Histoire et techniques des réacteurs nucléaires et de leurs combustibles
Dominique Grenêche
edp sciences
Avant-propos17
Remerciements21
Structure générale du livre23
Sigles principaux27
Partie 1 Historique des découvertes sur les atomes et l'énergie nucléaire31
Chapitre 1 ¤ Le long chemin vers la connaissance des atomes33
1.1 Introduction générale33
1.1.1 « Des atomes et des hommes »33
1.1.2 Une histoire qui commence il y a deux milliards d'années34
1.2 De la philosophie à la physique37
1.2.1 La naissance de la théorie « atomiste »37
1.2.2 Ceux qui croyaient aux atomes et ceux qui n'y croyaient pas38
1.3 Enfin, les atomes s'expriment42
1.3.1 Des rayons inconnus mais célèbres42
1.3.2 La radioactivité et l'entrée en scène de l'uranium42
1.3.3 L'ambre et la lumière46
1.4 Les explorateurs de l'atome50
1.4.1 Les théoriciens balayent les idées des derniers récalcitrants50
1.4.2 L'atome atomisé : il n'est plus « insécable »52
Chapitre 2 ¤ La fission nucléaire et la réaction en chaîne59
2.1 La grande découverte59
2.1.1 L'abstraction au service de l'atome59
2.1.2 Le gros oeuvre s'achève61
Une particule bien étrange, issue de l'imagination61
La pièce manquante63
2.1.3 Entre les deux guerres, on bombarde... les noyaux atomiques65
Au-delà des éléments radioactifs naturels65
Le mystère s'épaissit66
2.1.4 Quand l'atome s'éclate71
2.2 Le « sprint » vers la réaction en chaîne75
2.2.1 Les promesses d'une énergie colossale75
2.2.2 Les brevets et les travaux français82
2.2.3 La « bataille de l'eau lourde »85
2.2.4 Le spectre de l'arme absolue87
2.3 Et Pandore s'anima90
2.3.1 Sous les gradins d'un stade de football90
2.3.2 Le nouveau monde93
2.4 Principaux repères chronologiques sur l'histoire technique du nucléaire (jusqu'à la première réaction en chaîne)98
Partie 2 Bases de physique nucléaire et de neutronique101
Chapitre 3 ¤ Éléments de physique nucléaire103
3.1 Les noyaux atomiques104
3.1.1 Neutrons, protons et noyaux atomiques104
3.1.2 Isotopes et éléments chimiques106
3.1.3 Isobares et isomères109
3.2 La radioactivité110
3.2.1 Les différentes formes de radioactivité110
3.2.2 Périodes de décroissance radioactive112
3.2.3 Activité d'un noyau radioactif113
3.2.4 Les lois d'évolution d'un noyau radioactif issu d'un autre noyau radioactif et les familles radioactives114
3.2.5 La « vallée de stabilité »116
3.2.6 Quelques exemples de noyaux atomiques radioactifs119
3.3 Les réactions nucléaires120
3.3.1 Généralités120
3.3.2 Les interactions entre un neutron et un noyau121
3.4 Les sections efficaces125
3.4.1 Définitions125
3.4.1.1 Section efficace microscopique125
3.4.1.2 Section efficace macroscopique126
3.4.2 Unité et variation globale des sections efficaces127
3.4.2.1 Unité de section efficace microscopique127
3.4.2.2 Ordres de grandeur des sections efficaces microscopiques128
3.4.3 Les résonances130
3.4.4 Conclusion sur les sections efficaces136
3.5 La fission nucléaire136
3.5.1 Le phénomène de fission136
3.5.2 La fission de certains noyaux : pourquoi ?138
3.5.3 Les noyaux fissiles140
3.5.4 Les fragments et produits de fissions142
3.5.5 Énergie libérée par la fission146
3.5.6 Nombre de neutrons émis par fission et énergie de ces neutrons148
3.5.7 La fission en résumé151
Chapitre 4 ¤ Principes du fonctionnement des réacteurs nucléaires et grandeurs utilisées153
4.1 La réaction en chaîne154
4.1.1 Principe de base et formulation : le facteur de reproduction des neutrons154
