Réacteur nucléaire de l'intérieur. Comment fonctionne et fonctionne un réacteur nucléaire

Réacteur nucléaire fonctionne sans problème et avec précision. Sinon, comme vous le savez, il y aura des problèmes. Mais que se passe-t-il à l'intérieur ? Essayons de formuler le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (nucléaire) brièvement, clairement, avec des arrêts.

Essentiellement, le même processus s'y produit que lors d'une explosion nucléaire. Seule l'explosion se produit très rapidement, et dans le réacteur tout s'étend jusqu'à longue durée. En conséquence, tout reste sain et sauf et nous recevons de l'énergie. Pas au point que tout serait détruit d'un coup, mais tout à fait suffisant pour fournir de l'électricité à la ville.

Comment fonctionne un réacteur ?Les tours de refroidissement des centrales nucléaires
Avant de comprendre comment se produit une réaction nucléaire contrôlée, vous devez savoir ce qu'est une réaction nucléaire en général.

Une réaction nucléaire est un processus de transformation (fission) des noyaux atomiques lorsqu'ils interagissent avec particules élémentaires et les rayons gamma.

Des réactions nucléaires peuvent se produire avec à la fois une absorption et une libération d’énergie. Le réacteur utilise les secondes réactions.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dont le but est de maintenir une réaction nucléaire contrôlée avec libération d'énergie.

Souvent, un réacteur nucléaire est également appelé réacteur atomique. Notons qu'il n'y a pas ici de différence fondamentale, mais du point de vue scientifique, il est plus correct d'utiliser le mot « nucléaire ». Il existe aujourd'hui de nombreux types de réacteurs nucléaires. Il s'agit d'énormes réacteurs industriels conçus pour produire de l'énergie dans les centrales électriques, de réacteurs nucléaires de sous-marins et de petits réacteurs expérimentaux utilisés dans des expériences scientifiques. Il existe même des réacteurs utilisés pour dessaler l'eau de mer.

L'histoire de la création d'un réacteur nucléaire

Le premier réacteur nucléaire a été lancé en 1942, pas si lointaine. Cela s'est produit aux États-Unis sous la direction de Fermi. Ce réacteur s'appelait Chicago Woodpile.

En 1946, le premier réacteur soviétique, lancé sous la direction de Kurchatov, entre en service. Le corps de ce réacteur était une boule de sept mètres de diamètre. Les premiers réacteurs n'avaient pas de système de refroidissement et leur puissance était minime. À propos, le réacteur soviétique avait une puissance moyenne de 20 watts et celui américain de seulement 1 watt. A titre de comparaison : la puissance moyenne des réacteurs de puissance modernes est de 5 gigawatts. Moins de dix ans après le lancement du premier réacteur, la première centrale nucléaire industrielle au monde a été inaugurée dans la ville d'Obninsk.

Le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (nucléaire)

Tout réacteur nucléaire comporte plusieurs parties : un cœur avec combustible et modérateur, un réflecteur de neutrons, un liquide de refroidissement, un système de contrôle et de protection. Les isotopes de l'uranium (235, 238, 233), du plutonium (239) et du thorium (232) sont le plus souvent utilisés comme combustible dans les réacteurs. Le noyau est une chaudière à travers laquelle circule de l'eau ordinaire (liquide de refroidissement). Parmi les autres liquides de refroidissement, « l’eau lourde » et le graphite liquide sont moins couramment utilisés. Si nous parlons du fonctionnement des centrales nucléaires, alors un réacteur nucléaire est utilisé pour produire de la chaleur. L'électricité elle-même est générée de la même manière que dans d'autres types de centrales électriques : la vapeur fait tourner une turbine et l'énergie du mouvement est convertie en énergie électrique.

Vous trouverez ci-dessous un schéma du fonctionnement d'un réacteur nucléaire.

schéma de fonctionnement d'un réacteur nucléaire Schéma d'un réacteur nucléaire dans une centrale nucléaire

Comme nous l'avons déjà dit, la désintégration d'un noyau lourd d'uranium produit des éléments plus légers et plusieurs neutrons. Les neutrons résultants entrent en collision avec d’autres noyaux, provoquant également leur fission. Dans le même temps, le nombre de neutrons augmente comme une avalanche.

Ici, nous devons mentionner le facteur de multiplication des neutrons. Ainsi, si ce coefficient dépasse une valeur égale à un, une explosion nucléaire se produit. Si la valeur est inférieure à un, il y a trop peu de neutrons et la réaction s'arrête. Mais si vous maintenez la valeur du coefficient égale à un, la réaction se déroulera de manière longue et stable.

La question est comment faire cela ? Dans le réacteur, le combustible est contenu dans ce qu'on appelle des éléments combustibles (éléments combustibles). Ce sont des crayons qui contiennent du combustible nucléaire sous forme de petits comprimés. Les barres de combustible sont reliées dans des cassettes de forme hexagonale, il peut y en avoir des centaines dans un réacteur. Les cassettes avec crayons combustibles sont disposées verticalement, et chaque crayon combustible dispose d'un système qui permet d'ajuster la profondeur de son immersion dans le cœur. En plus des cassettes elles-mêmes, il existe parmi elles des barres de commande et des barres de protection d'urgence. Les tiges sont constituées d'un matériau qui absorbe bien les neutrons. Ainsi, les barres de contrôle peuvent être abaissées à différentes profondeurs dans le cœur, ajustant ainsi le facteur de multiplication des neutrons. Les barres de secours sont conçues pour arrêter le réacteur en cas d'urgence.

Comment démarre-t-on un réacteur nucléaire ?

Nous avons compris le principe de fonctionnement lui-même, mais comment démarrer et faire fonctionner le réacteur ? En gros, le voici: un morceau d'uranium, mais la réaction en chaîne ne s'y déclenche pas d'elle-même. Le fait est qu’en physique nucléaire, il existe un concept de masse critique.

