Reflets de la Physique n°60 déc 18/jan-fév 2019
Reflets de la Physique n°60 déc 18/jan-fév 2019
  • Prix facial : gratuit

  • Parution : n°60 de déc 18/jan-fév 2019

  • Périodicité : bimestriel

  • Editeur : Société Française de Physique

  • Format : (210 x 297) mm

  • Nombre de pages : 64

  • Taille du fichier PDF : 4 Mo

  • Dans ce numéro : l'électricité nucléaire, questions ouvertes et points de vue.

  • Prix de vente (PDF) : gratuit

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4. Assemblage de combustible nucléaire d’un réacteur à eau pressurisée comprenant une barre de contrôle. Les grilles assurent le maintien mécanique des 264 crayons combustibles en place. » > Comurhex sur les sites de Malvési (Aude) puis du Tricastin (Drôme). Une fois l’uranium mis sous forme gazeuse d’hexafluorure, on peut procéder à l’étape de l’enrichissement par ultracentrifugation (h). Ce procédé utilise l’action de la force centrifuge agissant sur un gaz contenu dans un récipient tournant à grande vitesse autour d’un axe (fig. 3). L’intensité de la force centrifuge étant proportionnelle à la masse des corps, les atomes d’uranium 238, légèrement plus lourds, sont projetés vers la périphérie. Le gaz au centre du récipient s’enrichit alors en isotope uranium 235, tandis que le gaz près de la paroi est appauvri. Un prélèvement du gaz au centre du récipient fournit un coefficient d’enrichissement suffisant pour qu’une dizaine de centrifugeuses mises en cascade permettent d’atteindre les 4% souhaités (i). Compte tenu des pertes, il faut typiquement 8 kg d’uranium naturel pour obtenir 1 kg d’uranium enrichi. A10 Reflets de la Physique n°60 Une fois enrichi, le gaz est retransformé en poudre solide d’oxyde d’uranium dans un four rotatif avec de la vapeur d’eau à environ 800 °C (pyrohydrolyse). La poudre est ensuite compactée, concassée puis compressée pour prendre la forme géométrique d’une pastille cylindrique pleine d’environ 1 cm de diamètre pour 1,3 cm de hauteur (fig. 1). Un frittage (j) sous hydrogène à 1 750 °C achève la fabrication en garantissant la porosité nécessaire. Ces pastilles sont ensuite insérées les unes au-dessus des autres dans un long tube, une gaine en alliage de zirconium de 4 mètres de long, scellé à ses extrémités, appelé « crayon combustible », qui contient environ 300 pastilles. Un assemblage comprend 264 crayons combustibles agencés en un carré de 17 par 17 (fig. 4), avec 25 emplacements libres pour guider 24 crayons absorbants assurant le contrôle de la réaction en chaine (et un tube guide pour l’instrumentation). Le cœur d’un réacteur à eau pressurisée (REP) de 1 300 MW est composé de 193 assemblages de ce type, le réacteur pressurisé européen (EPR) en construction à Flamanville de 241 assemblages. Le passage en réacteur Un assemblage séjourne environ quatre années dans le cœur du réacteur, temps pendant lequel les noyaux d’uranium 235 fissionnent sous l’action d’un flux neutronique intense produit par la fission nucléaire. En effet, la fission d’un noyau d’uranium produit en moyenne trois neutrons. Ceux-ci induisent la fission d’autres noyaux, et ainsi la réaction diverge exponentiellement  : c’est une réaction en chaine. La chaleur dégagée par les réactions nucléaires est emportée par un fluide dit « caloporteur », qui circule en circuit fermé  : c’est le circuit primaire, dont le fluide devient radioactif. Pour éviter la contamination, ce liquide passe à travers un échangeur de chaleur, appelé « générateur de vapeur », qui permet de transférer la chaleur à un deuxième liquide  : c’est le circuit secondaire. Selon le même principe que dans une centrale thermique classique, grâce à la différence de température entre le générateur de vapeur et la source froide (l’eau d’une rivière, ou l’air dans les tours de refroidissement), ce liquide entraine une turbine qui produit de l’électricité. Au final, comme pour une centrale thermique, environ un tiers de l’énergie de réaction est réellement convertie en électricité ; les deux tiers restant chauffent l’environnement. Pour la production d’électricité, il faut contrôler la réaction en chaine pour ne pas qu’elle diverge. Pour cela, il faut s’assurer qu’un seul des neutrons produits est en mesure de déclencher une autre fission. Le cœur du réacteur est alors dit « critique », terme à connotation positive indiquant que son régime de fonctionnement est exactement à la limite souhaitée  : ni trop faible, ni trop fort, il peut continuer égal à lui-même tant qu’il subsiste du combustible. Ce contrôle est assuré grâce à un dosage fin d’éléments absorbants neutroniques  : soit du bore dans l’eau du circuit primaire ; soit du cadmium dans les barres de commande ; soit du gadolinium dans le combustible. L’ajustement mécanique des barres de contrôle sert au pilotage du réacteur afin d’atteindre la puissance souhaitée par l’opérateur, tout en s’assurant d’une bonne répartition spatiale de la puissance dans le cœur, et de l’absence d’endroits où la température locale serait trop élevée, entrainant une possible ébullition. Certaines barres restent en position haute, afin que leur chute permette un étouffement de la réaction en chaine en cas d’arrêt d’urgence. Au fur et à mesure du fonctionnement du réacteur, l’uranium 235 fissile disparait progressivement. Dans le même temps, subissant une irradiation neutronique forte et continue, une faible fraction de l’uranium 238, majoritaire, se transforme par capture neutronique en plutonium 239, isotope qui possède une haute valeur énergétique puisqu’il est également fissile. Au déchargement du réacteur, le combustible usé ne contient plus que 0,85% d’uranium 235 alors qu’il comporte désormais plus de 1% d’atomes de plutonium. La concentration importante de matières nucléaires dans le cœur d’un réacteur (plus de 100 tonnes de combustible) requiert une gestion du risque spécifique lors de son opération. En effet, le risque le plus couramment envisagé de la filière nucléaire est celui de l’accident majeur sur un réacteur en fonctionnement (k). L’occurrence d’une éventuelle fusion de cœur, bien que conforme aux estimations faites lors de la conception à 10 -4/an/réacteur, apparait à l’usage comme non négligeable sur les réacteurs de seconde génération  : trois accidents majeurs dans