4.1.2 Le coefficient de multiplication et la réactivité155
Naissance des neutrons155
Disparition des neutrons155
Coefficient de multiplication156
Réactivité156
4.1.3 La criticité d'un milieu « multiplicateur »157
4.2 Taux de réaction des neutrons avec la matière158
4.3 Le flux neutronique159
4.3.1 Définition159
4.3.2 Interprétation du flux160
4.3.3 Expression classique du flux neutronique160
4.3.4 Ordres de grandeur163
4.3.5 Principes généraux du calcul du flux neutronique163
4.3.6 Équation de la diffusion et solution pour un groupe de neutrons166
4.4 Paramètres caractéristiques de la migration et du coefficient de multiplication des neutrons. Taille critique et masse critique169
4.4.1 Condition de criticité d'un milieu multiplicateur de neutrons169
4.4.2 Exemple pratique d'utilisation des relations liant la géométrie et la composition d'un milieu multiplicateur172
4.5 Le ralentissement puis la thermalisation des neutrons173
4.5.1 Ralentir les neutrons : pourquoi ?173
4.5.2 Ralentir les neutrons : comment ?176
4.5.3 Les lois élémentaires du ralentissement des neutrons176
4.5.4 La capture des neutrons au cours de leur ralentissement178
4.5.5 Thermalisation des neutrons181
4.6 Bilan des neutrons dans un coeur de réacteur184
4.6.1 Formule des quatre facteurs184
4.6.2 Optimum du rapport de modération186
4.6.3 Bilan des neutrons dans un réacteur à eau pressurisée188
4.7 Réflecteur de neutrons et répartition de puissance dans un coeur de réacteur190
4.7.1 Rôle et nature d'un réflecteur de neutrons190
4.7.2 Répartition de puissance dans un coeur de réacteur191
Chapitre 5 ¤ Comportement cinétique des réacteurs193
5.1 La vitesse de multiplication des neutrons de la réaction en chaîne193
5.1.1 Temps de vie des neutrons dans un réacteur193
5.1.2 Rythme de croissance de la population neutronique dans un réacteur surcritique194
5.2 Les neutrons prompts et les neutrons retardés195
5.2.1 Généralités195
5.2.2 Les précurseurs de neutrons retardés196
5.3 L'effet des neutrons retardés sur la cinétique des réacteurs198
5.3.1 Approche simplifiée198
5.3.2 Approche explicite à un groupe de neutrons retardés199
5.3.3 Approche explicite à six groupes de neutrons retardés203
Chapitre 6 ¤ Évolution du combustible dans les réacteurs nucléaires205
6.1 Position du problème de l'évolution du combustible sous irradiation205
6.1.1 L'usure du combustible sous irradiation205
6.1.2 La modélisation de l'évolution des concentrations des noyaux atomiques dans un réacteur207
6.1.2.1 Apparition207
6.1.2.2 Disparition207
6.1.3 Le taux de combustion209
6.2 Évolution des noyaux lourds213
6.2.1 Le facteur de conversion213
6.2.2 L'uranium215
6.2.3 Le plutonium216
6.2.4 Les actinides mineurs218
6.3 Évolution des produits de fission220
6.3.1 Aspects neutroniques généraux liés aux produits de fission220
6.3.2 Cas particulier du xénon 135224
Empoisonnement à l'équilibre226
Surcroît d'empoisonnement lors d'une réduction de puissance du réacteur229
Instabilités spatiales liées au xénon230
6.3.3 Cas particulier du samarium 149231
6.4 Évolution des paramètres du coeur233
6.4.1 Évolution du coefficient de multiplication infini des neutrons233
6.4.2 Évolution du facteur de conversion FC233
Chapitre 7 ¤ Effets neutroniques liés à la température237
7.1 Position du problème237
7.2 Effet Doppler240
7.2.1 Explication physique du phénomène240
7.2.2 Aperçu sur le calcul de l'effet Doppler245
7.3 Effet de densité (ou de dilatation)246
7.3.1 Aspects généraux246