Combustible nucléaireCombustible nucléaire

La masse critique est la masse de matière fissile nécessaire pour déclencher une réaction nucléaire en chaîne.

À l'aide de barres de combustible et de barres de commande, une masse critique de combustible nucléaire est d'abord créée dans le réacteur, puis le réacteur est amené au niveau de puissance optimal en plusieurs étapes.

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Dans cet article, nous avons essayé de vous donner une idée générale de la structure et du principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (nucléaire). Si vous avez des questions sur le sujet ou si un problème de physique nucléaire à l'université vous a été posé, veuillez contacter les spécialistes de notre entreprise. Comme d'habitude, nous sommes prêts à vous aider à résoudre tout problème urgent concernant vos études. Et tant qu’on y est, voici une autre vidéo éducative à votre attention !

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Réacteur nucléaire, principe de fonctionnement, fonctionnement d'un réacteur nucléaire.

Chaque jour, nous consommons de l’électricité et ne pensons pas à la manière dont elle est produite ni à la manière dont elle nous parvient. Néanmoins, c'est l'un des plus parties importantes civilisation moderne. Sans électricité, il n’y aurait rien : pas de lumière, pas de chaleur, pas de mouvement.

Tout le monde sait que l'électricité est produite dans les centrales électriques, y compris les centrales nucléaires. Le cœur de chaque centrale nucléaire est réacteur nucléaire. C’est ce que nous allons examiner dans cet article.

Réacteur nucléaire, un dispositif dans lequel une réaction nucléaire en chaîne contrôlée se produit avec dégagement de chaleur. Ces appareils sont principalement utilisés pour produire de l'électricité et comme entraînement grands navires. Afin d’imaginer la puissance et l’efficacité des réacteurs nucléaires, nous pouvons donner un exemple. Alors qu'un réacteur nucléaire moyen nécessitera 30 kilogrammes d'uranium, une centrale thermique moyenne nécessitera 60 wagons de charbon ou 40 réservoirs de fioul.

Prototype réacteur nucléaire a été construit en décembre 1942 aux USA sous la direction de E. Fermi. C'était ce qu'on appelait la « pile de Chicago ». Chicago Pile (plus tard le mot« Pile », entre autres significations, en est venu à désigner un réacteur nucléaire). On lui a donné ce nom car il ressemblait à un grand empilement de blocs de graphite placés les uns sur les autres.

Entre les blocs étaient placés des « fluides de travail » sphériques constitués d’uranium naturel et de son dioxyde.

En URSS, le premier réacteur a été construit sous la direction de l'académicien I.V. Kurchatov. Le réacteur F-1 était opérationnel le 25 décembre 1946. Le réacteur était de forme sphérique et avait un diamètre d'environ 7,5 mètres. Il n’avait pas de système de refroidissement et fonctionnait donc à des niveaux de puissance très faibles.

Les recherches se poursuivent et le 27 juin 1954, la première centrale nucléaire au monde d'une capacité de 5 MW entre en service à Obninsk.

Le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire.

Lors de la désintégration de l'uranium U 235, de la chaleur est dégagée, accompagnée du dégagement de deux ou trois neutrons. Selon les statistiques – 2,5. Ces neutrons entrent en collision avec d'autres atomes d'uranium U235. Lors d'une collision, l'uranium U 235 se transforme en un isotope instable U 236, qui se désintègre presque immédiatement en Kr 92 et Ba 141 + ces mêmes 2-3 neutrons. La désintégration s'accompagne d'une libération d'énergie sous forme de rayonnement gamma et de chaleur.

C'est ce qu'on appelle une réaction en chaîne. Les atomes se divisent, le nombre de désintégrations augmente de façon exponentielle, ce qui conduit finalement à une libération ultra-rapide, selon nos normes, d'une énorme quantité d'énergie - une explosion atomique se produit à la suite d'une réaction en chaîne incontrôlable.

Cependant, dans réacteur nucléaire nous négocions avec réaction nucléaire contrôlée. La manière dont cela devient possible est décrite ci-dessous.

La structure d'un réacteur nucléaire.

Il existe actuellement deux types de réacteurs nucléaires : le VVER (réacteur de puissance refroidi à l'eau) et le RBMK (réacteur à canal de grande puissance). La différence est que le RBMK est un réacteur bouillant, tandis que le VVER utilise de l'eau sous une pression de 120 atmosphères.

Réacteur VVER 1000. 1 - entraînement du système de contrôle ; 2 - couvercle du réacteur ; 3 - corps du réacteur ; 4 - bloc de tuyaux de protection (BZT) ; 5 - arbre; Boîtier à 6 cœurs ; 7 - assemblages combustibles (FA) et barres de commande ;

Chaque réacteur nucléaire industriel est une chaudière à travers laquelle circule du liquide de refroidissement. En règle générale, il s'agit d'eau ordinaire (environ 75 % dans le monde), de graphite liquide (20 %) et d'eau lourde (5 %). À des fins expérimentales, le béryllium a été utilisé et a été considéré comme un hydrocarbure.

TVEL– (élément combustible). Il s'agit de tiges dans une coque de zirconium avec un alliage de niobium, à l'intérieur de laquelle se trouvent des comprimés de dioxyde d'uranium.

TVEL raktor RBMK. Conception de l'élément combustible du réacteur RBMK : 1 - bouchon ; 2 - comprimés de dioxyde d'uranium ; 3 - coque en zirconium; 4 - printemps; 5 - douille; 6 - conseil.

TVEL comprend également un système de ressorts pour maintenir les pastilles de combustible au même niveau, ce qui permet de réguler plus précisément la profondeur d'immersion/retrait du combustible dans le cœur. Ils sont assemblés dans des cassettes de forme hexagonale comprenant chacune plusieurs dizaines de crayons combustibles. Le liquide de refroidissement s'écoule à travers les canaux de chaque cassette.

Les crayons combustibles dans la cassette sont surlignés en vert.

Ensemble cassette à carburant.

