Lorsque les chimistes allemands Otto Hahn et Fritz Strassmann réussirent pour la première fois à diviser un noyau d'uranium par irradiation neutronique en 1938, ils n'étaient pas pressés d'informer le public de l'ampleur de leur découverte. Ces expériences ont jeté les bases de l’utilisation de l’énergie atomique à des fins pacifiques et militaires.

Un sous-produit de la bombe atomique

Otto Hahn, qui a collaboré avec la physicienne autrichienne Lise Meitner avant sa mort en 1938, savait bien que la fission du noyau d'uranium - une réaction en chaîne imparable - signifiait une bombe atomique. Les États-Unis, désireux de devancer l’Allemagne dans la création d’armes nucléaires, ont lancé le projet Manhattan, une entreprise d’une ampleur sans précédent. Trois villes se sont développées dans le désert du Nevada. 40 000 personnes travaillaient ici dans le plus grand secret sous la direction de Robsrg Oppenheimer, le « père bombe atomique", une quarantaine d'institutions de recherche, de laboratoires et d'usines ont vu le jour en un temps record. Pour extraire le plutonium, le premier réacteur nucléaire a été créé sous les tribunes du stade de football de l'Université de Chicago. Ici, sous la direction d'Enrico Fermi, la première réaction en chaîne autonome et contrôlée a été lancée en 1942. Aucune utilisation utile n’avait encore été trouvée pour la chaleur résultante.

Énergie électrique issue d'une réaction nucléaire

En 1954, la première centrale nucléaire au monde est lancée en URSS. Elle était située à Obninsk, à environ 100 km de Moscou, et avait une capacité de 5 MW. En 1956, le premier grand réacteur nucléaire commença à fonctionner dans la ville anglaise de Calder Hall. Cette centrale nucléaire disposait d'un refroidissement au gaz, ce qui assurait une relative sécurité de fonctionnement. Mais sur le marché mondial, les réacteurs nucléaires refroidis à l'eau sous pression, développés aux États-Unis en 1957, se sont répandus. De telles stations peuvent être construites à des coûts relativement faibles, mais leur fiabilité laisse beaucoup à désirer. À la centrale nucléaire ukrainienne de Tchernobyl, la fusion du cœur du réacteur a provoqué une explosion avec dégagement de substances radioactives V environnement. La catastrophe, qui a entraîné la mort et des maladies graves de milliers de personnes, a donné lieu à de nombreuses protestations contre l'utilisation de l'énergie atomique, notamment en Europe.

• 1896 : Henri Bequerel découvre les émissions radioactives de l'uranium.
• 1919 Ernest Rutherford fut le premier à provoquer artificiellement une réaction nucléaire en bombardant des atomes d'azote avec des particules alpha, qui se transformèrent en oxygène.
• 1932 : James Chadwick lance des particules alpha sur des atomes de béryllium et découvre des neutrons.
• 19h38 : Otto Hahn réalise pour la première fois une réaction en chaîne en laboratoire, divisant un noyau d'uranium avec des neutrons.

Qu'est-ce qu'un réacteur nucléaire ?

Réacteur nucléaire, anciennement connu sous le nom de « chaudron nucléaire », est un dispositif utilisé pour déclencher et contrôler une réaction nucléaire en chaîne soutenue. Les réacteurs nucléaires sont utilisés dans les centrales nucléaires pour produire de l'électricité et pour la propulsion des navires. La chaleur de la fission nucléaire est transférée à un fluide actif (eau ou gaz) qui passe dans des turbines à vapeur. L'eau ou le gaz mettent les pales du navire en mouvement ou font tourner les générateurs électriques. La vapeur générée par une réaction nucléaire peut en principe être utilisée pour l'industrie thermique ou pour le chauffage urbain. Certains réacteurs sont utilisés pour produire des isotopes utilisés à des fins médicales et industrielles ou pour produire du plutonium de qualité militaire. Certains d'entre eux sont uniquement destinés à des fins de recherche. Aujourd’hui, environ 450 réacteurs nucléaires sont utilisés pour produire de l’électricité dans une trentaine de pays à travers le monde.

Principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire

Tout comme les centrales électriques conventionnelles produisent de l'électricité en utilisant l'énergie thermique libérée par la combustion de combustibles fossiles, les réacteurs nucléaires convertissent l'énergie libérée par la fission nucléaire contrôlée en énergie thermique pour une conversion ultérieure sous forme mécanique ou électrique.

Le processus de fission nucléaire

Lorsqu'une quantité importante de décomposition noyaux atomiques(comme l'uranium 235 ou le plutonium 239) absorbent un neutron, une désintégration nucléaire peut se produire. Un noyau lourd se décompose en deux ou plusieurs noyaux légers (produits de fission), libérant de l'énergie cinétique, des rayonnements gamma et des neutrons libres. Certains de ces neutrons peuvent ensuite être absorbés par d’autres atomes fissiles et provoquer une nouvelle fission, qui libère encore plus de neutrons, et ainsi de suite. Ce processus est connu sous le nom de réaction nucléaire en chaîne.

Pour contrôler une telle réaction nucléaire en chaîne, les absorbeurs et modérateurs de neutrons peuvent modifier la proportion de neutrons qui servent à fissionner davantage de noyaux. Les réacteurs nucléaires sont contrôlés manuellement ou automatiquement pour pouvoir arrêter la réaction de désintégration lorsque des situations dangereuses sont détectées.

Les régulateurs de flux de neutrons couramment utilisés sont l'eau ordinaire (« légère ») (74,8 % des réacteurs dans le monde), le graphite solide (20 % des réacteurs) et l'eau « lourde » (5 % des réacteurs). Dans certains types expérimentaux de réacteurs, il est proposé d'utiliser du béryllium et des hydrocarbures.

Dégagement de chaleur dans un réacteur nucléaire

La zone de travail du réacteur génère de la chaleur de plusieurs manières :

• L'énergie cinétique des produits de fission est convertie en énergie thermique lorsque les noyaux entrent en collision avec les atomes voisins.
• Le réacteur absorbe une partie du rayonnement gamma généré lors de la fission et convertit son énergie en chaleur.
• La chaleur est générée par la désintégration radioactive des produits de fission et des matériaux exposés lors de l'absorption des neutrons. Cette source de chaleur restera inchangée pendant un certain temps, même après l'arrêt du réacteur.

Lors de réactions nucléaires, un kilogramme d'uranium 235 (U-235) libère environ trois millions de fois plus d'énergie qu'un kilogramme de charbon brûlé de manière conventionnelle (7,2 × 1 013 joules par kilogramme d'uranium 235 contre 2,4 × 107 joules par kilogramme de charbon) ,

Système de refroidissement du réacteur nucléaire

Le liquide de refroidissement d'un réacteur nucléaire – généralement de l'eau, mais parfois du gaz, du métal liquide (comme le sodium liquide) ou du sel fondu – circule autour du cœur du réacteur pour absorber la chaleur générée. La chaleur est évacuée du réacteur puis utilisée pour générer de la vapeur. La plupart des réacteurs utilisent un système de refroidissement physiquement isolé de l'eau qui bout et génère la vapeur utilisée pour les turbines, comme un réacteur à eau sous pression. Cependant, dans certains réacteurs, l'eau des turbines à vapeur bout directement dans le cœur du réacteur ; par exemple, dans un réacteur du type à eau sous pression.

Surveillance du flux neutronique dans le réacteur

La puissance du réacteur est régulée en contrôlant le nombre de neutrons capables de provoquer davantage de fissions.

Des barres de contrôle, constituées de « poison neutronique », sont utilisées pour absorber les neutrons. Plus la barre de contrôle absorbe de neutrons, moins il y a de neutrons susceptibles de provoquer une fission supplémentaire. Ainsi, immerger profondément les barres d’absorption dans le réacteur réduit sa puissance de sortie et, à l’inverse, retirer la barre de commande va l’augmenter.

Au premier niveau de contrôle de tous les réacteurs nucléaires, le processus d'émission retardée de neutrons provenant d'un certain nombre d'isotopes de fission enrichis en neutrons est un processus physique important. Ces neutrons retardés représentent environ 0,65 % du nombre total de neutrons produits lors de la fission, le reste (les « neutrons rapides ») étant produit immédiatement lors de la fission. Les produits de fission qui forment les neutrons retardés ont des demi-vies allant de quelques millisecondes à plusieurs minutes, et il faut donc beaucoup de temps pour déterminer avec précision quand le réacteur atteint le point critique. Le maintien du réacteur en mode réactivité en chaîne, où des neutrons retardés sont nécessaires pour atteindre la masse critique, est réalisé à l'aide de dispositifs mécaniques ou de contrôle humain pour contrôler la réaction en chaîne en « temps réel » ; sinon, le temps entre l'atteinte du point critique et la fonte du cœur du réacteur nucléaire en raison de la surtension exponentielle lors d'une réaction nucléaire en chaîne normale sera trop court pour intervenir. Cette étape finale, où les neutrons retardés ne sont plus nécessaires pour maintenir la criticité, est connue sous le nom de criticité rapide des neutrons. Il existe une échelle pour décrire la criticité sous forme numérique, dans laquelle la criticité initiale est désignée par « zéro dollar », la criticité rapide par « un dollar », les autres points du processus sont interpolés en « cents ».

Dans certains réacteurs, le liquide de refroidissement agit également comme modérateur de neutrons. Le modérateur augmente la puissance du réacteur en faisant perdre de l'énergie aux neutrons rapides libérés lors de la fission et en neutrons thermiques. Les neutrons thermiques sont plus susceptibles que les neutrons rapides de provoquer une fission. Si le liquide de refroidissement est également un modérateur de neutrons, les changements de température peuvent affecter la densité du liquide de refroidissement/modérateur et donc la modification de la puissance du réacteur. Plus la température du liquide de refroidissement est élevée, moins il sera dense, et donc moins le ralentisseur sera efficace.

Dans d'autres types de réacteurs, le liquide de refroidissement agit comme un « poison neutronique », absorbant les neutrons de la même manière que les barres de commande. Dans ces réacteurs, la puissance de sortie peut être augmentée en chauffant le liquide de refroidissement, le rendant ainsi moins dense. Les réacteurs nucléaires disposent généralement de systèmes automatiques et manuels pour arrêter le réacteur en cas d'arrêt d'urgence. Ces systèmes placent de grandes quantités de « poison neutronique » (souvent du bore sous forme d'acide borique) dans le réacteur afin d'arrêter le processus de fission si des conditions dangereuses sont détectées ou suspectées.

La plupart des types de réacteurs sont sensibles à un processus connu sous le nom de « fosse à xénon » ou « fosse à iode ». Le produit de désintégration très répandu, le xénon-135, issu de la réaction de fission, joue le rôle d'un absorbeur de neutrons qui tend à arrêter le réacteur. L'accumulation de xénon 135 peut être contrôlée en maintenant un niveau de puissance suffisamment élevé pour le détruire en absorbant les neutrons aussi rapidement qu'il est produit. La fission entraîne également la formation d'iode 135, qui à son tour se désintègre (avec une demi-vie de 6,57 heures) pour former du xénon 135. Lorsque le réacteur est arrêté, l'iode 135 continue de se désintégrer pour former du xénon 135, ce qui rend le redémarrage du réacteur plus difficile en un jour ou deux, car le xénon 135 se désintègre pour former du césium 135, qui n'est pas un absorbeur de neutrons comme le xénon. -135. 135, avec une demi-vie de 9,2 heures. Cet état temporaire est un « trou d’iode ». Si le réacteur dispose d’une puissance supplémentaire suffisante, il peut être redémarré. Plus le xénon 135 se transforme en xénon 136, qui est moins absorbeur de neutrons, et en quelques heures le réacteur subit ce qu'on appelle une « étape de combustion du xénon ». De plus, des barres de contrôle doivent être insérées dans le réacteur pour compenser l’absorption des neutrons afin de remplacer le xénon 135 perdu. Le non-respect d’une telle procédure a été l’une des principales causes de l’accident de Tchernobyl.

Les réacteurs utilisés dans les centrales nucléaires embarquées (en particulier les sous-marins nucléaires) ne peuvent souvent pas fonctionner en continu pour produire de l'électricité de la même manière que les réacteurs de puissance terrestres. De plus, ces centrales électriques doivent avoir une longue période de fonctionnement sans changement de combustible. Pour cette raison, de nombreux modèles utilisent de l'uranium hautement enrichi mais contiennent un absorbeur de neutrons combustible dans les barres de combustible. Cela permet de concevoir un réacteur avec un excès de matière fissile, qui est relativement sûr au début de la combustion du cycle du combustible du réacteur en raison de la présence d'un matériau absorbant les neutrons, qui est ensuite remplacé par un matériau classique à longue durée de vie. des absorbeurs de neutrons (plus durables que le xénon 135), qui s'accumulent progressivement au cours de la durée de vie du combustible.

