millions d’années, une partie de ce qui est maintenant la carrière d’uranium d’Oklo (Gabon) a connu des réactions nucléaires en chaîne, comparables à celles utilisées dans les réacteurs actuels.

En 1971, les chercheurs du CEA ont observé que la mine d’Oklo contenait des zones de minerai très riche en uranium, mais se sont aperçus que la teneur isotopique en isotope 235 de l’uranium qui en était extrait, était inférieure à celle universellement reconnue pour l’uranium naturel.

Un examen approfondi a mis à jour des variations importantes de teneur isotopique d’un point à l’autre du minerai. Le phénomène a pu être expliqué : il y a un milliard sept cents millions d’années, des réactions de fission se sont déclenchées, initiant et entretenant une réaction en chaîne.

Au total, 16 réacteurs nucléaires « naturels » ont été identifiés dans la région d’Oklo et un autre à Bangombé (au sud-est). Contrairement aux réacteurs actuels conçus pour tourner à pleine puissance pendant quelques décennies, ces réacteurs naturels ont fonctionné au ralenti pendant quelque 100 000 ans. La puissance volumique de ces réacteurs naturels était toutefois à l’époque près d’un million de fois plus faible que les réacteurs construits par l’homme !