Le cœur du réacteur est constitué de centaines de cassettes placées verticalement et réunies entre elles par une coque métallique - un corps qui joue également le rôle de réflecteur de neutrons. Parmi les cassettes, sont insérées à intervalles réguliers des barres de commande et des barres de protection de secours du réacteur, destinées à arrêter le réacteur en cas de surchauffe.

Donnons à titre d'exemple des données sur le réacteur VVER-440 :

Les contrôleurs peuvent monter et descendre, plonger, ou vice versa, en quittant la zone active, là où la réaction est la plus intense. Ceci est assuré par de puissants moteurs électriques, associés à un système de contrôle. Les barres de protection d'urgence sont conçues pour arrêter le réacteur en cas d'urgence, tombant dans le cœur et absorbant davantage de neutrons libres.

Chaque réacteur possède un couvercle à travers lequel les cassettes usagées et neuves sont chargées et déchargées.

L'isolation thermique est généralement installée au-dessus de la cuve du réacteur. Le prochain obstacle est la protection biologique. Il s'agit généralement d'un bunker en béton armé dont l'entrée est fermée par un sas à portes scellées. La protection biologique vise à empêcher le rejet de vapeur radioactive et de morceaux du réacteur dans l'atmosphère en cas d'explosion.

Une explosion nucléaire dans les réacteurs modernes est extrêmement improbable. Parce que le carburant est assez légèrement enrichi et divisé en éléments combustibles. Même si le noyau fond, le combustible ne pourra pas réagir aussi activement. Le pire qui puisse arriver est une explosion thermique comme à Tchernobyl, lorsque la pression dans le réacteur a atteint des valeurs telles que l'enveloppe métallique a tout simplement éclaté et que le couvercle du réacteur, pesant 5 000 tonnes, a fait un saut à l'envers, perçant le toit de le compartiment du réacteur et libérant de la vapeur à l'extérieur. Si Centrale nucléaire de Tchernobylétait équipé d’une protection biologique appropriée, comme le sarcophage d’aujourd’hui, alors la catastrophe a coûté beaucoup moins cher à l’humanité.

Exploitation d'une centrale nucléaire.

En un mot, voici à quoi ressemble le raboboa.

Centrale nucléaire. (cliquable)

Après être entrée dans le cœur du réacteur à l’aide de pompes, l’eau est chauffée de 250 à 300 degrés et sort par « l’autre côté » du réacteur. C'est ce qu'on appelle le premier circuit. Après quoi il est envoyé vers l’échangeur de chaleur, où il rejoint le deuxième circuit. Après quoi la vapeur sous pression s’écoule sur les aubes de la turbine. Les turbines produisent de l'électricité.

Une réaction en chaîne de fission s’accompagne toujours d’une libération d’énergie énorme. L'utilisation pratique de cette énergie est la tâche principale d'un réacteur nucléaire.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel se produit une réaction de fission nucléaire contrôlée ou contrôlée.

Sur la base du principe de fonctionnement, les réacteurs nucléaires sont divisés en deux groupes : les réacteurs à neutrons thermiques et les réacteurs à neutrons rapides.

Comment fonctionne un réacteur nucléaire à neutrons thermiques ?

Un réacteur nucléaire typique possède :

• Noyau et modérateur ;
• Réflecteur de neutrons ;
• Liquide de refroidissement ;
• Système de contrôle de réaction en chaîne, protection d'urgence ;
• Système de contrôle et de radioprotection ;
• Système de contrôle à distance.

1 - zone active ; 2 - réflecteur ; 3 - protections ; 4 - barres de commande ; 5 - liquide de refroidissement ; 6 - pompes ; 7 - échangeur de chaleur ; 8 - turbines ; 9 - générateur; 10 - condensateur.

Noyau et modérateur

C’est dans le cœur que se produit une réaction en chaîne de fission contrôlée.

La plupart des réacteurs nucléaires fonctionnent avec des isotopes lourds de l'uranium 235. Mais dans les échantillons naturels de minerai d'uranium, sa teneur n'est que de 0,72 %. Cette concentration n’est pas suffisante pour qu’une réaction en chaîne se développe. Le minerai est donc enrichi artificiellement, portant la teneur de cet isotope à 3 %.

Les matières fissiles, ou combustible nucléaire, sous forme de comprimés sont placées dans des crayons hermétiquement fermés, appelés crayons de combustible (éléments combustibles). Ils imprègnent toute la zone active remplie de modérateur neutrons.

Pourquoi un modérateur de neutrons est-il nécessaire dans un réacteur nucléaire ?

Le fait est que les neutrons nés après la désintégration des noyaux d'uranium 235 ont une très grande grande vitesse. La probabilité de leur capture par d'autres noyaux d'uranium est des centaines de fois inférieure à la probabilité de capture des neutrons lents. Et si leur vitesse n'est pas réduite, la réaction nucléaire pourrait s'éteindre avec le temps. Le modérateur résout le problème de la réduction de la vitesse des neutrons. Si de l’eau ou du graphite est placé sur le trajet de neutrons rapides, leur vitesse peut être artificiellement réduite et ainsi le nombre de particules capturées par les atomes peut être augmenté. Dans le même temps, une réaction en chaîne dans le réacteur nécessitera moins de combustible nucléaire.

En raison du processus de ralentissement, neutrons thermiques, dont la vitesse est presque égale à la vitesse mouvement thermique molécules de gaz à température ambiante.

L'eau, l'eau lourde (oxyde de deutérium D 2 O), le béryllium et le graphite sont utilisés comme modérateurs dans les réacteurs nucléaires. Mais le meilleur modérateur est l’eau lourde D2O.

Réflecteur de neutrons

Pour éviter les fuites de neutrons dans l'environnement, le cœur d'un réacteur nucléaire est entouré de réflecteur de neutrons. Le matériau utilisé pour les réflecteurs est souvent le même que celui des modérateurs.