Comment est produite l’électricité ?

L'énergie générée lors de la fission génère de la chaleur, dont une partie peut être convertie en énergie utile. Une méthode courante d'utilisation de cette énergie thermique consiste à l'utiliser pour faire bouillir de l'eau et produire de la vapeur sous pression, qui à son tour entraîne une turbine à vapeur, qui fait tourner un alternateur et produit de l'électricité.

L'histoire des premiers réacteurs

Les neutrons ont été découverts en 1932. Le schéma de réaction en chaîne déclenché par des réactions nucléaires suite à une exposition aux neutrons a été mis en œuvre pour la première fois par le scientifique hongrois Leo Sillard en 1933. Il a déposé une demande de brevet pour son idée simple de réacteur au cours de l'année suivante de travail à l'Amirauté de Londres. Cependant, l'idée de Szilard n'incluait pas la théorie de la fission nucléaire comme source de neutrons, puisque ce processus n'avait pas encore été découvert. Les idées de Szilard concernant des réacteurs nucléaires utilisant des réactions nucléaires en chaîne médiées par des neutrons dans des éléments légers se sont révélées irréalisables.

L'impulsion pour la création d'un nouveau type de réacteur utilisant l'uranium a été la découverte de Lise Meitner, Fritz Strassmann et Otto Hahn en 1938, qui ont « bombardé » l'uranium avec des neutrons (en utilisant la réaction de désintégration alpha du béryllium, un « canon à neutrons ») pour produire le baryum, qu'ils croyaient provenir de la désintégration des noyaux d'uranium. Des recherches ultérieures au début de 1939 (Szilard et Fermi) montrèrent que certains neutrons étaient également produits par fission atomique, rendant possible la réaction nucléaire en chaîne envisagée par Szilard six ans plus tôt.

Le 2 août 1939, Albert Einstein a signé une lettre écrite par Szilard au président Franklin D. Roosevelt, qui déclarait que la découverte de la fission de l'uranium pourrait conduire à la création de « bombes extrêmement puissantes d'un nouveau type ». Cela a donné une impulsion à l'étude des réacteurs et de la désintégration radioactive. Szilard et Einstein se connaissaient bien et travaillaient ensemble depuis de nombreuses années, mais Einstein n'avait jamais pensé à cette possibilité d'énergie nucléaire jusqu'à ce que Szilard l'informe au début de sa quête d'écrire une lettre à Einstein-Szilard pour avertir le gouvernement américain,

Peu de temps après, en 1939, l’Allemagne hitlérienne attaqua la Pologne, déclenchant la Seconde Guerre mondiale en Europe. Les États-Unis n'étaient pas encore officiellement en guerre, mais en octobre, lorsque la lettre d'Einstein-Szilard fut remise, Roosevelt nota que le but de l'étude était de s'assurer que « les nazis ne nous feront pas exploser ». Le projet nucléaire américain a démarré, bien qu’avec un certain retard, en raison du scepticisme persistant (en particulier de la part de Fermi) et du petit nombre de responsables gouvernementaux qui ont initialement supervisé le projet.

DANS l'année prochaine Le gouvernement américain a reçu le mémorandum Frisch-Peierls de la Grande-Bretagne, selon lequel la quantité d'uranium nécessaire pour effectuer une réaction en chaîne était bien inférieure à ce que l'on pensait auparavant. Le mémorandum a été rédigé avec la participation du comité Maud, qui a travaillé sur le projet de bombe atomique en Grande-Bretagne, connu plus tard sous le nom de code « Tube Alloys » et inclus plus tard dans le projet Manhattan.

Finalement, le premier réacteur nucléaire artificiel, appelé Chicago Woodpile 1, fut construit à l'Université de Chicago par une équipe dirigée par Enrico Fermi à la fin de 1942. À cette époque, le programme atomique américain avait déjà été accéléré en raison de l'adhésion du pays. dans la guerre. Le Chicago Woodpile a atteint son point critique le 2 décembre 1942, à 15h25. La charpente du réacteur était en bois, retenant ensemble un empilement de blocs de graphite (d'où son nom) avec des « briquettes » ou « pseudo-sphères » imbriquées d'oxyde d'uranium naturel.

À partir de 1943, peu après la création du Chicago Woodpile, l’armée américaine a développé une série de réacteurs nucléaires pour le projet Manhattan. L'objectif principal des plus grands réacteurs (situés dans le complexe de Hanford, dans l'État de Washington) était de produire en masse du plutonium destiné aux armes nucléaires. Fermi et Szilard déposèrent une demande de brevet pour les réacteurs le 19 décembre 1944. Son obtention fut retardée de 10 ans en raison du secret de guerre.

"World's First" est l'inscription sur le site du réacteur EBR-I, qui est maintenant un musée près d'Arco, dans l'Idaho. Initialement appelé Chicago Woodpile 4, ce réacteur a été créé sous la direction de Walter Sinn pour le laboratoire national d'Aregon. Ce réacteur expérimental surgénérateur rapide était exploité par la Commission américaine de l'énergie atomique. Le réacteur a produit 0,8 kW de puissance lors de ses tests le 20 décembre 1951 et 100 kW de puissance (électrique) le lendemain, avec une capacité nominale de 200 kW (puissance électrique).

Outre l’utilisation militaire des réacteurs nucléaires, il existe des raisons politiques de poursuivre la recherche sur l’énergie atomique à des fins pacifiques. Le président américain Dwight Eisenhower a prononcé son célèbre discours « Des atomes pour la paix » devant l'Assemblée générale des Nations Unies le 8 décembre 1953. Cette démarche diplomatique a conduit à la diffusion de la technologie des réacteurs aux États-Unis et dans le monde.

La première centrale nucléaire construite à des fins civiles fut la centrale nucléaire AM-1 d'Obninsk, lancée le 27 juin 1954 en Union soviétique. Elle produisait environ 5 MW d'énergie électrique.

Après la Seconde Guerre mondiale, l’armée américaine a cherché d’autres applications pour la technologie des réacteurs nucléaires. Les recherches menées par l'armée et l'armée de l'air n'ont pas été mises en œuvre ; Cependant, la marine américaine a réussi à lancer le sous-marin nucléaire USS Nautilus (SSN-571) le 17 janvier 1955.

La première centrale nucléaire commerciale (Calder Hall à Sellafield, Angleterre) a ouvert ses portes en 1956 avec une capacité initiale de 50 MW (plus tard 200 MW).

Le premier réacteur nucléaire portable, l'Alco PM-2A, a été utilisé pour produire de l'électricité (2 MW) pour la base militaire américaine Camp Century en 1960.

Principaux composants d'une centrale nucléaire

Les principaux composants de la plupart des types de centrales nucléaires sont :

Éléments de réacteur nucléaire

• Combustible nucléaire (cœur de réacteur nucléaire ; modérateur de neutrons)
• Source de neutrons originale
• Absorbeur de neutrons
• Canon à neutrons (fournit une source constante de neutrons pour relancer la réaction après l'arrêt)
• Système de refroidissement (souvent le modérateur de neutrons et le liquide de refroidissement sont la même chose, généralement de l'eau purifiée)
• Barres de commande
• Cuve de réacteur nucléaire (NRP)

Pompe d'alimentation en eau de chaudière

• Générateurs de vapeur (pas dans les réacteurs nucléaires à eau bouillante)
• Turbine à vapeur
• Générateur d'électricité
• Condensateur
• Tour de refroidissement (pas toujours nécessaire)
• Système de traitement des déchets radioactifs (partie de la station de stockage des déchets radioactifs)
• Site de rechargement de combustible nucléaire
• Piscine de combustible usé

Système de radioprotection

• Système de protection du recteur (RPS)
• Générateurs diesel de secours
• Système de refroidissement d'urgence du cœur du réacteur (ECCS)
• Système de contrôle des liquides d'urgence (injection de bore d'urgence, uniquement dans les réacteurs nucléaires à eau bouillante)
• Système de fourniture d'eau de procédé aux consommateurs responsables (SOTVOP)

Coque de protection

• Télécommande
• Installation d'urgence
• Complexe de formation nucléaire (en règle générale, il existe un panneau de contrôle d'imitation)

Classifications des réacteurs nucléaires

Types de réacteurs nucléaires

Les réacteurs nucléaires sont classés de plusieurs manières ; résumé Ces méthodes de classification sont présentées ci-dessous.

Classification des réacteurs nucléaires par type de modérateur

Réacteurs thermiques utilisés :

• Réacteurs à graphite
  
• Réacteurs à eau sous pression
• Réacteurs à eau lourde(utilisé au Canada, en Inde, en Argentine, en Chine, au Pakistan, en Roumanie et Corée du Sud).
• Réacteurs à eau légère(LVR). Les réacteurs à eau légère (le type de réacteur thermique le plus courant) utilisent de l'eau ordinaire pour contrôler et refroidir les réacteurs. Si la température de l’eau augmente, sa densité diminue, ralentissant suffisamment le flux de neutrons pour provoquer d’autres réactions en chaîne. Cette rétroaction négative stabilise la vitesse de la réaction nucléaire. Les réacteurs à graphite et à eau lourde ont tendance à chauffer plus intensément que les réacteurs à eau légère. Grâce au chauffage supplémentaire, ces réacteurs peuvent utiliser de l'uranium naturel/du combustible non enrichi.
• Réacteurs basés sur des modérateurs d'éléments légers.
• Réacteurs modérés aux sels fondus(MSR) sont dus à la présence d'éléments légers tels que le lithium ou le béryllium, que l'on retrouve dans les sels matriciels du liquide de refroidissement/carburant LiF et BEF2.
• Réacteurs avec refroidisseurs à métal liquide, où le liquide de refroidissement est un mélange de plomb et de bismuth, peut utiliser l'oxyde de BeO comme absorbeur de neutrons.
• Réacteurs à base de modérateur organique(OMR) utilisent du biphényle et du terphényle comme modérateurs et composants de refroidissement.

Classification des réacteurs nucléaires par type de caloporteur

• Réacteur refroidi à l'eau. Il y a 104 réacteurs en activité aux États-Unis. Parmi eux, 69 sont des réacteurs à eau sous pression (REP) et 35 sont des réacteurs à eau bouillante (REB). Les réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) constituent la grande majorité de toutes les centrales nucléaires occidentales. La principale caractéristique du type RVD est la présence d'un compresseur, un récipient spécial à haute pression. La plupart des réacteurs RVD commerciaux et des installations de réacteurs navals utilisent des compresseurs. Pendant le fonctionnement normal, le ventilateur est partiellement rempli d'eau et une bulle de vapeur est maintenue au-dessus, créée en chauffant l'eau avec des thermoplongeurs. En mode normal, le compresseur est relié à la cuve du réacteur haute pression (HRVV) et le compensateur de pression assure la présence d'une cavité en cas de modification du volume d'eau dans le réacteur. Ce schéma permet également de contrôler la pression dans le réacteur en augmentant ou en diminuant la pression de vapeur dans le compensateur à l'aide de réchauffeurs.

• Réacteurs à eau lourde haute pression appartiennent à un type de réacteur à eau sous pression (REP), combinant les principes d'utilisation de la pression, un cycle thermique isolé, supposant l'utilisation d'eau lourde comme caloporteur et modérateur, ce qui est économiquement avantageux.
• Réacteur à eau bouillante(BWR). Les modèles de réacteurs à eau bouillante se caractérisent par la présence d’eau bouillante autour des barres de combustible au fond de la cuve principale du réacteur. Le réacteur à eau bouillante utilise comme combustible de l'235U enrichi, sous forme de dioxyde d'uranium. Le combustible est assemblé en barres placées dans une cuve en acier, elle-même immergée dans l’eau. Le processus de fission nucléaire provoque l’ébullition de l’eau et la formation de vapeur. Cette vapeur passe par des canalisations dans des turbines. Les turbines sont entraînées par la vapeur et ce processus génère de l'électricité. Pendant le fonctionnement normal, la pression est contrôlée par la quantité de vapeur d’eau s’écoulant de la cuve sous pression du réacteur vers la turbine.
• Réacteur de type piscine
• Réacteur refroidi par métal liquide. L’eau étant un modérateur de neutrons, elle ne peut pas être utilisée comme liquide de refroidissement dans un réacteur à neutrons rapides. Les liquides de refroidissement métalliques comprennent le sodium, le NaK, le plomb, l'eutectique plomb-bismuth et, pour les réacteurs de génération précédente, le mercure.
• Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium.
• Réacteur à neutrons rapides avec liquide de refroidissement au plomb.
• Réacteurs refroidis au gaz refroidi par circulation de gaz inerte, conçu par de l'hélium dans des structures à haute température. Où, gaz carboniqueétait auparavant utilisé dans les centrales nucléaires britanniques et françaises. L'azote a également été utilisé. L'utilisation de la chaleur dépend du type de réacteur. Certains réacteurs sont si chauds que le gaz peut entraîner directement une turbine à gaz. Les conceptions de réacteurs plus anciennes impliquaient généralement le passage du gaz à travers un échangeur de chaleur pour créer de la vapeur pour une turbine à vapeur.
• Réacteurs à sels fondus(MSR) sont refroidis par circulation de sel fondu (généralement des mélanges eutectiques de sels fluorés tels que FLiBe). Dans un MSR typique, le liquide de refroidissement est également utilisé comme matrice dans laquelle la matière fissile est dissoute.