7.3.2 Cas des réacteurs à eau pressurisée (REP)247
7.4 Effet de spectre248
Chapitre 8 ¤ La gestion du combustible en réacteur et le pilotage des coeurs251
8.1 Éléments généraux251
8.1.1 Principes de base de la gestion du combustible en réacteur251
8.1.2 Le contrôle de la réaction en chaîne252
8.2 La gestion du combustible en réacteur254
8.2.1 Les paramètres de base254
8.2.2 Optimisation de la gestion du combustible dans le cas des REP (cas des combustibles à uranium enrichi, UO2)257
8.2.3 Les spécificités du combustible au plutonium dans les REP (combustible Mox)258
8.3 Utilisation de l'uranium naturel259
8.3.1 La consommation d'uranium naturel dans les réacteurs259
8.3.2 Analyse détaillée de la consommation d'uranium naturel dans un REP262
8.3.3 Comparaison entre différentes filières de réacteurs264
8.3.4 La surgénération267
8.4 Le bilan des matières nucléaires dans les réacteurs actuels (à neutrons thermiques)271
8.4.1 Les paramètres influents271
8.4.2 Exemple des réacteurs à eau pressurisée (REP)271
8.4.3 Bilan des matières dans d'autres types de réacteurs273
Réacteurs à eau bouillante (REB)273
Réacteurs à eau lourde275
Réacteurs à haute température (HTR)276
Partie 3 Les filières de réacteurs nucléaires : approche technico-historique279
Chapitre 9 ¤ Architecture générale des réacteurs nucléaires281
9.1 Introduction281
9.2 Les grandes catégories et l'architecture générale des réacteurs nucléaires282
9.2.1 Classification des réacteurs nucléaires selon les usages282
9.2.2 Les différents moyens de récupération de l'énergie nucléaire284
Pour toutes les puissances significatives285
Pour les petites puissances seulement (moteurs d'engins spatiaux par exemple)285
Pour des applications très spécifiques, des systèmes très « exotiques »285
9.2.3 Les constituants de base d'un réacteur nucléaire de puissance287
9.3 Les combustibles nucléaires289
9.3.1 Généralités289
9.3.2 Les différentes matières nucléaires utilisables290
Les combustibles à base d'uranium seul290
Les combustibles à base de plutonium291
Les combustibles à base de thorium292
9.3.3 Les différentes formes physico-chimiques de matières nucléaires (constituant la matrice de combustible)293
9.3.4 Les différents gainages300
9.3.5 Les différentes géométries et structures305
9.3.6 Comportement du combustible sous irradiation312
9.3.6.1 La matrice de combustible312
9.3.6.2 La gaine de combustible313
9.3.6.3 Exemples illustrés de comportement du combustible sous irradiation315
9.3.7 Conclusion sur les combustibles317
9.4 Les fluides caloporteurs318
9.4.1 Les qualités recherchées pour un fluide caloporteur318
9.4.2 La sélection des fluides caloporteurs323
9.5 Les différents modérateurs331
9.5.1 Les matériaux utilisables comme modérateurs331
9.5.2 Un matériau très particulier : le graphite333
9.5.3 Comparaison des modérateurs335
Chapitre 10 ¤ Zoologie et genèse des différentes filières339
10.1 Zoologie des différents types de réacteurs339
10.1.1 Estimation théorique du nombre de types de réacteurs nucléaires possibles339
10.1.2 La « sélection naturelle » des types de réacteurs techniquement viables340
10.1.3 Les « filières » de réacteurs nucléaires343
10.1.4 Les révélations de la première conférence mondiale sur l'énergie nucléaire344
10.2 La genèse des filières de réacteurs nucléaires aux États-Unis : perspective historique344
10.2.1 Le point de départ345
10.2.2 Les pionniers du Met-Lab de Chicago347