Liquide de refroidissement

La chaleur dégagée lors d'une réaction nucléaire est évacuée à l'aide d'un liquide de refroidissement. L'eau naturelle ordinaire, préalablement purifiée de diverses impuretés et gaz, est souvent utilisée comme liquide de refroidissement dans les réacteurs nucléaires. Mais comme l'eau bout déjà à une température de 100 0 C et une pression de 1 atm, afin d'augmenter le point d'ébullition, la pression dans le circuit de refroidissement primaire est augmentée. L'eau du circuit primaire circulant dans le cœur du réacteur lave les crayons de combustible et s'échauffe jusqu'à une température de 320 0 C. Puis, à l'intérieur de l'échangeur thermique, elle cède de la chaleur à l'eau du circuit secondaire. L'échange s'effectue à travers des tubes d'échange thermique, il n'y a donc aucun contact avec l'eau du circuit secondaire. Cela empêche les substances radioactives de pénétrer dans le deuxième circuit de l'échangeur thermique.

Et puis tout se passe comme dans une centrale thermique. L'eau du deuxième circuit se transforme en vapeur. La vapeur fait tourner une turbine qui entraîne un générateur électrique qui produit du courant électrique.

Dans les réacteurs à eau lourde, le liquide de refroidissement est de l'eau lourde D2O, et dans les réacteurs à liquide de refroidissement, c'est du métal fondu.

Système de contrôle de réaction en chaîne

L'état actuel du réacteur est caractérisé par une grandeur appelée réactivité.

ρ = ( k-1)/ k ,

k = n je / n je -1 ,

Où k – facteur de multiplication des neutrons,

n je - le nombre de neutrons de la prochaine génération dans la réaction de fission nucléaire,

n je -1 , - nombre de neutrons la génération précédente dans la même réaction.

Si k ˃ 1 , la réaction en chaîne s'amplifie, le système s'appelle supercritique y. Si k< 1 , la réaction en chaîne s'éteint et le système s'appelle sous-critique. À k = 1 le réacteur est en état critique stable, puisque le nombre de noyaux fissiles ne change pas. Dans cet état réactivité ρ = 0 .

L'état critique du réacteur (le facteur de multiplication des neutrons requis dans un réacteur nucléaire) est maintenu en déplaçant barres de commande. Le matériau à partir duquel ils sont fabriqués comprend des substances absorbant les neutrons. En étendant ou en poussant ces tiges dans le cœur, la vitesse de la réaction de fission nucléaire est contrôlée.

Le système de contrôle assure le contrôle du réacteur lors de son démarrage, de son arrêt programmé, de son fonctionnement en puissance, ainsi que de la protection d'urgence du réacteur nucléaire. Ceci est réalisé en changeant la position des barres de commande.

Si l'un des paramètres du réacteur (température, pression, taux de montée en puissance, consommation de combustible, etc.) s'écarte de la norme, ce qui peut conduire à un accident, partie centrale le noyau est réinitialisé spécial barres de secours et la réaction nucléaire s'arrête rapidement.

S'assurer que les paramètres du réacteur sont conformes aux normes systèmes de contrôle et de radioprotection.

Pour garde environnement depuis rayonnement radioactif le réacteur est placé dans une enveloppe en béton épais.

Systèmes de contrôle à distance

Tous les signaux sur l'état du réacteur nucléaire (température du liquide de refroidissement, niveau de rayonnement en Différents composants réacteur, etc.) sont envoyés au panneau de commande du réacteur et traités dans des systèmes informatiques. L'opérateur reçoit toutes les informations et recommandations nécessaires pour éliminer certains écarts.

Réacteurs rapides

La différence entre les réacteurs de ce type et les réacteurs à neutrons thermiques est que les neutrons rapides résultant de la désintégration de l'uranium 235 ne sont pas ralentis, mais sont absorbés par l'uranium 238 puis convertis en plutonium 239. Par conséquent, les réacteurs à neutrons rapides sont utilisés pour produire du plutonium 239 de qualité militaire et de l’énergie thermique, que les générateurs des centrales nucléaires convertissent en énergie électrique.

Le combustible nucléaire de ces réacteurs est l'uranium 238 et la matière première est l'uranium 235.

Dans le minerai d'uranium naturel, 99,2745 % sont de l'uranium 238. Lorsqu’un neutron thermique est absorbé, il ne se fission mais devient un isotope de l’uranium 239.

Quelque temps après la désintégration β, l'uranium 239 se transforme en noyau de neptunium 239 :

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

Après la deuxième désintégration β, du plutonium-239 fissile se forme :

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

Et enfin, après la désintégration alpha du noyau du plutonium-239, on obtient de l'uranium-235 :

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

Des barres de combustible contenant des matières premières (uranium 235 enrichi) sont situées dans le cœur du réacteur. Cette zone est entourée d'une zone de reproduction constituée de crayons combustibles contenant du combustible (uranium appauvri-238). Les neutrons rapides émis par le cœur après la désintégration de l'uranium 235 sont capturés par les noyaux d'uranium 238. Il en résulte la formation de plutonium 239. Ainsi, du nouveau combustible nucléaire est produit dans des réacteurs à neutrons rapides.

Les métaux liquides ou leurs mélanges sont utilisés comme caloporteurs dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides.

Classification et application des réacteurs nucléaires

Les réacteurs nucléaires sont principalement utilisés dans les centrales nucléaires. Avec leur aide, l'énergie électrique et thermique est produite à l'échelle industrielle. De tels réacteurs sont appelés énergie .

Les réacteurs nucléaires sont largement utilisés dans les systèmes de propulsion des sous-marins nucléaires modernes, des navires de surface et dans la technologie spatiale. Ils alimentent les moteurs en énergie électrique et sont appelés réacteurs de transport .

Pour recherche scientifique dans le domaine de la physique nucléaire et de la chimie des rayonnements, on utilise des flux de neutrons et des quanta gamma obtenus dans le cœur réacteurs de recherche. L'énergie qu'ils génèrent ne dépasse pas 100 MW et n'est pas utilisée à des fins industrielles.