Générations de réacteurs nucléaires

• Réacteur de première génération(premiers prototypes, réacteurs de recherche, réacteurs de puissance non commerciaux)
• Réacteur de deuxième génération(centrales nucléaires les plus modernes 1965-1996)
• Réacteur de troisième génération(améliorations évolutives des conceptions existantes de 1996 à aujourd'hui)
• Réacteur de quatrième génération(technologies encore en développement, date de début inconnue, éventuellement 2030)

En 2003, le Commissariat français à énergie nucléaire(CEA) a introduit pour la première fois la désignation « Gen II » lors de la Semaine de la Nucléonique.

La première mention de « Gen III » en 2000 a été faite à l'occasion du lancement du Forum international Génération IV (GIF).

La « Gen IV » a été évoquée en 2000 par le Département américain de l'Énergie (DOE) pour le développement de nouveaux types de centrales électriques.

Classification des réacteurs nucléaires par type de combustible

• Réacteur à combustible solide
• Réacteur à combustible liquide
• Réacteur refroidi par eau homogène
• Réacteur à sels fondus
• Réacteurs alimentés au gaz (théoriquement)

Classification des réacteurs nucléaires par destination

• Production d'électricité
• Centrales nucléaires, y compris les petits réacteurs en grappe
• Engins automoteurs (voir centrales nucléaires)
• Installations nucléaires offshore
• Différents types de moteurs-fusées proposés
• Autres formes d'utilisation de la chaleur
• Dessalement
• Production de chaleur pour le chauffage domestique et industriel
• Production d'hydrogène pour utilisation dans l'énergie hydrogène
• Réacteurs de production pour la conversion d'éléments
• Réacteurs surgénérateurs capables de produire plus de matière fissile qu'ils n'en consomment lors d'une réaction en chaîne (en convertissant les isotopes parents U-238 en Pu-239, ou Th-232 en U-233). Ainsi, après avoir terminé un cycle, le réacteur surgénérateur d'uranium peut être rempli d'uranium naturel ou même appauvri. À son tour, le réacteur surgénérateur de thorium peut être rempli de thorium. Toutefois, un approvisionnement initial en matière fissile est nécessaire.
• Création de divers isotopes radioactifs, tels que l'américium pour utilisation dans les détecteurs de fumée et le cobalt-60, le molybdène-99 et autres, utilisés comme indicateurs et pour le traitement.
• Production de matériaux pour armes nucléaires, comme le plutonium de qualité militaire
• Création d'une source de rayonnement neutronique (par exemple, le réacteur pulsé Lady Godiva) et de rayonnement positon (par exemple, analyse d'activation neutronique et datation potassium-argon)
• Réacteur de recherche : les réacteurs sont généralement utilisés pour la recherche et l'enseignement scientifiques, pour tester des matériaux ou pour produire des radio-isotopes pour la médecine et l'industrie. Ils sont beaucoup plus petits que les réacteurs de puissance ou les réacteurs de navires. Beaucoup de ces réacteurs sont situés sur des campus universitaires. Il existe environ 280 réacteurs de ce type en activité dans 56 pays. Certains fonctionnent avec du combustible à l'uranium hautement enrichi. Des efforts internationaux sont en cours pour remplacer les carburants faiblement enrichis.

Réacteurs nucléaires modernes

Ces réacteurs utilisent une cuve à haute pression pour contenir le combustible nucléaire, les barres de commande, le modérateur et le liquide de refroidissement. Le refroidissement des réacteurs et la modération des neutrons se font avec de l'eau liquide sous haute pression. L'eau chaude radioactive qui sort de la cuve haute pression traverse un circuit générateur de vapeur, qui à son tour chauffe le circuit secondaire (non radioactif). Ces réacteurs constituent la majorité des réacteurs modernes. Il s'agit d'un dispositif de structure chauffante pour réacteur à neutrons, dont les plus récents sont le VVER-1200, le réacteur avancé à eau sous pression et le réacteur européen à eau sous pression. Les réacteurs de l'US Navy sont de ce type.

Les réacteurs à eau bouillante sont similaires aux réacteurs à eau sous pression sans générateur de vapeur. Les réacteurs à eau bouillante utilisent également de l'eau comme liquide de refroidissement et modérateur de neutrons comme réacteurs à eau sous pression, mais à une pression plus faible, permettant à l'eau de bouillir à l'intérieur d'une chaudière, créant de la vapeur qui fait tourner les turbines. Contrairement à un réacteur à eau sous pression, il n’y a pas de circuit primaire ou secondaire. La capacité de chauffage de ces réacteurs peut être plus élevée, leur conception peut être plus simple et encore plus stable et sûre. Il s'agit d'un réacteur à neutrons thermiques, dont les plus récents sont le réacteur avancé à eau bouillante et le réacteur nucléaire à eau bouillante simplifié et économique.

De conception canadienne (connue sous le nom de CANDU), il s'agit de réacteurs à caloporteur sous pression, modérés à l'eau lourde. Au lieu d’utiliser un seul récipient sous pression, comme dans les réacteurs à eau sous pression, le combustible est contenu dans des centaines de passages à haute pression. Ces réacteurs fonctionnent à l'uranium naturel et sont des réacteurs à neutrons thermiques. Les réacteurs à eau lourde peuvent être ravitaillés tout en fonctionnant à pleine puissance, ce qui les rend très efficaces dans l'utilisation de l'uranium (cela permet de contrôler précisément le débit dans le cœur). Des réacteurs CANDU à eau lourde ont été construits au Canada, en Argentine, en Chine, en Inde, au Pakistan, en Roumanie et en Corée du Sud. L'Inde exploite également un certain nombre de réacteurs à eau lourde, souvent appelés « dérivés CANDU », construits après que le gouvernement canadien a mis fin à ses relations nucléaires avec l'Inde à la suite de l'essai d'armes nucléaires du Bouddha souriant en 1974.

Un développement soviétique, conçu pour produire du plutonium ainsi que de l'électricité. Les RBMK utilisent de l'eau comme liquide de refroidissement et du graphite comme modérateur de neutrons. Les RBMK ressemblent aux CANDU à certains égards, car ils peuvent être rechargés pendant le fonctionnement et utilisent des tubes de force au lieu d'un récipient à haute pression (comme dans les réacteurs à eau sous pression). Cependant, contrairement aux CANDU, ils sont très instables et encombrants, ce qui rend le capot du réacteur coûteux. Un certain nombre de défauts critiques en matière de sécurité ont également été identifiés dans les conceptions du RBMK, bien que certains de ces défauts aient été corrigés après la catastrophe de Tchernobyl. Leur principale caractéristique est l'utilisation d'eau légère et d'uranium non enrichi. En 2010, 11 réacteurs restent ouverts, en grande partie grâce à l'amélioration des niveaux de sécurité et au soutien des organisations internationales de sécurité telles que le Département américain de l'énergie. Malgré ces améliorations, les réacteurs RBMK sont toujours considérés comme l’un des modèles de réacteurs les plus dangereux à utiliser. Les réacteurs RBMK n’étaient utilisés que dans l’ex-Union soviétique.

Ils utilisent généralement un modérateur de neutrons en graphite et un liquide de refroidissement au CO2. En raison de leurs températures de fonctionnement élevées, ils peuvent produire de la chaleur plus efficacement que les réacteurs à eau sous pression. Disponible ligne entière exploiter des réacteurs de cette conception, principalement au Royaume-Uni, où le concept a été développé. Les développements les plus anciens (c'est-à-dire la station Magnox) sont soit fermés, soit le seront dans un avenir proche. Toutefois, les réacteurs améliorés refroidis au gaz ont une durée de vie prévue de 10 à 20 ans supplémentaires. Les réacteurs de ce type sont des réacteurs à neutrons thermiques. Les coûts monétaires du déclassement de tels réacteurs peuvent être élevés en raison du grand volume du cœur.

Ce réacteur est conçu pour être refroidi par métal liquide, sans modérateur, et produit plus de combustible qu'il n'en consomme. On dit qu'ils sont des « surgénérateurs » de combustible car ils produisent du combustible fissible par capture de neutrons. De tels réacteurs peuvent fonctionner de la même manière que les réacteurs à eau sous pression en termes de rendement, ils nécessitent une compensation ; hypertension artérielle, puisqu'on utilise du métal liquide, ce qui ne crée pas de surpression même à des températures très élevées. Les réacteurs BN-350 et BN-600 en URSS et Superphénix en France étaient des réacteurs de ce type, tout comme le Fermi-I aux États-Unis. Le réacteur de Monju au Japon, endommagé par une fuite de sodium en 1995, a repris ses activités en mai 2010. Tous ces réacteurs utilisent/ont utilisé du sodium liquide. Ces réacteurs sont des réacteurs à neutrons rapides et n'appartiennent pas aux réacteurs à neutrons thermiques. Ces réacteurs sont de deux types :

L'utilisation du plomb comme métal liquide offre une excellente protection contre les rayonnements radioactifs et permet un fonctionnement à des températures très élevées. De plus, le plomb est (principalement) transparent aux neutrons, donc moins de neutrons sont perdus dans le liquide de refroidissement et celui-ci ne devient pas radioactif. Contrairement au sodium, le plomb est généralement inerte, il y a donc moins de risques d'explosion ou d'accident, mais de telles quantités de plomb peuvent poser des problèmes du point de vue de la toxicité et de l'élimination des déchets. Des mélanges eutectiques plomb-bismuth peuvent souvent être utilisés dans ce type de réacteur. Dans ce cas, le bismuth présentera peu d’interférences avec le rayonnement car il n’est pas complètement transparent aux neutrons et peut muter plus facilement en un autre isotope que le plomb. Le sous-marin russe de classe Alpha utilise un réacteur rapide refroidi au plomb-bismuth comme principal système de production d’électricité.

La plupart des réacteurs surgénérateurs à métaux liquides (LMFBR) sont de ce type. Le sodium est relativement facile à obtenir et à travailler, et il aide à prévenir la corrosion des différentes parties du réacteur qui y sont immergées. Cependant, le sodium réagit violemment au contact de l'eau, il faut donc être prudent, même si de telles explosions ne seront pas beaucoup plus puissantes que, par exemple, des fuites de liquide surchauffé d'un réacteur SCWR ou RWD. L'EBR-I est le premier réacteur de ce type dont le cœur est constitué d'un matériau fondu.

Ils utilisent du carburant pressé dans des billes en céramique dans lesquelles du gaz circule à travers les billes. Le résultat est des réacteurs efficaces, sans prétention et très sûrs, avec un combustible standardisé et peu coûteux. Le prototype était le réacteur AVR.

Dans ceux-ci, le carburant est dissous dans des sels de fluorure ou les fluorures sont utilisés comme liquide de refroidissement. Leurs différents systèmes de sécurité, haute efficacité et une densité énergétique élevée conviennent à Véhicule. Notamment, ils ne contiennent aucune pièce à haute pression ni composant inflammable dans le noyau. Le prototype était le réacteur MSRE, qui utilisait également un cycle du combustible au thorium. En tant que réacteur surgénérateur, il retraite le combustible usé, extrayant à la fois l'uranium et les éléments transuraniens, ne laissant que 0,1 % des déchets transuraniens par rapport aux réacteurs conventionnels à eau légère à uranium à passage unique actuellement en exploitation. Un autre problème concerne les produits de fission radioactifs, qui ne sont pas retraités et doivent être éliminés dans des réacteurs conventionnels.

Ces réacteurs utilisent du combustible sous forme de sels solubles, dissous dans l’eau et mélangés à un liquide de refroidissement et un modérateur de neutrons.