10.2.3 Les premières réflexions et réalisations sur les « filières de réacteurs nucléaires »350
A. L'équipe de Chicago : berceau des idées sur les concepts de réacteurs de puissance350
B. Les premiers réacteurs de grande puissance au monde353
C. Le véritable fondement des « filières » : le New pile Committee356
10.2.4 L'éclosion des réacteurs à eau sous pression359
A. L'acte de naissance359
B. L'aventure de la propulsion nucléaire sous-marine361
10.2.5 Les réacteurs à eau bouillante363
A. L'origine des réacteurs à eau bouillante (REB)363
B. Le développement industriel des réacteurs à eau bouillante364
10.2.6 Le développement des efforts et le cheminement des idées sur les réacteurs nucléaires pour les applications civiles365
10.3 Les développements réalisés dans les autres pays précurseurs371
10.3.1 Canada371
10.3.2 Russie (ex-URSS)376
10.3.3 Grande-Bretagne389
10.3.4 France397
10.4 Conclusion sur les filières de réacteurs412
Chapitre 11 ¤ Les réacteurs modérés au graphite415
11.1 Quelques mots d'histoire415
11.2 Magnox418
11.2.1 Généralités418
11.2.2 Combustible420
11.2.3 Ensemble du coeur420
11.2.4 Architecture générale422
11.2.5 Principales évolutions du concept Magnox422
11.3 AGR425
11.3.1 Généralités425
11.3.2 Combustible428
11.3.3 Ensemble du coeur428
11.3.4 Architecture générale429
11.3.5 Principales évolutions du concept AGR et retour d'expérience de fonctionnement430
11.4 UNGG431
11.4.1 Généralités431
11.4.2 Combustible434
11.4.3 Ensemble du coeur436
11.4.4 L'architecture générale436
11.5 RBMK438
11.5.1 Généralités438
11.5.2 Combustible441
11.5.3 Ensemble du coeur443
11.5.4 Architecture générale444
11.6 HTR445
11.6.1 Les origines du concept445
11.6.2 Le secret des HTR447
11.6.3 Les éléments combustibles et le coeur450
11.6.4 Les spécificités des HTR452
11.6.5 Le développement des HTR et les réalisations456
11.6.6 Description et évolution des concepts462
Le réacteur de Fort Saint-Vrain à blocs prismatique (BP)462
Le réacteur THTR-300 à boulets463
Évolution des HTR vers de petits réacteurs464
Autres concepts avancés de HTR465
11.7 Conclusion sur les réacteurs à graphite466
Chapitre 12 ¤ Les réacteurs modérés à l'eau lourde469
12.1 Éléments structurants et développement général de la filière469
12.1.1 Éléments structurants de la filière469
12.1.2 Le développement industriel des réacteurs de type Candu au Canada473
12.2 Les bases de conception des réacteurs de type Candu475
12.2.1 Combustible476
12.2.2 Tubes de force et tubes de calandre477
12.2.3 Modérateur478
12.2.4 Fluide caloporteur478
12.2.5 Ensemble du coeur479
12.2.6 Architecture générale483
12.3 Les réacteurs Candu « avancés »486
12.4 Les autres réacteurs à eau lourde487
12.4.1 Les REL refroidis à l'eau légère pressurisée488
12.4.2 Les REL refroidis à l'eau légère bouillante (BHWR : Boiling water cooled Heavy Water Reactors)489
12.4.3 Les REL refroidis au gaz (HWGCR : Heavy Water Gas Cooled Reactors)490
12.4.4 Les REL refroidis au liquide organique492
12.4.5 Les réacteurs « atypiques » à cuve493
12.5 Conclusion sur les réacteurs à eau lourde497
Chapitre 13 ¤ Les réacteurs modérés à l'eau légère : analyse comparative des REP et des REB499
13.1 Quelques mots d'introduction499
13.2 Comparaison des caractéristiques techniques des concepts500
13.2.1 Architecture générale500
13.2.2 Le coeur et le combustible503
13.2.3 Le contrôle de la réactivité505
13.2.4 La cuve principale507
13.2.5 Les circuits du fluide caloporteur (ou « circuit primaire » pour les REP) et de production de vapeur508