Pouvoir réacteurs expérimentaux encore moins. Elle atteint une valeur de quelques kW seulement. Ces réacteurs sont utilisés pour étudier diverses grandeurs physiques, dont l'importance est importante dans la conception des réactions nucléaires.

À réacteurs industriels comprennent les réacteurs pour la production d'isotopes radioactifs utilisés à des fins médicales, ainsi que dans divers domaines industriels et technologiques. Les réacteurs de dessalement d'eau de mer sont également classés parmi les réacteurs industriels.

La production d’énergie nucléaire est une méthode de production d’électricité moderne et en plein développement. Savez-vous comment fonctionnent les centrales nucléaires ? Quel est le principe de fonctionnement d'une centrale nucléaire ? Quels types de réacteurs nucléaires existent aujourd’hui ? Nous essaierons d'examiner en détail le schéma de fonctionnement d'une centrale nucléaire, d'examiner la structure d'un réacteur nucléaire et de découvrir dans quelle mesure la méthode nucléaire de production d'électricité est sûre.

Toute gare est une zone fermée éloignée d'une zone résidentielle. Il y a plusieurs bâtiments sur son territoire. La structure la plus importante est le bâtiment du réacteur, à côté se trouvent la salle des machines à partir de laquelle le réacteur est contrôlé et le bâtiment de sécurité.

Ce projet est impossible sans réacteur nucléaire. Un réacteur atomique (nucléaire) est un dispositif de centrale nucléaire conçu pour organiser une réaction en chaîne de fission neutronique avec libération obligatoire d'énergie au cours de ce processus. Mais quel est le principe de fonctionnement d’une centrale nucléaire ?

L'ensemble de l'installation réacteur est abrité dans le bâtiment réacteur, une grande tour en béton qui cache le réacteur et contiendra tous les produits de la réaction nucléaire en cas d'accident. Cette grande tour est appelée confinement, coque hermétique ou zone de confinement.

La zone hermétique des nouveaux réacteurs comporte 2 parois épaisses en béton - coques.
L'enveloppe extérieure, de 80 cm d'épaisseur, protège la zone de confinement des influences extérieures.

La coque intérieure, d'une épaisseur de 1 mètre 20 cm, comporte des câbles en acier spéciaux qui multiplient par trois la résistance du béton et empêcheront la structure de s'effondrer. À l’intérieur, il est doublé d’une fine tôle d’acier spécial, conçue pour servir de protection supplémentaire au confinement et, en cas d’accident, pour ne pas rejeter le contenu du réacteur hors de la zone de confinement.

Cette conception de la centrale nucléaire lui permet de résister à un crash d'avion pesant jusqu'à 200 tonnes, à un séisme de magnitude 8, à une tornade et à un tsunami.

La première coque scellée a été construite à la centrale nucléaire américaine du Connecticut Yankee en 1968.

La hauteur totale de la zone de confinement est de 50 à 60 mètres.

De quoi est constitué un réacteur nucléaire ?

Pour comprendre le principe de fonctionnement d’un réacteur nucléaire, et donc le principe de fonctionnement d’une centrale nucléaire, il faut comprendre les composants du réacteur.

• Zone active. C'est la zone où sont placés le combustible nucléaire (générateur de combustible) et le modérateur. Les atomes de combustible (le plus souvent l'uranium est le combustible) subissent une réaction de fission en chaîne. Le modérateur est conçu pour contrôler le processus de fission et permet la réaction requise en termes de vitesse et de force.
• Réflecteur de neutrons. Un réflecteur entoure le noyau. Il est constitué du même matériel que le modérateur. Il s’agit essentiellement d’une boîte dont le but principal est d’empêcher les neutrons de quitter le cœur et de pénétrer dans l’environnement.
• Liquide de refroidissement. Le liquide de refroidissement doit absorber la chaleur dégagée lors de la fission des atomes de carburant et la transférer à d'autres substances. Le liquide de refroidissement détermine en grande partie la manière dont une centrale nucléaire est conçue. Le liquide de refroidissement le plus populaire aujourd’hui est l’eau.
  Système de contrôle du réacteur. Capteurs et mécanismes qui alimentent un réacteur de centrale nucléaire.

Combustible pour centrales nucléaires

Avec quoi fonctionne une centrale nucléaire ? Le combustible des centrales nucléaires est constitué d'éléments chimiques qui ont propriétés radioactives. Dans toutes les centrales nucléaires, cet élément est l'uranium.

La conception des centrales implique que les centrales nucléaires fonctionnent avec un combustible composite complexe, et non avec du combustible pur. élément chimique. Et pour extraire le combustible uranium de l'uranium naturel chargé dans un réacteur nucléaire, il est nécessaire d'effectuer de nombreuses manipulations.

Uranium enrichi

L'uranium est constitué de deux isotopes, c'est-à-dire qu'il contient des noyaux de masses différentes. Ils ont été nommés d'après le nombre de protons et de neutrons, isotope -235 et isotope-238. Les chercheurs du 20ème siècle ont commencé à extraire l'uranium 235 du minerai, parce que... il était plus facile de se décomposer et de se transformer. Il s'est avéré que cet uranium dans la nature ne représente que 0,7% (le pourcentage restant va au 238ème isotope).

Que faire dans ce cas ? Ils ont décidé d'enrichir l'uranium. L’enrichissement de l’uranium est un processus dans lequel il reste une grande partie des isotopes 235x nécessaires et quelques isotopes 238x inutiles. La tâche des enrichisseurs d’uranium est de transformer 0,7 % en presque 100 % d’uranium 235.

L'uranium peut être enrichi à l'aide de deux technologies : la diffusion gazeuse ou la centrifugation gazeuse. Pour les utiliser, l'uranium extrait du minerai est transformé à l'état gazeux. Il est enrichi sous forme de gaz.

Poudre d'uranium

L'uranium enrichi est transformé en dioxyde d'uranium à l'état solide. Cet uranium 235 solide et pur se présente sous la forme de gros cristaux blancs, qui sont ensuite broyés en poudre d'uranium.