Systèmes et projets nucléaires innovants

Réacteurs avancés

Plus d’une douzaine de projets de réacteurs avancés sont à différents stades de développement. Certains ont évolué à partir des conceptions des réacteurs RWD, BWR et PHWR, d'autres diffèrent de manière plus significative. Les premiers comprennent le réacteur avancé à eau bouillante (ABWR) (dont deux sont actuellement en fonctionnement et d'autres en construction), ainsi que le projet de réacteur à eau bouillante simplifié (ESBWR) et les centrales AP1000 (voir Programme d'énergie nucléaire 2010).

Réacteur nucléaire à neutrons rapides intégré(IFR) a été construit, testé et testé au cours des années 1980, puis a été retiré après le départ de l'administration Clinton dans les années 1990 en raison des politiques de non-prolifération nucléaire. Le retraitement du combustible nucléaire usé est intégré à sa conception et ne produit donc qu’une fraction des déchets des réacteurs en fonctionnement.

Réacteur modulaire refroidi par gaz à haute température(HTGCR), est conçu de telle manière que les températures élevées réduisent la puissance de sortie en raison de l'élargissement Doppler de la section transversale du faisceau de neutrons. Le réacteur utilise un combustible de type céramique, de sorte que ses températures de fonctionnement sûres dépassent la plage de températures de réduction de puissance. La plupart des structures sont refroidies à l'hélium inerte. L'hélium ne peut pas provoquer d'explosion due à la dilatation de la vapeur, n'est pas un absorbeur de neutrons qui provoquerait de la radioactivité et ne dissout pas les contaminants qui pourraient être radioactifs. Les conceptions typiques se composent de plusieurs couches protection passive(jusqu'à 7) que dans les réacteurs à eau légère (généralement 3). Caractéristique unique Ce qui peut garantir la sécurité, c'est que les boules de combustible forment réellement le noyau et soient remplacées une par une au fil du temps. Les caractéristiques de conception des piles à combustible rendent leur recyclage coûteux.

Petit, fermé, mobile, réacteur autonome (SSTAR) a été initialement testé et développé aux États-Unis. Le réacteur a été conçu comme un réacteur à neutrons rapides, doté d'un système de protection passive qui pouvait être arrêté à distance en cas de suspicion de problèmes.

Propre et respectueux de l'environnement réacteur avancé (CAESAR) est un concept de réacteur nucléaire utilisant la vapeur comme modérateur de neutrons - une conception encore en développement.

Le réacteur réduit modéré à eau est basé sur le réacteur amélioré à eau bouillante (ABWR) actuellement en service. Il ne s'agit pas d'un réacteur à neutrons rapides, mais il utilise principalement des neutrons épithermiques, qui ont des vitesses intermédiaires entre thermique et rapide.

Module de puissance nucléaire autorégulé avec modérateur de neutrons hydrogène (HPM) est un type de réacteur de conception produit par le Laboratoire national de Los Alamos qui utilise de l'hydrure d'uranium comme combustible.

Réacteurs nucléaires sous-critiques sont destinés à être plus sûrs et plus stables, mais sont complexes en termes d’ingénierie et économiques. Un exemple est l’Energy Booster.

Réacteurs à base de thorium. Il est possible de convertir le thorium 232 en U 233 dans des réacteurs spécialement conçus à cet effet. Le thorium, quatre fois plus abondant que l’uranium, peut ainsi être utilisé pour produire du combustible nucléaire à base d’U-233. On pense que l'U-233 possède des propriétés nucléaires favorables par rapport à l'U-235 utilisé de manière conventionnelle, notamment une meilleure efficacité neutronique et une réduction de la quantité de déchets transuraniens à vie longue produits.

Réacteur à eau lourde amélioré (AHWR)- un projet de réacteur à eau lourde qui représentera le développement du type PHWR de nouvelle génération. En cours de développement au Bhabha Nuclear Research Center (BARC), Inde.

KAMINI- un réacteur unique utilisant l'isotope de l'uranium 233 comme combustible. Construit en Inde, au Centre de recherche BARC et au Centre Indira Gandhi pour la recherche nucléaire (IGCAR).

L'Inde envisage également de construire des réacteurs rapides utilisant le cycle du combustible thorium-uranium-233. Le FBTR (Fast Breeder Reactor) (Kalpakkam, Inde) utilise du plutonium comme combustible et du sodium liquide comme liquide de refroidissement pendant son fonctionnement.

Que sont les réacteurs de quatrième génération ?

La quatrième génération de réacteurs est un ensemble de différentes conceptions théoriques actuellement envisagées. Il est peu probable que ces projets soient achevés d’ici 2030. Les réacteurs actuellement en service sont généralement considérés comme des systèmes de deuxième ou troisième génération. Les systèmes de première génération ne sont plus utilisés depuis un certain temps. Le développement de cette quatrième génération de réacteurs a été officiellement lancé lors du Forum international Génération IV (GIF) autour de huit objectifs technologiques. Les principaux objectifs étaient d'améliorer la sûreté nucléaire, d'accroître la sécurité contre la prolifération, de minimiser les déchets et l'utilisation ressources naturelles, ainsi que de réduire les coûts de construction et de lancement de telles stations.

• Réacteur à neutrons rapides refroidi au gaz
• Réacteur rapide avec refroidisseur en plomb
• Réacteur à sel liquide
• Réacteur rapide refroidi au sodium
• Réacteur nucléaire refroidi par eau supercritique
• Réacteur nucléaire à ultra haute température

Que sont les réacteurs de cinquième génération ?

Les réacteurs de cinquième génération sont des projets dont la mise en œuvre est possible d'un point de vue théorique, mais qui ne font pas actuellement l'objet d'une réflexion et de recherches actives. Bien que de tels réacteurs puissent être construits à court ou à court terme, ils suscitent peu d'intérêt pour des raisons de faisabilité économique, de praticité ou de sécurité.

• Réacteur en phase liquide. Circuit fermé avec un liquide dans le cœur d'un réacteur nucléaire, où la matière fissile se présente sous la forme d'uranium fondu ou d'une solution d'uranium refroidie par un gaz de travail injecté dans des trous traversants à la base du récipient de stockage.
• Réacteur en phase gazeuse dans le cœur. Une option à cycle fermé pour une fusée à propulsion nucléaire, où la matière fissile est de l'hexafluorure d'uranium gazeux situé dans un conteneur en quartz. Le gaz de travail (comme l'hydrogène) circulera autour de ce récipient et absorbera rayonnement ultraviolet résultant d’une réaction nucléaire. Cette conception pourrait être utilisée comme moteur de fusée, comme mentionné dans le roman de science-fiction Skyfall de Harry Harrison de 1976. En théorie, l’utilisation de l’hexafluorure d’uranium comme combustible nucléaire (plutôt que comme intermédiaire, comme c’est le cas actuellement) entraînerait une baisse des coûts de production d’énergie et réduirait également considérablement la taille des réacteurs. En pratique, un réacteur fonctionnant avec un tel hautes densités la puissance produirait un flux incontrôlé de neutrons, affaiblissant les propriétés de résistance de la plupart des matériaux du réacteur. Ainsi, le flux serait similaire au flux de particules rejetées dans les installations thermonucléaires. Cela nécessiterait à son tour l'utilisation de matériaux similaires à ceux utilisés dans le cadre du Projet international pour la mise en œuvre d'une installation d'irradiation de matériaux dans des conditions de réaction thermonucléaire.
• Réacteur électromagnétique en phase gazeuse. Identique à un réacteur en phase gazeuse, mais avec des cellules photovoltaïques qui convertissent directement la lumière ultraviolette en électricité.
• Réacteur à fragmentation
• Fusion nucléaire hybride. Les neutrons émis lors de la fusion et de la désintégration de l'original ou « substance dans la zone de reproduction » sont utilisés. Par exemple, la transmutation de l’U-238, du Th-232 ou du combustible usé/déchets radioactifs d’un autre réacteur en isotopes relativement inoffensifs.

Réacteur avec une phase gazeuse dans le cœur. Une option à cycle fermé pour une fusée à propulsion nucléaire, où la matière fissile est de l'hexafluorure d'uranium gazeux situé dans un conteneur en quartz. Le gaz de travail (comme l'hydrogène) circulera autour de ce récipient et absorbera le rayonnement ultraviolet résultant de la réaction nucléaire. Une telle conception pourrait être utilisée comme moteur de fusée, comme mentionné dans le roman de science-fiction Skyfall de Harry Harrison de 1976. En théorie, l’utilisation de l’hexafluorure d’uranium comme combustible nucléaire (plutôt que comme intermédiaire, comme c’est le cas actuellement) entraînerait une baisse des coûts de production d’énergie et réduirait également considérablement la taille des réacteurs. En pratique, un réacteur fonctionnant à des densités de puissance aussi élevées produirait un flux incontrôlé de neutrons, affaiblissant les propriétés de résistance d’une grande partie des matériaux du réacteur. Ainsi, le flux serait similaire au flux de particules rejetées dans les installations thermonucléaires. Cela nécessiterait à son tour l'utilisation de matériaux similaires à ceux utilisés dans le cadre du Projet international pour la mise en œuvre d'une installation d'irradiation de matériaux dans des conditions de réaction thermonucléaire.

Réacteur électromagnétique en phase gazeuse. Identique à un réacteur en phase gazeuse, mais avec des cellules photovoltaïques qui convertissent directement la lumière ultraviolette en électricité.

Réacteur à fragmentation

Fusion nucléaire hybride. Les neutrons émis lors de la fusion et de la désintégration de l'original ou « substance dans la zone de reproduction » sont utilisés. Par exemple, la transmutation de l’U-238, du Th-232 ou du combustible usé/déchets radioactifs d’un autre réacteur en isotopes relativement inoffensifs.

Réacteurs à fusion

La fusion nucléaire contrôlée peut être utilisée dans les centrales à fusion pour produire de l’électricité sans les complications associées au travail avec les actinides. Toutefois, d’importants obstacles scientifiques et technologiques subsistent. Plusieurs réacteurs à fusion ont été construits, mais ce n'est que récemment qu'ils ont pu libérer plus d'énergie qu'ils n'en consomment. Bien que les recherches aient débuté dans les années 1950, on estime qu’un réacteur à fusion commercial ne fonctionnera pas avant 2050. Des efforts sont actuellement déployés pour exploiter l’énergie de fusion dans le cadre du projet ITER.

Cycle du combustible nucléaire

Les réacteurs thermiques dépendent généralement du degré de purification et d’enrichissement de l’uranium. Certains réacteurs nucléaires peuvent être alimentés par un mélange de plutonium et d'uranium (voir Combustible MOX). Le processus par lequel le minerai d'uranium est extrait, traité, enrichi, utilisé, éventuellement recyclé et éliminé est connu sous le nom de cycle du combustible nucléaire.

L’isotope U-235, facilement fissile, représente jusqu’à 1 % de l’uranium naturel. Ainsi, la conception de la plupart des réacteurs implique l’utilisation de combustible enrichi. L'enrichissement consiste à augmenter la proportion d'U-235 et s'effectue généralement par diffusion gazeuse ou dans une centrifugeuse à gaz. Le produit enrichi est ensuite transformé en poudre de dioxyde d'uranium, qui est pressée et cuite en granulés. Ces granulés sont placés dans des tubes qui sont ensuite scellés. Ces tubes sont appelés barres de combustible. Chaque réacteur nucléaire utilise un grand nombre de ces barres de combustible.

La plupart des réacteurs commerciaux BWR et PWR utilisent de l'uranium enrichi à environ 4 % en 235U. De plus, certains réacteurs industriels offrant des économies de neutrons élevées ne nécessitent pas du tout de combustible enrichi (c'est-à-dire qu'ils peuvent utiliser de l'uranium naturel). Selon l'Agence internationale de l'énergie atomique, il existe au moins 100 réacteurs de recherche dans le monde utilisant du combustible hautement enrichi (qualité militaire/enrichissement de l'uranium à 90 %). Le risque de vol de ce type de combustible (possible pour la production d'armes nucléaires) a conduit à une campagne appelant au passage à des réacteurs utilisant de l'uranium faiblement enrichi (qui présente une moindre menace de prolifération).

L'U-235 fissile et l'U-238 non fissile et fissile sont utilisés dans le processus de transformation nucléaire. L'U-235 est fissuré par des neutrons thermiques (c'est-à-dire à déplacement lent). Un neutron thermique se déplace à peu près à la même vitesse que les atomes qui l’entourent. Puisque la fréquence de vibration des atomes est proportionnelle à leur température absolue, un neutron thermique a une plus grande capacité à diviser l'U-235 lorsqu'il se déplace à la même vitesse de vibration. D’un autre côté, l’U-238 est plus susceptible de capturer un neutron si celui-ci se déplace très rapidement. L’atome d’U-239 se désintègre le plus rapidement possible pour former du plutonium-239, qui est lui-même un combustible. Le Pu-239 est un combustible précieux et doit être pris en compte même lors de l’utilisation de combustible à l’uranium hautement enrichi. Les processus de désintégration du plutonium domineront les processus de fission de l’U-235 dans certains réacteurs. Surtout après que l'U-235 chargé d'origine soit épuisé. Le plutonium se fissifie dans les réacteurs rapides et thermiques, ce qui le rend idéal pour les réacteurs nucléaires et les bombes nucléaires.