13.2.6 Le confinement509
13.3 Exploitation511
13.3.1 Pilotage du réacteur et prolongation de cycle511
13.3.2 Gestion des matières et du combustible512
13.3.3 Maintenance et inspection514
13.3.4 Radioprotection515
13.3.5 Rejets radioactifs liquides et gazeux et déchets solides (issus de l'exploitation)516
13.3.6 Disponibilité517
13.4 Quelques éléments de sûreté comparée517
13.5 La place des REP et des REB aujourd'hui519
13.6 Bilan global de comparaison entre REP et REB520
13.7 Conclusion sur les réacteurs à eau légère521
Chapitre 14 ¤ Les réacteurs à neutrons rapides523
14.1 Les RNR : pourquoi ?523
14.1.1 Utilisation de l'Unat dans les réacteurs à neutrons lents523
14.1.2 Utilisation de l'Unat dans les réacteurs à neutrons rapides524
14.2 Les RNR : comment ?529
14.2.1 Bases neutroniques529
14.2.2 Conséquences neutroniques de l'utilisation de neutrons rapides532
14.3 La genèse des RNR534
14.4 Vers la maturité industrielle des RNR538
14.4.1 États-Unis538
14.4.2 Russie (ex-Union soviétique)540
14.4.3 Grande-Bretagne543
14.4.4 France544
14.4.5 Autres pays548
14.5 Principales caractéristiques des RNR au sodium (RNR-Na)551
14.5.1 Les particularités du coeur des RNR-Na par rapport aux REP551
14.5.2 Le combustible des RNR-Na556
14.5.3 Le coeur560
14.5.4 Grandes options et architecture générale562
14.5.5 Caractéristiques générales des RNR électrogènes passés et présents566
14.5.6 Exemple du réacteur Superphénix567
14.6 Les RNR du futur569
14.7 Conclusion sur les RNR573
Chapitre 15 ¤ Autres réacteurs nucléaires et réacteurs du futur577
15.1 Les réacteurs atypiques577
15.1.1 Les réacteurs homogènes à combustible liquide577
15.1.2 Les réacteurs hybrides582
15.2 Les réacteurs de propulsion navale585
15.2.1 Historique du développement et contraintes de la propulsion navale nucléaire585
15.2.2 Technologie des réacteurs embarqués (eau pressurisée)589
15.3 Les réacteurs pour les applications aériennes et spatiales593
15.3.1 Réacteurs pour moteurs d'avions593
15.3.2 Réacteurs de propulsion de missiles595
15.3.3 Réacteurs pour les applications spatiales597
15.3.3.1 Propulsion de fusées envoyées dans l'espace597
15.3.3.2 Réacteurs générateurs d'énergie pour les engins spatiaux598
15.4 Les réacteurs du futur603
15.4.1 La niche des réacteurs de petite taille603
15.4.2 Les réacteurs de quatrième génération607
Partie 4 Le cycle du combustible nucléaire613
Chapitre 16 ¤ Le cycle du combustible standard à base d'uranium615
16.1 Généralités sur le cycle du combustible615
16.1.1 Notions de base relatives au cycle du combustible615
16.1.2 Le combustible des différents réacteurs nucléaires616
16.1.3 Les flux de matières nucléaires617
16.1.4 Quelques fondamentaux sur le chimie de l'uranium et des actinides617
16.1.5 Aperçu général du cycle du combustible en France619
16.2 L'uranium naturel et son extraction620
16.2.1 Prospection620
16.2.2 Ressources620
16.2.3 Extraction du minerai621
16.2.4 Traitement du minerai621
16.2.5 Impact et réhabilitation des sites623
16.3 La conversion de l'uranium623
16.4 L'enrichissement de l'uranium624
16.4.1 La genèse des procédés et les technologies utilisées624
16.4.2 Comparaison des procédés utilisés majoritairement aujourd'hui : la centrifugation et la diffusion gazeuse628
16.4.3 La gestion de l'uranium appauvri629
16.5 La fabrication du combustible630
16.6 Le refroidissement initial des combustibles usés632