Comprimés d'uranium

Les comprimés d'uranium sont des disques métalliques solides de quelques centimètres de long. Pour former de tels comprimés à partir de poudre d'uranium, celle-ci est mélangée à une substance - un plastifiant, ce qui améliore la qualité du pressage des comprimés.

Les palets pressés sont cuits à une température de 1 200 degrés Celsius pendant plus d'une journée pour conférer aux comprimés une solidité particulière et une résistance aux températures élevées. Le fonctionnement d’une centrale nucléaire dépend directement de la qualité de la compression et de la cuisson du combustible à base d’uranium.

Les comprimés sont cuits dans des boîtes en molybdène, car seul ce métal est capable de ne pas fondre à des températures « infernales » supérieures à mille cinq cents degrés. Après cela, le combustible à l'uranium destiné aux centrales nucléaires est considéré comme prêt.

Que sont TVEL et FA ?

Le cœur du réacteur ressemble à un énorme disque ou tuyau percé de trous dans les parois (selon le type de réacteur), 5 fois plus grand que le corps humain. Ces trous contiennent du combustible à base d'uranium dont les atomes effectuent la réaction souhaitée.

Il est impossible de simplement jeter du combustible dans le réacteur, à moins que vous ne vouliez provoquer une explosion de toute la centrale et un accident avec des conséquences pour quelques États voisins. Par conséquent, le combustible à l’uranium est placé dans des barres de combustible puis collecté dans des assemblages combustibles. Que signifient ces abréviations ?

• TVEL est un élément combustible (à ne pas confondre avec le même nom de la société russe qui les produit). Il s’agit essentiellement d’un tube de zirconium mince et long fabriqué à partir d’alliages de zirconium dans lequel sont placées des tablettes d’uranium. C’est dans les barres de combustible que les atomes d’uranium commencent à interagir les uns avec les autres, libérant de la chaleur au cours de la réaction.

Le zirconium a été choisi comme matériau pour la production de crayons combustibles en raison de ses propriétés réfractaires et anticorrosion.

Le type de barres de combustible dépend du type et de la structure du réacteur. En règle générale, la structure et le but des crayons combustibles ne changent pas, la longueur et la largeur du tube peuvent être différentes.

La machine charge plus de 200 pastilles d'uranium dans un tube de zirconium. Au total, environ 10 millions de pastilles d'uranium fonctionnent simultanément dans le réacteur.
FA – assemblage combustible. Les travailleurs des centrales nucléaires appellent des grappes d'assemblages combustibles.

Il s’agit essentiellement de plusieurs barres de combustible fixées ensemble. Le FA est le combustible nucléaire fini, avec lequel fonctionne une centrale nucléaire. Ce sont les assemblages combustibles qui sont chargés dans le réacteur nucléaire. Environ 150 à 400 assemblages combustibles sont placés dans un réacteur.
Selon le réacteur dans lequel fonctionneront les assemblages combustibles, ceux-ci se présentent sous des formes différentes. Parfois, les faisceaux sont pliés en forme cubique, parfois en forme cylindrique, parfois en forme hexagonale.

Un assemblage combustible sur 4 ans de fonctionnement produit la même quantité d'énergie que lors de la combustion de 670 wagons de charbon, 730 réservoirs de gaz naturel ou 900 réservoirs chargés de pétrole.
Aujourd'hui, les assemblages combustibles sont produits principalement dans des usines en Russie, en France, aux États-Unis et au Japon.

Pour livrer du combustible destiné aux centrales nucléaires vers d'autres pays, les assemblages combustibles sont scellés dans des tuyaux métalliques longs et larges, l'air est pompé hors des tuyaux et machines spéciales livrés à bord d’avions-cargos.

Le combustible nucléaire destiné aux centrales nucléaires pèse trop cher, car... l'uranium est l'un des plus métaux lourds sur la planète. Son densité spécifique 2,5 fois plus que l'acier.

Centrale nucléaire : principe de fonctionnement

Quel est le principe de fonctionnement d'une centrale nucléaire ? Le principe de fonctionnement des centrales nucléaires repose sur une réaction en chaîne de fission d'atomes d'une substance radioactive - l'uranium. Cette réaction se produit au cœur d'un réacteur nucléaire.

IL EST IMPORTANT DE SAVOIR :

Sans entrer dans les subtilités de la physique nucléaire, le principe de fonctionnement d’une centrale nucléaire ressemble à ceci :
Après le démarrage d'un réacteur nucléaire, des barres absorbantes sont retirées des barres de combustible, ce qui empêche l'uranium de réagir.

Une fois les barreaux retirés, les neutrons de l’uranium commencent à interagir les uns avec les autres.

Lorsque des neutrons entrent en collision, une mini-explosion se produit au niveau atomique, de l'énergie est libérée et de nouveaux neutrons naissent, une réaction en chaîne commence à se produire. Ce processus génère de la chaleur.

La chaleur est transférée au liquide de refroidissement. Selon le type de liquide de refroidissement, il se transforme en vapeur ou en gaz, qui fait tourner la turbine.

La turbine entraîne un générateur électrique. C'est lui qui génère réellement le courant électrique.

Si vous ne surveillez pas le processus, les neutrons d'uranium peuvent entrer en collision les uns avec les autres jusqu'à ce qu'ils explosent le réacteur et détruisent toute la centrale nucléaire en mille morceaux. Le processus est contrôlé par des capteurs informatiques. Ils détectent une augmentation de température ou un changement de pression dans le réacteur et peuvent arrêter automatiquement les réactions.

En quoi le principe de fonctionnement des centrales nucléaires diffère-t-il de celui des centrales thermiques (centrales thermiques) ?