La plupart des réacteurs existants sont des réacteurs thermiques, qui utilisent généralement l'eau comme modérateur de neutrons (le modérateur signifie qu'elle ralentit un neutron jusqu'à la vitesse thermique) et également comme liquide de refroidissement. Cependant, un réacteur à neutrons rapides utilise un type de liquide de refroidissement légèrement différent qui ne ralentira pas trop le flux de neutrons. Cela permet aux neutrons rapides de prédominer, qui peuvent être utilisés efficacement pour reconstituer constamment l’approvisionnement en carburant. En plaçant simplement de l’uranium bon marché et non enrichi dans le cœur, l’U-238 spontanément non fissible se transformera en Pu-239, « reproduisant » le combustible.

Dans le cycle du combustible à base de thorium, le thorium 232 absorbe un neutron à la fois dans un réacteur rapide et dans un réacteur thermique. La désintégration bêta du thorium produit du protactinium-233 puis de l'uranium-233, qui à son tour est utilisé comme combustible. Ainsi, comme l’uranium 238, le thorium 232 est une matière fertile.

Maintenance des réacteurs nucléaires

La quantité d'énergie présente dans un réservoir de combustible nucléaire est souvent exprimée en termes de « jours à pleine puissance », c'est-à-dire le nombre de périodes de 24 heures (jours) pendant lesquelles le réacteur fonctionne à pleine puissance pour produire de l'énergie thermique. Les jours de fonctionnement à pleine puissance dans le cycle d'exploitation d'un réacteur (entre les intervalles nécessaires au ravitaillement) sont liés à la quantité d'uranium 235 (U-235) en décomposition contenue dans les assemblages combustibles au début du cycle. Plus le pourcentage d’U-235 dans le cœur est élevé en début de cycle, plus le nombre de jours de fonctionnement à pleine puissance permettra au réacteur de fonctionner.

À la fin du cycle d'exploitation, le combustible de certains assemblages est « élaboré », déchargé et remplacé sous forme d'assemblages combustibles neufs (frais). De plus, cette réaction d'accumulation de produits de désintégration dans le combustible nucléaire détermine la durée de vie du combustible nucléaire dans le réacteur. Même bien avant que le processus final de fission du combustible ne se produise, des sous-produits de désintégration à longue durée de vie absorbant les neutrons se sont accumulés dans le réacteur, empêchant ainsi la réaction en chaîne de se produire. La proportion du cœur du réacteur remplacée lors du ravitaillement du réacteur est typiquement d'un quart pour un réacteur à eau bouillante et d'un tiers pour un réacteur à eau sous pression. L'élimination et le stockage de ce combustible usé sont l'une des tâches les plus difficiles dans l'organisation de l'exploitation d'une centrale nucléaire industrielle. Ces déchets nucléaires sont extrêmement radioactifs et leur toxicité présente un risque pendant des milliers d'années.

Il n’est pas nécessaire que tous les réacteurs soient mis hors service pour le ravitaillement ; par exemple, les réacteurs nucléaires à noyaux de combustible sphérique, les réacteurs RBMK, les réacteurs à sels fondus, les réacteurs Magnox, AGR et CANDU permettent de déplacer les éléments combustibles pendant le fonctionnement de la centrale. Dans un réacteur CANDU, il est possible de placer des éléments combustibles individuels dans le cœur de manière à ajuster la teneur en U-235 de l'élément combustible.

La quantité d’énergie extraite d’un combustible nucléaire est appelée combustion, qui est exprimée en termes d’énergie thermique produite par le poids unitaire d’origine du combustible. Le taux de combustion est généralement exprimé en termes de mégawatts-jours thermiques par tonne de métal lourd parent.

Sûreté de l'énergie nucléaire

La sûreté nucléaire représente des actions visant à prévenir les accidents nucléaires et radiologiques ou à localiser leurs conséquences. L’énergie nucléaire a amélioré la sécurité et les performances des réacteurs et a également introduit de nouveaux modèles de réacteurs plus sûrs (qui n’ont généralement pas été testés). Cependant, rien ne garantit que ces réacteurs seront conçus, construits et pourront fonctionner de manière fiable. Des erreurs se sont produites lorsque les concepteurs du réacteur de la centrale nucléaire de Fukushima au Japon ne s'attendaient pas à ce qu'un tsunami généré par un tremblement de terre ferme le système de secours censé stabiliser le réacteur après le tremblement de terre, malgré les nombreux avertissements du NRG (l'organisme national de recherche). groupe) et l’administration japonaise sur la sûreté nucléaire. Selon UBS AG, l'accident nucléaire de Fukushima I remet en question la capacité même des économies avancées comme le Japon à garantir la sécurité nucléaire. Des scénarios catastrophiques sont également possibles, notamment Acte de terrorisme. Une équipe interdisciplinaire du MIT (Massachusetts Institute of Technology) estime qu'étant donné la croissance attendue de l'énergie nucléaire, on peut s'attendre à au moins quatre accidents nucléaires graves entre 2005 et 2055.

Accidents nucléaires et radiologiques

De graves accidents nucléaires et radiologiques se sont produits. Les accidents dans les centrales nucléaires comprennent l'incident du SL-1 (1961), l'accident de Three Mile Island (1979), Catastrophe de Tchernobyl(1986), ainsi que la catastrophe nucléaire de Fukushima Daiichi (2011). Les accidents sur les navires à propulsion nucléaire comprennent les accidents de réacteurs sur les K-19 (1961), K-27 (1968) et K-431 (1985).

Des centrales nucléaires ont été mises en orbite autour de la Terre au moins 34 fois. Un certain nombre d'incidents impliquant le satellite soviétique sans pilote RORSAT propulsé par installation nucléaire conduit à la pénétration du combustible nucléaire usé dans l'atmosphère terrestre depuis l'orbite.

Réacteurs nucléaires naturels

Bien que les réacteurs à fission soient souvent considérés comme un produit de la technologie moderne, les premiers réacteurs nucléaires se trouvent dans conditions naturelles. Un réacteur nucléaire naturel peut être formé dans certaines conditions qui imitent celles d'un réacteur construit. À ce jour, jusqu'à quinze réacteurs nucléaires naturels ont été découverts dans trois gisements distincts de la mine d'uranium d'Oklo au Gabon ( Afrique de l'Ouest). Les fameux réacteurs Okllo « morts » ont été découverts pour la première fois en 1972 par le physicien français Francis Perrin. Une réaction de fission nucléaire autonome s'est produite dans ces réacteurs il y a environ 1,5 milliard d'années et s'est maintenue pendant plusieurs centaines de milliers d'années, produisant en moyenne 100 kW de puissance au cours de cette période. Le concept de réacteur nucléaire naturel a été expliqué en termes théoriques en 1956 par Paul Kuroda de l'Université de l'Arkansas.

De tels réacteurs ne peuvent plus être formés sur Terre : la désintégration radioactive au cours de cette très longue période a réduit la proportion d'U-235 dans l'uranium naturel en dessous du niveau nécessaire pour entretenir la réaction en chaîne.

Les réacteurs nucléaires naturels se sont formés lorsque de riches gisements de minéraux d’uranium ont commencé à se remplir d’eau souterraine, qui a agi comme un modérateur de neutrons et a déclenché une importante réaction en chaîne. Le modérateur de neutrons, sous forme d'eau, s'est évaporé, accélérant la réaction, puis s'est condensé, provoquant un ralentissement de la réaction nucléaire et empêchant la fusion. La réaction de fission a persisté pendant des centaines de milliers d'années.

Tel réacteurs naturels ont été largement étudiés par les scientifiques intéressés par le stockage des déchets radioactifs en milieu géologique. Ils proposent une étude de cas sur la manière dont les isotopes radioactifs migreraient à travers une couche de la croûte terrestre. C'est un point clé pour les critiques du stockage géologique des déchets, qui craignent que les isotopes contenus dans les déchets puissent se retrouver dans les réserves d'eau ou migrer dans l'environnement.

Problèmes environnementaux de l'énergie nucléaire

Un réacteur nucléaire rejette de petites quantités de tritium, Sr-90, dans l'air et les eaux souterraines. L'eau contaminée par le tritium est incolore et inodore. De fortes doses de Sr-90 augmentent le risque de cancer des os et de leucémie chez les animaux, et vraisemblablement chez les humains.

Conception et principe de fonctionnement

Mécanisme de libération d'énergie

La transformation d'une substance s'accompagne de la libération d'énergie libre uniquement si la substance dispose d'une réserve d'énergie. Ce dernier signifie que les microparticules d'une substance sont dans un état avec une énergie de repos supérieure à celle d'un autre état possible vers lequel il existe une transition. Une transition spontanée est toujours empêchée par une barrière énergétique, pour surmonter laquelle la microparticule doit recevoir une certaine quantité d'énergie de l'extérieur - l'énergie d'excitation. La réaction exoénergétique consiste dans le fait que lors de la transformation suivant l'excitation, plus d'énergie est libérée qu'il n'en faut pour exciter le processus. Il existe deux manières de surmonter la barrière énergétique : soit grâce à l'énergie cinétique des particules en collision, soit grâce à l'énergie de liaison de la particule qui se joint.

Si nous gardons à l’esprit l’échelle macroscopique de libération d’énergie, alors toutes ou initialement au moins une partie des particules de la substance doivent avoir l’énergie cinétique nécessaire pour exciter des réactions. Ceci n'est réalisable qu'en augmentant la température du milieu jusqu'à une valeur à laquelle l'énergie du mouvement thermique se rapproche du seuil énergétique limitant le déroulement du processus. Dans le cas de transformations moléculaires, c'est-à-dire de réactions chimiques, une telle augmentation est généralement de plusieurs centaines de kelvins, mais dans le cas de réactions nucléaires, elle est d'au moins 10 7 en raison de la très grande hauteur des barrières coulombiennes des noyaux en collision. L'excitation thermique des réactions nucléaires n'est réalisée en pratique que lors de la synthèse des noyaux les plus légers, dans lesquels les barrières coulombiennes sont minimes (fusion thermonucléaire).

L'excitation en joignant des particules ne nécessite pas une grande énergie cinétique et ne dépend donc pas de la température du milieu, car elle se produit en raison de liaisons inutilisées inhérentes aux forces d'attraction des particules. Mais pour susciter des réactions, les particules elles-mêmes sont nécessaires. Et si encore une fois nous n'entendons pas un acte de réaction séparé, mais la production d'énergie à l'échelle macroscopique, alors cela n'est possible que lorsqu'une réaction en chaîne se produit. Cette dernière se produit lorsque les particules qui excitent la réaction réapparaissent comme produits d’une réaction exoénergétique.

Conception

Tout réacteur nucléaire se compose des éléments suivants :

• Noyau avec combustible nucléaire et modérateur ;
• Réflecteur de neutrons entourant le noyau ;
• Système de contrôle de réaction en chaîne, y compris protection d'urgence ;
• Protection contre les radiations;
• Système de contrôle à distance.

Principes physiques de fonctionnement

Voir aussi les articles principaux :

L'état actuel d'un réacteur nucléaire peut être caractérisé par le facteur de multiplication effectif des neutrons k ou réactivité ρ , qui sont liés par la relation suivante :

Les valeurs suivantes sont typiques pour ces quantités :

• k> 1 - la réaction en chaîne augmente avec le temps, le réacteur est en supercritique l'état, sa réactivité ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - sous-critique, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - le nombre de fissions nucléaires est constant, le réacteur est dans un état stable critique condition.

Condition de criticité pour un réacteur nucléaire :

L'inversion du facteur de multiplication à l'unité est obtenue en équilibrant la multiplication des neutrons avec leurs pertes. Il y a en réalité deux raisons aux pertes : la capture sans fission et la fuite des neutrons hors du milieu de reproduction.

Il est évident que k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 pour les réacteurs thermiques peut être déterminé par la « formule à 4 facteurs » :

• η est le rendement neutronique pour deux absorptions.

Les volumes des réacteurs de puissance modernes peuvent atteindre des centaines de m³ et sont principalement déterminés non pas par les conditions de criticité, mais par les capacités d'évacuation de la chaleur.