Puissance résiduelle (en kW) 1000 100 10 1 0,1 0,1 1 10 100 1000 10 000 le monde en 60 ans, dont deux ont causé un relâchement de radionucléides dans l’environnement. Ce qui, dans les années 1970, était considéré par les promoteurs du nucléaire civil comme un accident industriel impossible ou au mieux acceptable, ne l’est plus aujourd’hui. L’amélioration de la sureté se fait également par l’apprentissage. L’accident de Fukushima nous enseigne que la perte de tout système de refroidissement et celle de l’alimentation électrique externe peuvent dans certaines circonstances survenir simultanément sur une même installation. Auparavant, on se prémunissait contre l’un de ces deux évènements séparément. Aujourd’hui, tous les opérateurs Temps de refroidissement (en jours) 5. Décroissance avec le temps de la chaleur dégagée par les produits de fission et les actinides dans un assemblage combustible(iciunoxyded’uraniumenrichià4%irradiéà45 GWj/t). 6. Colis de déchets nucléaires. Leconteneur est en acier inox de hauteur 1,35 met de diamètre0,43m.Ilcontientenviron400 kgde verre borosilicaté emprisonnant les déchets. Lecolispèseautotalprèsde500 kg. dans le monde doivent envisager l’éventualité combinée de ces deux risques. Aussi, les concepteurs du réacteur pressurisé européen (EPR) se sont-ils focalisés sur l’amélioration de la sureté en réduisant la probabilité de fusion du cœur d’au minimum deux ordres de grandeur, au prix d’un doublement du cout de construction (passant de 1 500  € /kW à 3 500  € /kW). Si tout le parc mondial actuel était constitué de tels réacteurs, on passerait d’une probabilité d’un accident majeur tous les 20 ans à un tous les 2000 ans, voire davantage. Et si par malheur l’accident survient quand même, la radioactivité devrait rester confinée dans l’enceinte quoi qu’il arrive, pour ne pas imposer l’évacuation de la population avoisinante. Le combustible usé La fission nucléaire et l’irradiation neutronique engendrent à l’intérieur du combustible une variété d’éléments radioactifs, appelés « produits de fission », ayant des demi-vies très différentes. Aussi, lorsqu’un assemblage est déchargé du cœur d’un réacteur, il est fortement radioactif. Par conséquent, même retiré du cœur du réacteur, le combustible continue d’être chauffé par la puissance résiduelle dégagée par cette radioactivité. Cette chaleur doit être évacuée, sous peine de fusion. L’assemblage est déposé dans une piscine remplie d’eau pour le laisser se refroidir pendant quelques années. Au bout de 2 à 3 ans, la puissance résiduelle de l’assemblage a suffisamment décru (fig. 5) pour qu’il puisse être La filière du nucléaire civil français transporté vers l’usine de La Hague afin d’y être retraité. Dans l’usine de retraitement, le combustible usé est dissous dans de l’acide nitrique. Les matières nucléaires valorisables comme l’uranium et le plutonium, qui forment l’essentiel du contenu, sont extraites de la solution, tandis que les produits de fission, considérés comme les déchets ultimes de la fission nucléaire, sont vitrifiés et conditionnés dans des colis (fig. 6). Le retraitement d’environ 70% du combustible usé en France entraine la fabrication annuelle d’environ 650 colis de haute activité (HA) comprenant des déchets vitrifiés (voir p.21). Ces déchets vitrifiés renferment 98% de la radioactivité totale des déchets nucléaires, mais ne représentent que 0,2% de leur volume total (l). Les déchets de structures (coques, grilles, embouts d’assemblage) sont compactés dans des colis de conteneur similaires et répertoriés comme déchets de moyenne activité à vie longue. Ils représentent quasiment le reste de la radioactivité (2%). Tous les autres déchets sont peu radioactifs (moins de 0,03% de la radio activité totale). Le flux des matières nucléaires Le parc français est composé de 58 réacteurs à eau pressurisée (REP) (voir dans ce dossier la carte p.42), alimentés chaque année par environ 1000 tonnes de combustible uranium enrichi à 4%. Le plutonium récupéré dans les combustibles retraités peut être utilisé comme élément fissile en lieu et place de l’uranium 235. Il est alors combiné à de l’uranium appauvri pour constituer le combustible MOX (mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium). Depuis quelques années, la totalité des onze tonnes de plutonium produits chaque année sont ainsi intégralement recyclés sous forme de combustible MOX (m). Quant à l’uranium récupéré à La Hague, dit uranium de retraitement (URT), qui contient encore à peu près autant d’atomes fissiles que l’uranium naturel, il peut donc être enrichi à nouveau pour fabriquer un combustible, l’uranium de retraitement réenrichi (URE), qui alimente les quatre réacteurs de Cruas, en Ardèche (n). Le flux général des matières nucléaires est schématisé sur la figure 7. » > Reflets de la Physique n°60 11



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