16.7 L'option d'entreposage de longue durée puis du stockage définitif des combustibles usés633
16.8 L'option de traitement des combustibles usés634
16.8.1 Historique et panorama mondial du traitement des combustibles usés634
16.8.2 Les procédés utilisés640
16.8.3 Le procédé Purex mis en oeuvre à l'usine de La Hague642
16.9 Le recyclage des matières valorisables646
16.9.1 Le plutonium646
16.9.2 Matières autres que le plutonium649
16.10 Les questions génériques liées au cycle du combustible nucléaire651
16.10.1 Le transport des matières nucléaires651
16.10.2 Autres sujets génériques653
16.11 Conclusion653
Chapitre 17 ¤ Le cycle du combustible au thorium655
17.1 Le thorium et ses éléments lourds associés655
17.1.1 Le thorium et ses descendants naturels655
17.1.2 Les caractéristiques nucléaires du thorium657
17.1.3 Propriétés physiques du thorium658
17.1.4 Abondance et réserves terrestres du thorium659
17.1.5 L'uranium 233660
17.2 Rétrospective historique662
17.2.1 L'acquisition des connaissances de base662
17.2.2 L'expérience accumulée sur le cycle au thorium665
17.2.3 Les stimulants et les freins au cours du développement historique du cycle au thorium668
17.2.4 État actuel du développement du cycle au thorium670
17.3 Caractéristiques techniques du cycle du combustible au thorium et défis industriels671
17.3.1 L'amont du cycle671
A. Mines : extraction et concentration671
B. Fabrication des combustibles au thorium672
17.3.2 Caractéristiques et comportement en réacteur des combustibles à base de thorium673
A. Propriétés neutroniques générales673
B. Comportement du combustible sous irradiation675
C. Gestion des matières nucléaires à partir de combustibles au thorium675
D. La consommation de plutonium avec des combustibles au thorium677
17.3.3 L'aval du cycle678
A. Le traitement678
B. Le recyclage du l'U233679
C. L'entreposage et le stockage des déchets680
17.4 Conclusion682
Conclusion générale685
Annexes695
Annexe I. Lucrèce. De la nature des choses - Livres I et II (extraits)697
Annexe II. La découverte de neutron. Lettre de James Chadwick à la revue Nature : « Possible existence of a neutron », 17 février 1932 (p. 312)700
Annexe III. Traduction en anglais de l'article de Hahn et Strassmann envoyé à la revue allemande Nature le 6 janvier 1939702
Annexe IV. Traduction en anglais de la lettre de Meitner et Frisch envoyée à la revue allemande Nature, le 16 janvier 1939710
Annexe V. Les 5 brevets d'invention déposés par l'équipe française en mai 1939 puis en avril et mai 1940 (copie de la première page)713
Annexe VI. Lettre d'Einstein du 2 août 1939 au Président des États-Unis Franklin Roosevelt (traduite de l'anglais)718
Annexe VII. Liste des prix Nobel dans les domaines de la connaissance de la matière et de la physique nucléaire (depuis la création du prix en 1901 jusqu'à celui qui fut obtenu par Otto Hahn en 1944, pour sa découverte de la fission)720
Annexe VIII. Liste de quelques corps radioactifs importants avec leurs caractéristiques721
Annexe IX. Notes du meeting du 26 avril 1944 ou E. Fermi présenta pour la première fois le concept de réacteur à neutrons rapides surgénérateur722
Annexe X. Brevet fondateur de la théorie et de la conception des réacteurs nucléaires (19/12/1944) - Première page728
Annexe XI. Liste de tous les réacteurs du centre d'Idaho (INEEL)730
Annexe XII. Liste de tous les réacteurs du centre ORNL732
Annexe XIII. Liste des réacteurs électrogènes mondiaux (au 1/1/2016)733
Références735
Index761