Volume critique réacteur nucléaire - le volume du cœur du réacteur dans un état critique. Masse critique- la masse de matière fissile du réacteur, qui se trouve dans un état critique.

Les réacteurs dans lesquels le combustible est constitué de solutions aqueuses de sels d'isotopes fissiles purs avec un réflecteur de neutrons à eau ont la masse critique la plus faible. Pour 235 U, cette masse est de 0,8 kg, pour 239 Pu - 0,5 kg. Il est cependant bien connu que la masse critique du réacteur LOPO (le premier réacteur à uranium enrichi au monde), doté d'un réflecteur à oxyde de béryllium, était de 0,565 kg, malgré le fait que le degré d'enrichissement en isotope 235 n'était que légèrement supérieur. que 14 %. Théoriquement, il possède la plus petite masse critique, pour laquelle cette valeur n'est que de 10 g.

Afin de réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou proche de la sphère, par exemple un cylindre ou un cube court, car ces figures ont le plus petit rapport surface/volume.

Malgré le fait que la valeur (e - 1) soit généralement faible, le rôle de la reproduction de neutrons rapides est assez important, puisque pour les grands réacteurs nucléaires (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Pour déclencher une réaction en chaîne, les neutrons produits lors de la fission spontanée des noyaux d’uranium suffisent généralement. Il est également possible d'utiliser une source externe de neutrons pour démarrer le réacteur, par exemple un mélange de et, ou d'autres substances.

Fosse à iode

Puits d'iode - état d'un réacteur nucléaire après son arrêt, caractérisé par l'accumulation de l'isotope xénon à courte durée de vie. Ce processus conduit à l'apparition temporaire d'une réactivité négative importante, qui, à son tour, rend impossible l'amenée du réacteur à sa capacité nominale dans un certain délai (environ 1 à 2 jours).

Classification

Volontairement

Selon la nature de leur utilisation, les réacteurs nucléaires sont répartis en :

• Réacteurs de puissance conçu pour produire de l'énergie électrique et thermique utilisée dans le secteur de l'énergie, ainsi que pour le dessalement de l'eau de mer (les réacteurs de dessalement sont également classés comme industriels). De tels réacteurs sont principalement utilisés dans les centrales nucléaires. La puissance thermique des réacteurs de puissance modernes atteint 5 GW. Un groupe distinct comprend :
  • Réacteurs de transport, conçu pour fournir de l'énergie aux moteurs des véhicules. Les groupes d'applications les plus larges sont les réacteurs de transport maritime utilisés sur les sous-marins et divers navires de surface, ainsi que les réacteurs utilisés dans la technologie spatiale.
• Réacteurs expérimentaux, destiné à l'étude de diverses grandeurs physiques dont la valeur est nécessaire à la conception et à l'exploitation des réacteurs nucléaires ; La puissance de tels réacteurs ne dépasse pas plusieurs kW.
• Réacteurs de recherche, dans lequel les flux de neutrons et de quanta gamma créés dans le cœur sont utilisés pour la recherche dans le domaine de la physique nucléaire, de la physique du solide, de la chimie des rayonnements, de la biologie, pour tester des matériaux destinés à fonctionner dans des flux de neutrons intenses (y compris des pièces de réacteurs nucléaires) pour la production d'isotopes. La puissance des réacteurs de recherche ne dépasse pas 100 MW. L'énergie libérée n'est généralement pas utilisée.
• Réacteurs industriels (armes, isotopes), utilisé pour produire des isotopes utilisés dans divers domaines. Le plus largement utilisé pour produire des matériaux d’armes nucléaires, tels que le 239 Pu. Sont également classés comme industriels les réacteurs utilisés pour le dessalement de l’eau de mer.

Les réacteurs sont souvent utilisés pour résoudre deux ou plusieurs problèmes différents, auquel cas ils sont appelés polyvalent. Par exemple, certains réacteurs de puissance, surtout au début de l’énergie nucléaire, étaient conçus principalement à des fins d’expérimentation. Les réacteurs à neutrons rapides peuvent produire simultanément de l’énergie et des isotopes. Les réacteurs industriels, en plus de leur tâche principale, génèrent souvent de l'énergie électrique et thermique.

Selon le spectre neutronique

• Réacteur à neutrons thermiques (lents) (« réacteur thermique »)
• Réacteur à neutrons rapides (« réacteur rapide »)

Par placement de combustible

• Les réacteurs hétérogènes, où le combustible est placé discrètement dans le cœur sous forme de blocs, entre lesquels se trouve un modérateur ;
• Réacteurs homogènes, où le combustible et le modérateur constituent un mélange homogène (système homogène).

Dans un réacteur hétérogène, le combustible et le modérateur peuvent être spatialement séparés, en particulier, dans un réacteur à cavité, le modérateur-réflecteur entoure une cavité avec du combustible ne contenant pas de modérateur. D'un point de vue physique nucléaire, le critère d'homogénéité/hétérogénéité n'est pas la conception, mais le placement des blocs de combustible à une distance dépassant la longueur de modération neutronique dans un modérateur donné. Ainsi, les réacteurs dits « à réseau fermé » sont conçus comme homogènes, bien que le combustible y soit généralement séparé du modérateur.

Les blocs de combustible nucléaire dans un réacteur hétérogène sont appelés assemblages combustibles (FA), qui sont situés dans le cœur aux nœuds d'un réseau régulier, formant cellules.

Par type de carburant

• Isotopes de l'uranium 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• isotope du plutonium 239 (239 Pu), également isotopes 239-242 Pu sous forme de mélange avec 238 U (carburant MOX)
• Isotope du thorium 232 (232 Th) (via conversion en 233 U)

Par degré d'enrichissement :

• uranium naturel
• uranium faiblement enrichi
• uranium hautement enrichi

Par composition chimique :

• métal U
• UC (carbure d'uranium), etc.

Par type de liquide de refroidissement

• Gaz, (voir Réacteur graphite-gaz)
• D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)

Par type de modérateur

• C (graphite, voir Réacteur graphite-gaz, Réacteur graphite-eau)
• H2O (eau, voir Réacteur à eau légère, Réacteur refroidi à l'eau, VVER)
• D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)
• Hydrures métalliques
• Sans modérateur (voir Réacteur rapide)

Intentionnellement

Par méthode de génération de vapeur

• Réacteur avec générateur de vapeur externe (Voir Réacteur eau-eau, VVER)

Classement AIEA

• REP (réacteurs à eau sous pression) - réacteur eau-eau (réacteur à eau sous pression) ;
• BWR (réacteur à eau bouillante) - réacteur à eau bouillante ;
• FBR (réacteur surgénérateur rapide) - réacteur surgénérateur rapide ;
• GCR (réacteur refroidi au gaz) - réacteur refroidi au gaz ;
• LWGR (réacteur graphite-eau légère) - réacteur graphite-eau
• PHWR (réacteur à eau lourde sous pression) - réacteur à eau lourde

Les plus répandus dans le monde sont les réacteurs à eau sous pression (environ 62 %) et à eau bouillante (20 %).

Matériaux de réacteur

Les matériaux à partir desquels les réacteurs sont construits fonctionnent à des températures élevées dans un champ de neutrons, de quanta γ et de fragments de fission. Par conséquent, tous les matériaux utilisés dans d’autres branches technologiques ne conviennent pas à la construction de réacteurs. Lors du choix des matériaux pour réacteurs, leur résistance aux radiations, leur inertie chimique, leur section efficace d'absorption et d'autres propriétés sont prises en compte.

L’instabilité des matériaux aux rayonnements a moins d’effet à haute température. La mobilité des atomes devient si grande que la probabilité de retour des atomes expulsés du réseau cristallin à leur place ou de recombinaison de l'hydrogène et de l'oxygène en une molécule d'eau augmente considérablement. Ainsi, la radiolyse de l'eau est insignifiante dans les réacteurs énergétiques sans ébullition (par exemple VVER), tandis que dans les réacteurs de recherche puissants, une quantité importante de mélange explosif est libérée. Les réacteurs disposent de systèmes spéciaux pour le brûler.

Les matériaux du réacteur sont en contact les uns avec les autres (enveloppe combustible avec caloporteur et combustible nucléaire, cassettes de combustible avec caloporteur et modérateur, etc.). Bien entendu, les matériaux en contact doivent être chimiquement inertes (compatibles). Un exemple d'incompatibilité est l'uranium et l'eau chaude entrant dans une réaction chimique.

Pour la plupart des matériaux, les propriétés de résistance se détériorent fortement avec l'augmentation de la température. Dans les réacteurs de puissance, les matériaux de structure fonctionnent à des températures élevées. Cela limite le choix des matériaux de construction, notamment pour les parties du réacteur de puissance qui doivent résister à des pressions élevées.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire

Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, en raison de l'accumulation de fragments de fission dans le combustible, sa composition isotopique et chimique change et des éléments transuraniens, principalement des isotopes, se forment. L'effet des fragments de fission sur la réactivité d'un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement(pour les fragments radioactifs) et scories(pour les isotopes stables).

La principale raison de l'empoisonnement du réacteur est le , qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6·10 6 barn). Demi-vie du 135 Xe T 1/2 = 9,2 heures ; Le rendement lors de la division est de 6 à 7 %. La majeure partie du 135 Xe est formée à la suite de la désintégration ( T 1/2 = 6,8 heures). En cas d'empoisonnement, Keff change de 1 à 3%. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants :

1. À une augmentation de la concentration en 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité du réacteur après son arrêt ou sa réduction de puissance (« puits à iode »), ce qui rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de la puissance de sortie . Cet effet est surmonté par l'introduction d'une réserve de réactivité dans les organismes de réglementation. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·10 18 neutrons/(cm²·sec), la durée du puits d'iode est de ˜ 30 heures et la profondeur est 2 fois supérieure à la profondeur stationnaire. changement dans Keff causé par un empoisonnement au 135 Xe.
2. En raison d'un empoisonnement, des fluctuations spatio-temporelles du flux de neutrons F et, par conséquent, de la puissance du réacteur peuvent se produire. Ces oscillations se produisent à Ф > 10 18 neutrons/(cm²·sec) et dans des réacteurs de grande taille. Périodes d'oscillation ˜ 10 heures.

La fission nucléaire produit un grand nombre de fragments stables, qui diffèrent par leurs sections efficaces d'absorption par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. Concentration de fragments avec grande valeur La section efficace d’absorption atteint sa saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur. Il s’agit principalement de crayons combustibles d’« âges » différents.

Dans le cas d'un changement complet de combustible, le réacteur présente un excès de réactivité qu'il convient de compenser, alors que dans le second cas, la compensation n'est requise qu'au premier démarrage du réacteur. Une surcharge continue permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité du réacteur est déterminée par les concentrations moyennes en isotopes fissiles.

La masse de carburant chargé dépasse la masse de carburant déchargé en raison du « poids » de l’énergie libérée. Après l'arrêt du réacteur, d'abord principalement en raison de la fission par les neutrons retardés, puis, après 1 à 2 minutes, en raison du rayonnement β et γ des fragments de fission et des éléments transuraniens, la libération d'énergie dans le combustible se poursuit. Si le réacteur a fonctionné suffisamment longtemps avant de s'arrêter, alors 2 minutes après l'arrêt, la libération d'énergie est d'environ 3%, après 1 heure - 1%, après une journée - 0,4%, après un an - 0,05% de la puissance initiale.

Le rapport entre le nombre d'isotopes fissiles du Pu formés dans un réacteur nucléaire et la quantité de 235 U brûlé est appelé taux de conversion KK. La valeur de K K augmente avec la diminution de l'enrichissement et de la combustion. Pour un réacteur à eau lourde utilisant de l'uranium naturel, avec une combustion de 10 GW jour/t K K = 0,55, et avec de petites combustions (dans ce cas K K est appelé coefficient initial de plutonium) KK = 0,8. Si un réacteur nucléaire brûle et produit les mêmes isotopes (réacteur surgénérateur), alors le rapport entre le taux de reproduction et le taux de combustion est appelé taux de reproduction K V. Dans les réacteurs nucléaires utilisant des neutrons thermiques K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g grandit et UN chutes.

Contrôle des réacteurs nucléaires

Le contrôle d'un réacteur nucléaire n'est possible que du fait que lors de la fission, une partie des neutrons s'échappent des fragments avec un retard pouvant aller de plusieurs millisecondes à plusieurs minutes.

Pour contrôler le réacteur, on utilise des barres absorbantes, introduites dans le cœur, constituées de matériaux absorbant fortement les neutrons (principalement et quelques autres) et/ou d'une solution d'acide borique, ajoutée au liquide de refroidissement dans une certaine concentration (contrôle du bore). . Le mouvement des tiges est contrôlé par des mécanismes spéciaux, des entraînements, fonctionnant selon les signaux de l'opérateur ou des équipements de contrôle automatique du flux neutronique.