Il n'y a des différences de travail que dans les premières étapes. Dans une centrale nucléaire, le liquide de refroidissement reçoit la chaleur de la fission des atomes du combustible d'uranium ; dans une centrale thermique, le liquide de refroidissement reçoit la chaleur de la combustion du combustible organique (charbon, gaz ou pétrole). Une fois que les atomes d'uranium ou le gaz et le charbon ont libéré de la chaleur, les schémas d'exploitation des centrales nucléaires et des centrales thermiques sont les mêmes.

Types de réacteurs nucléaires

Le fonctionnement d'une centrale nucléaire dépend de son fonctionnement réacteur atomique. Il existe aujourd'hui deux principaux types de réacteurs, qui sont classés selon le spectre des neurones :
Un réacteur à neutrons lents, également appelé réacteur thermique.

Pour son fonctionnement, on utilise de l'uranium 235, qui passe par les étapes d'enrichissement, de création de pastilles d'uranium, etc. Aujourd’hui, la grande majorité des réacteurs utilisent des neutrons lents.
Réacteur à neutrons rapides.

Ces réacteurs sont l'avenir, parce que... Ils travaillent sur l'uranium 238, qui se trouve à la pelle dans la nature et il n'est pas nécessaire d'enrichir cet élément. Le seul inconvénient de ces réacteurs réside dans les coûts très élevés de conception, de construction et de démarrage. Aujourd’hui, les réacteurs à neutrons rapides ne fonctionnent qu’en Russie.

Le liquide de refroidissement des réacteurs à neutrons rapides est du mercure, du gaz, du sodium ou du plomb.

Les réacteurs à neutrons lents, que toutes les centrales nucléaires du monde utilisent aujourd'hui, existent également en plusieurs types.

L'organisation AIEA (Agence internationale de l'énergie atomique) a créé sa propre classification, qui est la plus souvent utilisée dans l'industrie mondiale de l'énergie nucléaire. Le principe de fonctionnement d'une centrale nucléaire dépendant en grande partie du choix du caloporteur et du modérateur, l'AIEA a basé sa classification sur ces différences.

D'un point de vue chimique, l'oxyde de deutérium est un modérateur et un liquide de refroidissement idéal, car ses atomes interagissent plus efficacement avec les neutrons de l’uranium qu’avec d’autres substances. En termes simples, l’eau lourde accomplit sa tâche avec un minimum de pertes et un maximum de résultats. Cependant, sa production coûte de l’argent, alors que l’eau ordinaire « légère » et familière est beaucoup plus facile à utiliser.

Quelques faits sur les réacteurs nucléaires...

Il est intéressant de noter qu’il faut au moins 3 ans pour construire un réacteur de centrale nucléaire !
Pour construire un réacteur, il faut un équipement fonctionnant avec un courant électrique de 210 kiloampères, soit un million de fois supérieur au courant qui peut tuer une personne.

Une coque (élément structurel) d'un réacteur nucléaire pèse 150 tonnes. Il y a 6 de ces éléments dans un réacteur.

Réacteur à eau sous pression

Nous avons déjà découvert comment fonctionne une centrale nucléaire en général ; pour mettre les choses en perspective, regardons comment fonctionne le réacteur nucléaire à eau sous pression le plus populaire.
Aujourd’hui, partout dans le monde, des réacteurs à eau sous pression de génération 3+ sont utilisés. Ils sont considérés comme les plus fiables et les plus sûrs.

Tous les réacteurs à eau sous pression dans le monde, au cours de toutes leurs années d'exploitation, ont déjà accumulé plus de 1000 ans de fonctionnement sans problème et n'ont jamais présenté d'écarts sérieux.

La structure des centrales nucléaires utilisant des réacteurs à eau sous pression implique que de l'eau distillée chauffée à 320 degrés circule entre les crayons de combustible. Pour éviter qu'il ne passe à l'état de vapeur, il est maintenu sous une pression de 160 atmosphères. Le schéma de la centrale nucléaire appelle cela l’eau du circuit primaire.

L'eau chauffée entre dans le générateur de vapeur et cède sa chaleur à l'eau du circuit secondaire, après quoi elle « retourne » à nouveau vers le réacteur. Extérieurement, il semble que les tubes d'eau du premier circuit soient en contact avec d'autres tubes - l'eau du deuxième circuit, ils se transfèrent de la chaleur, mais les eaux n'entrent pas en contact. Les tubes sont en contact.

Ainsi, la possibilité que des radiations pénètrent dans l'eau du circuit secondaire, qui participera en outre au processus de production d'électricité, est exclue.

Sécurité opérationnelle des centrales nucléaires

Après avoir appris le principe de fonctionnement des centrales nucléaires, il faut comprendre comment fonctionne la sécurité. La construction de centrales nucléaires nécessite aujourd'hui une attention accrue aux règles de sécurité.
Les coûts de sécurité des centrales nucléaires représentent environ 40 % du coût total de la centrale elle-même.

La conception de la centrale nucléaire comprend 4 barrières physiques qui empêchent le rejet de substances radioactives. À quoi sont censées servir ces barrières ? Au bon moment, pouvoir arrêter la réaction nucléaire, assurer une évacuation constante de la chaleur du cœur et du réacteur lui-même et empêcher le rejet de radionucléides au-delà du confinement (zone hermétique).

• Le premier obstacle est la résistance des pastilles d’uranium. Il est important qu’ils ne soient pas détruits par les températures élevées d’un réacteur nucléaire. Le fonctionnement d’une centrale nucléaire dépend en grande partie de la façon dont les pastilles d’uranium sont « cuites » au cours de la phase initiale de fabrication. Si les pastilles de combustible d'uranium ne sont pas cuites correctement, les réactions des atomes d'uranium dans le réacteur seront imprévisibles.
• Le deuxième obstacle est l’étanchéité des crayons combustibles. Les tubes de zirconium doivent être hermétiquement fermés ; si le sceau est brisé, au mieux le réacteur sera endommagé et le travail s'arrêtera ; au pire, tout s'envolera dans les airs.
• La troisième barrière est une cuve de réacteur en acier durable a, (cette même grande tour - zone hermétique) qui « retient » tous les processus radioactifs. Si le boîtier est endommagé, les radiations s'échappent dans l'atmosphère.
• La quatrième barrière est constituée de barres de protection d'urgence. Des tiges avec modérateurs sont suspendues au-dessus du noyau par des aimants, qui peuvent absorber tous les neutrons en 2 secondes et arrêter la réaction en chaîne.