En cas de diverses situations d'urgence, chaque réacteur est doté d'un arrêt d'urgence de la réaction en chaîne, réalisé en laissant tomber toutes les barres absorbantes dans le cœur - un système de protection d'urgence.

Chaleur résiduelle

Un problème important directement lié à la sûreté nucléaire est la chaleur résiduelle. Il s'agit d'une spécificité du combustible nucléaire, qui consiste dans le fait qu'après l'arrêt de la réaction de fission en chaîne et l'inertie thermique habituelle à toute source d'énergie, le dégagement de chaleur dans le réacteur se poursuit pendant une longue période, ce qui crée un nombre de problèmes techniquement complexes.

La chaleur résiduelle est une conséquence de la désintégration β et γ des produits de fission accumulés dans le combustible pendant le fonctionnement du réacteur. Les noyaux des produits de fission, en raison de la désintégration, se transforment en un état plus stable ou complètement stable avec la libération d'une énergie importante.

Bien que le taux de dégagement de chaleur résiduelle diminue rapidement jusqu'à des valeurs faibles par rapport aux valeurs en régime permanent, dans les réacteurs de puissance puissants, il est significatif dans valeurs absolues. Pour cette raison, la génération de chaleur résiduelle nécessite une longue période de temps pour assurer l’évacuation de la chaleur du cœur du réacteur après son arrêt. Cette tâche nécessite que la conception de l'installation du réacteur comprenne des systèmes de refroidissement dotés d'une alimentation électrique fiable, et nécessite également un stockage à long terme (3 à 4 ans) du combustible nucléaire usé dans des installations de stockage avec des équipements spéciaux. conditions de température- les piscines de refroidissement, généralement situées à proximité immédiate du réacteur.

voir également

• Liste des réacteurs nucléaires conçus et construits en Union soviétique

Littérature

• Levin V.E. Physique nucléaire et les réacteurs nucléaires. 4e éd. - M. : Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. «Uranium. Réacteur nucléaire naturel. « Chimie et Vie » n°6, 1980, p. 20-24

Remarques

1. "ZEEP - Le premier réacteur nucléaire du Canada", Musée des sciences et de la technologie du Canada.
2. Greshilov A.A., Egupov N.D., Matushchenko A.M. Bouclier nucléaire. - M. : Logos, 2008. - 438 p. -

Le premier réacteur nucléaire fut construit en décembre 1942 aux États-Unis sous la direction d'E. Fermi . En Europe, le premier réacteur nucléaire a été lancé en décembre 1946 à Moscou sous la direction d'I.V. Kourtchatova . En 1978, il y avait déjà environ un millier de réacteurs nucléaires de différents types en service dans le monde. Composants tout réacteur nucléaire sont : cœur Avec combustible nucléaire, généralement entouré d'un réflecteur de neutrons, liquide de refroidissement, système de contrôle de réaction en chaîne, radioprotection, système de contrôle à distance ( riz. 1). La principale caractéristique d’un réacteur nucléaire est sa puissance. Puissance à 1 Mv correspond à une réaction en chaîne dans laquelle se produisent 3 10 16 actes de fission en 1 seconde.
Conception de réacteurs nucléaires de puissance.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel une réaction en chaîne contrôlée de fission de noyaux d'éléments lourds est effectuée, et l'énergie thermique libérée au cours de ce processus est évacuée par un liquide de refroidissement. L'élément principal d'un réacteur nucléaire est le cœur. Il abrite du combustible nucléaire et réalise une réaction de fission en chaîne. Le cœur est un ensemble d’éléments combustibles contenant du combustible nucléaire placé d’une certaine manière. Les réacteurs à neutrons thermiques utilisent un modérateur. Le liquide de refroidissement est pompé à travers le noyau pour refroidir les éléments combustibles. Dans certains types de réacteurs, le rôle de modérateur et de caloporteur est assuré par la même substance, par exemple l'eau ordinaire ou lourde.

Schéma du réacteur homogène : 1 corps de réacteur, 2 cœurs, compensateur 3 volumes, 4 échangeurs de chaleur, 5 sorties de vapeur, 6 entrées d'eau d'alimentation, 7 pompes de circulation

Pour contrôler le fonctionnement du réacteur, des barres de commande constituées de matériaux à grande section efficace d'absorption des neutrons sont introduites dans le cœur. Le cœur des réacteurs de puissance est entouré d'un réflecteur de neutrons - une couche de matériau modérateur pour réduire les fuites de neutrons du cœur. De plus, grâce au réflecteur, la densité neutronique et la libération d'énergie sont égalisées dans tout le volume du cœur, ce qui permet d'obtenir une plus grande puissance pour une taille de zone donnée, d'obtenir une combustion plus uniforme du combustible, d'augmenter la durée de fonctionnement du réacteur. sans surcharger le combustible, et simplifier le système d'évacuation de la chaleur. Le réflecteur est chauffé par l'énergie des neutrons et des quanta gamma absorbés et ralentis, son refroidissement est donc assuré. Le noyau, le réflecteur et les autres éléments sont logés dans un boîtier ou un boîtier étanche, généralement entouré d'une protection biologique.

Au cœur d'un réacteur nucléaire se trouve du combustible nucléaire, une réaction en chaîne de fission nucléaire se produit et de l'énergie est libérée. Le réacteur nucléaire d'État se caractérise par un coefficient effectif Kef multiplication des neutrons ou réactivité r :

R = (K ¥ - 1)/K eff. (1)

Si K ef > 1, alors la réaction en chaîne s'accentue avec le temps, le réacteur nucléaire est dans un état supercritique et sa réactivité r > 0 ; Si K eff< 1 , puis la réaction s'arrête, le réacteur est sous-critique, r< 0; при À ¥ = 1, r = 0, le réacteur est dans un état critique, un processus stationnaire est en cours et le nombre de fissions est constant dans le temps. Pour initier une réaction en chaîne lors du démarrage d'un réacteur nucléaire, une source de neutrons (un mélange de Ra et Be, 252 Cf, etc.) est généralement introduite dans le cœur, même si cela n'est pas nécessaire, car la fission spontanée des noyaux d'uranium et rayons cosmiques fournir un nombre suffisant de neutrons initiaux pour le développement d'une réaction en chaîne à K ef > 1.

La plupart des réacteurs nucléaires utilisent le 235 U comme substance fissile. Si le cœur, en plus du combustible nucléaire (uranium naturel ou enrichi), contient un modérateur de neutrons (graphite, eau et autres substances contenant des noyaux légers, voir). Modération neutronique), alors l'essentiel des divisions se produit sous l'influence neutrons thermiques (réacteur thermique). Un réacteur nucléaire à neutrons thermiques peut utiliser de l'uranium naturel non enrichi en 235 U (ce fut le premier réacteur nucléaire). S'il n'y a pas de modérateur dans le cœur, alors la majeure partie des fissions est provoquée par des neutrons rapides d'énergie x n > 10. kev (réacteur rapide). Des réacteurs à neutrons intermédiaires avec des énergies de 1 à 1 000 sont également possibles ev.

La condition de criticité pour un réacteur nucléaire a la forme :

Keff = K ¥ × P = 1 , (1)

Où 1 - P est la probabilité que des neutrons s'échappent (fuite) du cœur du réacteur nucléaire, À ¥ - le facteur de multiplication des neutrons dans un cœur infiniment grand, déterminé pour un réacteur nucléaire thermique par la « formule à quatre facteurs » :

À¥ = néju. (2)

Ici n est le nombre moyen de neutrons secondaires (rapides) résultant de la fission d'un noyau de 235 U par des neutrons thermiques, e est le facteur de multiplication par les neutrons rapides (une augmentation du nombre de neutrons due à la fission des noyaux, principalement 238 noyaux U, par neutrons rapides) ; j est la probabilité qu'un neutron ne soit pas capturé par le noyau de 238 U pendant le processus de ralentissement, u est la probabilité qu'un neutron thermique provoque une fission. La valeur h = n/(l + a) est souvent utilisée, où a est le rapport de la section efficace de capture de rayonnement sp à la section efficace de fission s d.

La condition (1) détermine les dimensions du réacteur nucléaire. Par exemple, pour un réacteur nucléaire constitué d'uranium naturel et de graphite n = 2.4. e » 1,03, eju » 0,44, d'où À¥ =1,08. Cela signifie que pour À ¥ > 1 P nécessaire<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 m. Le volume d'un réacteur nucléaire énergétique moderne atteint des centaines m3 et est déterminé principalement par les capacités d'évacuation de la chaleur, et non par les conditions de criticité. Le volume de la zone active d'un réacteur nucléaire dans un état critique est appelé volume critique du réacteur nucléaire, et la masse de la matière fissile est appelée masse critique. Un réacteur nucléaire avec du combustible sous forme de solutions de sels d'isotopes fissiles purs dans l'eau et avec un réflecteur de neutrons à eau a la masse critique la plus basse. Pour 235 U cette masse est de 0,8 kg, Pour 239 Pu - 0,5 kg . Le 251 Cf a la plus petite masse critique (théoriquement 10 g). Paramètres critiques du réacteur nucléaire en graphite à uranium naturel : masse d'uranium 45 T, graphite volume 450 m3 . Pour réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou quasi sphérique, par exemple un cylindre d'une hauteur de l'ordre du diamètre ou un cube (le plus petit rapport surface/volume).

La valeur de n est connue pour les neutrons thermiques avec une précision de 0,3 % (tableau 1). À mesure que l'énergie x n du neutron qui a provoqué la fission augmente, n augmente selon la loi : n = n t + 0,15x n (x n in Mev), où n t correspond à la fission par neutrons thermiques.

Tableau 1. - Valeurs n et h) pour les neutrons thermiques (d'après les données de 1977)

La valeur (e-1) n'est généralement que de quelques % ; néanmoins, le rôle de la multiplication des neutrons rapides est important puisque pour les grands réacteurs nucléaires ( À ¥ - 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

La valeur maximale possible de J est atteinte dans un réacteur nucléaire, qui ne contient que des noyaux fissiles. Les réacteurs nucléaires énergétiques utilisent de l'uranium faiblement enrichi (concentration de 235 U ~ 3-5 %), et les noyaux de 238 U absorbent une partie notable des neutrons. Ainsi, pour un mélange naturel d'isotopes de l'uranium, la valeur maximale de nJ = 1.32. L'absorption des neutrons dans le modérateur et les matériaux de structure ne dépasse généralement pas 5 à 20 % de l'absorption de tous les isotopes du combustible nucléaire. Parmi les modérateurs, l'eau lourde a la plus faible absorption de neutrons et de matériaux de structure - Al et Zr.

La probabilité de capture résonante de neutrons par les noyaux de 238 U pendant le processus de modération (1-j) est considérablement réduite dans un réacteur nucléaire hétérogène. La diminution (1 - j) est due au fait que le nombre de neutrons d'énergie est proche de. la résonance diminue fortement à l'intérieur du bloc combustible et dans l'absorption résonante, seule la couche externe du bloc est impliquée. La structure hétérogène du réacteur nucléaire permet de réaliser un procédé en chaîne utilisant l'uranium naturel. Il réduit la valeur de O, mais cette perte de réactivité est nettement inférieure au gain dû à une diminution de l'absorption résonante.

Pour calculer les propriétés thermiques d'un réacteur nucléaire, il est nécessaire de déterminer le spectre des neutrons thermiques. Si l'absorption des neutrons est très faible et que le neutron parvient à entrer en collision plusieurs fois avec les noyaux modérateurs avant l'absorption, alors un équilibre thermodynamique (thermalisation des neutrons) s'établit entre le milieu modérateur et le gaz neutronique, et le spectre des neutrons thermiques est décrit. Distribution Maxwell . En réalité, l’absorption des neutrons dans le cœur d’un réacteur nucléaire est assez élevée. Cela conduit à un écart par rapport à la distribution de Maxwell - l'énergie moyenne des neutrons est supérieure à l'énergie moyenne des molécules du milieu. Le processus de thermalisation est influencé par les mouvements des noyaux, les liaisons chimiques des atomes, etc.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire. Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, une modification de la composition du combustible se produit en raison de l'accumulation de fragments de fission dans celui-ci (voir. Fission nucléaire) et avec l'éducation éléments transuraniens, principalement des isotopes Pu. L'influence des fragments de fission sur la réactivité Un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement (pour les fragments radioactifs) et scorification (pour les fragments stables). L'intoxication est causée principalement par le 135 Xe qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6 10 6 Grange). Sa demi-vie T 1/2 = 9,2 heures, le rendement de fission est de 6-7 %. La majeure partie du 135 Xe est formée à la suite de la désintégration du 135 ]( Centre commercial = 6,8 h). En cas d'empoisonnement, le Cef change de 1 à 3 %. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants : 1) à une augmentation de la concentration du 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité d'un réacteur nucléaire après celui-ci. est arrêté ou la puissance est réduite (« puits à iode »). Cela impose une réserve de réactivité supplémentaire aux organismes de contrôle ou rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de puissance. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·10 13 neutrons/cm 2 × seconde Durée du puits d'iode ~ 30 h, et la profondeur est 2 fois supérieure au changement stationnaire K eff, causée par un empoisonnement au 135 Xe. 2) En raison d'un empoisonnement, des oscillations spatio-temporelles du flux de neutrons F, et donc de la puissance, peuvent se produire. Réacteur nucléaire. Ces oscillations se produisent à F> 10 13 neutrons/cm 2 × sec et de grandes tailles. Réacteur nucléaire Périodes d'oscillation ~ 10. h.

Le nombre de fragments stables différents résultant de la fission nucléaire est important. Il existe des fragments avec des sections efficaces d'absorption grandes et petites par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. La concentration du premier atteint la saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur nucléaire (principalement 149 Sm, faisant évoluer Keff de 1 %). La concentration de ces derniers et la réactivité négative qu'ils introduisent augmentent linéairement avec le temps.

La formation d'éléments transuraniens dans un réacteur nucléaire se déroule selon les schémas suivants :

Ici, 3 signifie capture de neutrons, le chiffre sous la flèche est la demi-vie.

L'accumulation de 239 Pu (combustible nucléaire) au début du fonctionnement d'un réacteur nucléaire se produit de manière linéaire dans le temps, et plus l'enrichissement de l'uranium est rapide (avec une combustion fixe de 235 U). Ensuite, la concentration de 239 Pu tend vers une valeur constante, qui ne dépend pas du degré d'enrichissement, mais est déterminée par le rapport des sections efficaces de capture de neutrons de 238 U et 239 Pu. . Temps caractéristique pour établir la concentration à l’équilibre 239 Pu ~ 3/ F années (F en unités 10 13 neutrons/ cm 2×sec). Les isotopes 240 Pu et 241 Pu n'atteignent des concentrations d'équilibre que lorsque le combustible est rebrûlé dans un réacteur nucléaire après régénération du combustible nucléaire.

L'épuisement du combustible nucléaire est caractérisé par l'énergie totale libérée dans le réacteur nucléaire par 1 T carburant. Pour un réacteur nucléaire fonctionnant à l'uranium naturel, la combustion maximale est d'environ 10 GW × jour/jour(réacteur nucléaire à eau lourde). B Réacteur nucléaire à uranium faiblement enrichi (2-3% 235 U) l'épuisement professionnel ~ 20-30 est atteint GW-jour/t. Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides - jusqu'à 100 GW-jour/t.Épuisement 1 GW-jour/t correspond à la combustion de 0,1% de combustible nucléaire.

Lorsque le combustible nucléaire brûle, la réactivité d'un réacteur nucléaire diminue (dans un réacteur nucléaire utilisant de l'uranium naturel, à de faibles taux de combustion, une légère augmentation de la réactivité se produit). Le remplacement du combustible brûlé peut être effectué immédiatement à partir de l'ensemble du cœur ou progressivement le long des crayons combustibles afin que le cœur contienne des crayons combustibles de tous âges - un mode de surcharge continue (des options intermédiaires sont possibles). Dans le premier cas, un réacteur nucléaire à combustible neuf présente un excès de réactivité qu'il faut compenser. Dans le second cas, une telle compensation n'est nécessaire que lors du démarrage initial, avant d'entrer en mode surcharge continue. Le rechargement continu permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité d'un réacteur nucléaire est déterminée par les concentrations moyennes de nucléides fissiles (les éléments combustibles présentant une concentration minimale de nucléides fissiles sont déchargés). carburant (en kg)V réacteur à eau sous pression puissance 3 Gvt. L'ensemble du cœur est déchargé simultanément après 3 heures de fonctionnement du réacteur nucléaire. années et "extraits" 3 années(Ф = 3×10 13 neutrons/cm 2 ×sec). Composition initiale : 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Tableau 2. - Composition du carburant déchargé, kg

Pour une personne ordinaire, les appareils de haute technologie modernes sont si mystérieux et énigmatiques qu’il est temps de les vénérer, tout comme les anciens adoraient la foudre. Les cours de physique à l'école, remplis de calculs mathématiques, ne résolvent pas le problème. Mais vous pouvez même raconter une histoire intéressante sur un réacteur nucléaire, dont le principe de fonctionnement est clair même pour un adolescent.

Comment fonctionne un réacteur nucléaire ?

Le principe de fonctionnement de cet appareil high-tech est le suivant :

1. Lorsqu'un neutron est absorbé, le combustible nucléaire (le plus souvent uranium-235 ou plutonium-239) la fission du noyau atomique se produit ;
2. De l'énergie cinétique, du rayonnement gamma et des neutrons libres sont libérés ;
3. L'énergie cinétique est convertie en énergie thermique (lorsque les noyaux entrent en collision avec les atomes environnants), le rayonnement gamma est absorbé par le réacteur lui-même et se transforme également en chaleur ;
4. Une partie des neutrons produits est absorbée par les atomes de combustible, ce qui provoque une réaction en chaîne. Pour le contrôler, des absorbeurs et modérateurs de neutrons sont utilisés ;
5. À l'aide d'un liquide de refroidissement (eau, gaz ou sodium liquide), la chaleur est évacuée du site de réaction ;
6. La vapeur sous pression provenant de l'eau chauffée est utilisée pour entraîner des turbines à vapeur ;
7. A l'aide d'un générateur, l'énergie mécanique de rotation de la turbine est convertie en courant électrique alternatif.

Approches de classification

La typologie des réacteurs peut avoir plusieurs raisons :

• Par type de réaction nucléaire. Fission (toutes les installations commerciales) ou fusion (énergie thermonucléaire, répandue seulement dans certains instituts de recherche) ;
• Par liquide de refroidissement. Dans la grande majorité des cas, de l’eau (bouillante ou lourde) est utilisée à cet effet. Des solutions alternatives sont parfois utilisées : métal liquide (sodium, plomb-bismuth, mercure), gaz (hélium, dioxyde de carbone ou azote), sel fondu (sels de fluorure) ;
• Par génération. Le premier concernait les premiers prototypes qui n’avaient aucun sens commercial. Deuxièmement, la plupart des centrales nucléaires actuellement en service ont été construites avant 1996. La troisième génération ne diffère de la précédente que par des améliorations mineures. Les travaux sur la quatrième génération sont toujours en cours ;
• Par état d'agrégation le carburant (le gazole n'existe encore que sur papier) ;
• Par finalité d'utilisation(pour la production d'électricité, le démarrage de moteurs, la production d'hydrogène, le dessalement, la transmutation élémentaire, l'obtention de rayonnement neuronal, à des fins théoriques et d'investigation).

Conception de réacteur nucléaire

Les principaux composants des réacteurs de la plupart des centrales électriques sont :

1. Le combustible nucléaire est une substance nécessaire à la production de chaleur pour les turbines électriques (généralement de l'uranium faiblement enrichi) ;
2. Le cœur du réacteur nucléaire est l’endroit où se déroule la réaction nucléaire ;
3. Modérateur de neutrons - réduit la vitesse des neutrons rapides, les transformant en neutrons thermiques ;
4. Source de neutrons de démarrage - utilisée pour le démarrage fiable et stable d'une réaction nucléaire ;
5. Absorbeur de neutrons - disponible dans certaines centrales électriques pour réduire la réactivité élevée du combustible neuf ;
6. Obusier à neutrons - utilisé pour relancer une réaction après un arrêt ;
7. Liquide de refroidissement (eau purifiée);
8. Barres de contrôle - pour réguler le taux de fission des noyaux d'uranium ou de plutonium ;
9. Pompe à eau - pompe l'eau dans la chaudière à vapeur ;
10. Turbine à vapeur - convertit l'énergie thermique de la vapeur en énergie mécanique de rotation ;
11. Tour de refroidissement - un dispositif permettant d'évacuer l'excès de chaleur dans l'atmosphère ;
12. Système de réception et de stockage des déchets radioactifs ;
13. Systèmes de sécurité (générateurs diesel de secours, dispositifs de refroidissement d'urgence du noyau).

Comment fonctionnent les derniers modèles

La dernière 4ème génération de réacteurs sera disponible pour une exploitation commerciale pas avant 2030. Actuellement, le principe et la structure de leur fonctionnement sont en phase de développement. Selon les données modernes, ces modifications différeront des modèles existants par de tels avantages:

• Système de refroidissement rapide des gaz. On suppose que l’hélium sera utilisé comme liquide de refroidissement. Selon la documentation de conception, les réacteurs d'une température de 850 °C peuvent être refroidis de cette manière. Pour fonctionner à des températures aussi élevées, des matières premières spécifiques seront nécessaires : des matériaux céramiques composites et des composés actinides ;
• Il est possible d'utiliser du plomb ou un alliage plomb-bismuth comme liquide de refroidissement primaire. Ces matériaux ont un faible taux d'absorption des neutrons et un point de fusion relativement bas ;
• En outre, un mélange de sels fondus peut être utilisé comme liquide de refroidissement principal. Cela permettra de fonctionner à des températures plus élevées que leurs homologues modernes refroidis par eau.

Analogues naturels dans la nature

Un réacteur nucléaire est perçu dans la conscience publique exclusivement comme un produit de haute technologie. Cependant, en fait, le premier de ce type l'appareil est d'origine naturelle. Il a été découvert dans la région d'Oklo de l'État centrafricain du Gabon :

• Le réacteur a été formé en raison de l'inondation de roches d'uranium par les eaux souterraines. Ils ont agi comme modérateurs de neutrons ;
• L'énergie thermique libérée lors de la désintégration de l'uranium transforme l'eau en vapeur et la réaction en chaîne s'arrête ;
• Une fois que la température du liquide de refroidissement baisse, tout se répète ;
• Si le liquide n'avait pas bouilli et stoppé la réaction, l'humanité aurait été confrontée à une nouvelle catastrophe naturelle ;
• La fission nucléaire autonome a commencé dans ce réacteur il y a environ un milliard et demi d'années. Pendant cette période, environ 0,1 million de watts de puissance ont été fournis ;
• Une telle merveille du monde sur Terre est la seule connue. L'émergence de nouveaux est impossible : la part de l'uranium 235 dans les matières premières naturelles est bien inférieure au niveau nécessaire pour entretenir une réaction en chaîne.

Combien y a-t-il de réacteurs nucléaires en Corée du Sud ?

Pauvre en ressources naturelles, mais industrialisée et surpeuplée, la République de Corée a un besoin extraordinaire en énergie. Face au refus de l'Allemagne d'utiliser l'atome à des fins pacifiques, l'Allemagne fonde de grands espoirs sur la réduction de la technologie nucléaire :

• Il est prévu que d'ici 2035, la part de l'électricité produite par les centrales nucléaires atteindra 60 % et que la production totale dépassera 40 gigawatts ;
• Le pays ne possède pas d’armes atomiques, mais des recherches en physique nucléaire sont en cours. Des scientifiques coréens ont développé des modèles de réacteurs modernes : modulaires, à hydrogène, à métal liquide, etc. ;
• Les succès des chercheurs locaux permettent de vendre des technologies à l'étranger. Le pays devrait exporter 80 unités de ce type au cours des 15 à 20 prochaines années ;
• Mais aujourd’hui, la plupart des centrales nucléaires ont été construites avec l’aide de scientifiques américains ou français ;
• Le nombre de centrales en activité est relativement faible (quatre seulement), mais chacune d'elles dispose d'un nombre important de réacteurs - un total de 40, et ce chiffre va augmenter.

Lorsqu’il est bombardé par des neutrons, le combustible nucléaire entre dans une réaction en chaîne, entraînant la production d’une énorme quantité de chaleur. L’eau du système prend cette chaleur et se transforme en vapeur, qui fait tourner les turbines qui produisent de l’électricité. Voici un schéma simple du fonctionnement d’un réacteur nucléaire, la source d’énergie la plus puissante sur Terre.

Vidéo : comment fonctionnent les réacteurs nucléaires

Dans cette vidéo, le physicien nucléaire Vladimir Chaikin vous expliquera comment l'électricité est produite dans les réacteurs nucléaires et leur structure détaillée :