Si, malgré la conception d'une centrale nucléaire dotée de nombreux degrés de protection, il n'est pas possible de refroidir le cœur du réacteur au bon moment et que la température du combustible monte à 2600 degrés, alors le dernier espoir du système de sécurité entre en jeu. - ce qu'on appelle le piège à fusion.

Le fait est qu'à cette température, le fond de la cuve du réacteur fondra et tous les restes de combustible nucléaire et de structures en fusion s'écouleront dans un « verre » spécial suspendu au-dessus du cœur du réacteur.

Le piège à fusion est réfrigéré et ignifuge. Il est rempli de ce qu'on appelle la « matière sacrificielle », qui arrête progressivement la réaction de fission en chaîne.

Ainsi, la conception d’une centrale nucléaire implique plusieurs degrés de protection, qui éliminent presque totalement toute possibilité d’accident.

Qu'est-ce qu'un réacteur nucléaire ?

Un réacteur nucléaire, anciennement connu sous le nom de « chaudière 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’un nombre important de noyaux atomiques en décomposition (comme l’uranium 235 ou le plutonium 239) absorbent un neutron, une fission 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 :

• Énergie cinétique Les produits de fission sont convertis 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 % de nombre total les neutrons produits lors de la fission, et le reste (les soi-disant « neutrons rapides ») se forment immédiatement pendant 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 grande quantité du « 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 suffisamment haut niveau pouvoir de le détruire en absorbant les neutrons dès leur production. 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 signa une lettre écrite par Szilard au président Franklin D. Roosevelt l'informant que la découverte de la fission de l'uranium pourrait conduire à la création d'un « phénomène extraordinaire ». bombes puissantes 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 ont travaillé ensemble pendant de nombreuses années, mais Einstein n'avait jamais pensé à cette possibilité pour l'énergie nucléaire jusqu'à ce que Szilard lui dise, en fait, au début sa quête pour écrire une lettre à Einstein-Szilard pour avertir le gouvernement américain,

Peu de temps après, en 1939 L'Allemagne hitlérienne A attaqué 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 ». Projet nucléaire Les États-Unis ont commencé, quoique 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.

L'année suivante, le gouvernement américain a reçu du Royaume-Uni le mémorandum Frisch-Peierls, qui déclarait que la quantité d'uranium nécessaire pour réaliser la 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 » à Assemblée générale ONU 8 décembre 1953 Cette décision 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 "Alco PM-2A" a été utilisé pour produire de l'électricité (2 MW) pour l'américain base militaire"Camp Siècle" depuis 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 déchet radioactif(partie d'une station de stockage de 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 en 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. Parallèlement, le dioxyde de carbone était 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 directement entraîner 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 quatrième génération (technologies encore en développement, date de début inconnue, éventuellement 2030)

En 2003, le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) a introduit pour la première fois la dénomination « 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 du récipient haute pression passe par un circuit générateur de vapeur, qui à son tour chauffe le circuit secondaire (non radioactif). Ces réacteurs constituent la plupart 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 caractéristique principale 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. Il existe un certain nombre de réacteurs opérationnels 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 « reproducteurs » 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 d'efficacité, mais ils nécessitent une compensation pour l'augmentation de la pression car ils utilisent du métal liquide qui ne crée pas de surpression même à très haute température. 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 également à prévenir la corrosion. diverses pièces réacteur immergé dedans. 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 divers systèmes de sécurité, leur haut rendement et leur haute densité énergétique conviennent aux 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 service. 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 réacteur (HTGCR), est conçu de telle manière que hautes températures réduire la puissance de sortie en raison de l'élargissement Doppler de la section efficace 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 comprennent plus de couches de protection passive (jusqu'à 7) que dans les réacteurs à eau légère (généralement 3). Une caractéristique unique qui peut garantir la sécurité est que les boules de combustible forment en fait le noyau et sont 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 à Forum international Génération IV (GIF) basée sur huit objectifs technologiques. Les principaux objectifs étaient d'améliorer la sûreté nucléaire, d'accroître la résistance à la prolifération, de minimiser les déchets et l'utilisation des ressources naturelles et de réduire les coûts de construction et d'exploitation de ces centrales.

• 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. Option cycle fermé pour fusée avec moteur 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 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.

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. Le stockage définitif et le stockage de ce combustible usé constituent l'une des tâches les plus difficiles dans l'organisation de l'exploitation d'une installation industrielle. centrale nucléaire. 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 provoqué 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 groupe de recherche) et l'Administration japonaise de 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 fournir sécurité nucléaire. Des scénarios catastrophiques, notamment des attaques terroristes, sont également possibles. 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), et désastre nucléaire 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. Une série d'incidents impliquant le satellite soviétique à propulsion nucléaire sans pilote RORSAT a entraîné la libération de combustible nucléaire usé dans l'atmosphère terrestre depuis l'orbite.

Réacteurs nucléaires naturels

Même si l’on croit souvent que les réacteurs à fission sont un produit technologie moderne, les premiers réacteurs nucléaires existent dans des 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 : désintégration radioactive sur cette longue période, a réduit la proportion d'U-235 dans l'uranium naturel en dessous du niveau requis pour maintenir une réaction en chaîne.

Des réacteurs nucléaires naturels se sont formés lorsque les riches gisements d'uranium ont commencé à se remplir eaux souterraines, qui a agi comme un modérateur de neutrons et a déclenché une réaction en chaîne importante. Le modérateur de neutrons, sous forme d'eau, s'est évaporé, provoquant une accélération de 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.

De tels 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. Ce moment clé pour les critiques de l'élimination 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.