Centrales nucléaires

Les centrales nucléaires produisent de l'électricité au moyen de l'ÉNERGIE NUCLÉAIRE. Comme dans les centrales thermiques (voir PRODUCTION D'ÉLECTRICITÉ), la chaleur sert à évaporer de l'eau. La vapeur produite entraîne une turbine et fait tourner une génératrice qui produit de l'électricité. Dans une centrale thermique classique, la chaleur provient de la combustion de charbon ou d'autres combustibles. Dans le réacteur d'une centrale nucléaire, c'est la fission de combustible nucléaire qui fournit la chaleur. Il existe de nombreuses façons d'appliquer les principes de base de la fission à la conception de réacteurs opérationnels. Au Canada, on utilise une conception particulière, le réacteur canadien à deutérium-uranium (CANDU). D'autres pays font appel à des conceptions différentes. La production d'énergie nucléaire nécessite également un certain nombre de centrales d'appoint. Tous les réacteurs de puissance actuels utilisent l'URANIUM comme combustible. L'uranium est relativement abondant, car on le trouve dans la plupart des roches et des sols ainsi que dans les océans. Actuellement, l'extraction du minerai présente un intérêt économique si sa teneur en uranium est d'au moins 0,1 p. 100 en poids. Après extraction et broyage, l'uranium se présente sous la forme d'une poudre jaune (concentré d'uranium). À la suite d'un traitement chimique plus poussé, il devient noir (dioxyde d'uranium).

Réacteurs CANDU

On fabrique les pastilles de combustible des réacteurs CANDU en comprimant le dioxyde d'uranium puis en le faisant cuire à haute température pour produire des cylindres de céramique durs et insolubles mesurant environ 14 mm de diamètre sur 20 mm de longueur. On produit les éléments combustibles en introduisant des pastilles empilées sur une épaisseur de 500 mm dans un tube métallique en alliage de zirconium (zircaloy), dont on scelle les extrémités par des soudures. Dans les réacteurs CANDU actuels, 37 éléments sont assemblés au moyen d'autres soudures pour former une grappe de combustible, dans laquelle les éléments individuels sont maintenus écartés les uns des autres. Cette grappe de combustible est la première composante de base du réacteur. L'uranium constitue une source énergétique très concentrée. Une grappe de combustible de 500 mm de longueur, de 100 mm de diamètre et pesant 22 kg pourrait être transportée dans un sac de voyage. Quand elle est placée dans un réacteur CANDU, elle peut produire autant d'ÉNERGIE que la combustion d'environ 400 t de charbon ou de 2000 barils de pétrole.

Dans le réacteur, 12 grappes sont placées bout à bout dans un tube à travers lequel on pompe de l'eau (le caloporteur) qui absorbe la chaleur dégagée. Comme l'eau atteint près de 300°C, il se développe une pression d'environ 100 atmosphères. Ces tubes sont donc appelés tubes de force. Chaque tube de force renfermant le combustible et le caloporteur, et muni de raccords d'extrémité pour l'entrée et la sortie du caloporteur, constitue un canal de combustible, l'échelon suivant dans les composants de base du réacteur CANDU. Le coeur du réacteur comprend plusieurs centaines de canaux de combustible disposés en un réseau maillé selon des calculs précis et passant horizontalement dans une cuve, ou calandre, contenant de l'eau lourde comme modérateur. L'eau lourde est un composé d'hydrogène et d'oxygène, contenant une proportion plus élevée de deutérium, l'isotope lourd d'hydrogène, que l'eau naturelle. La présence de l'eau lourde et la disposition particulière des canaux sont deux paramètres essentiels à l'entretien de la fission dans l'uranium. Cette combinaison contribue à la sécurité du réacteur : si le réacteur était endommagé sérieusement, un de ces paramètres, ou les deux, serait probablement affecté et le processus de fission s'arrêterait automatiquement. C'est là un exemple de dispositif à sûreté intégrée.

À partir des canaux de combustible, le caloporteur est transféré par un tuyau jusqu'aux générateurs de vapeur où la chaleur du combustible est utilisée pour faire bouillir de l'eau dans un circuit secondaire. La vapeur produite entraîne la turbine et fait tourner le générateur qui produit l'électricité. Le caloporteur, qui s'est refroidi, retourne alors au réacteur par le circuit primaire fermé.

Quand il faut remplacer une grappe de combustible (après environ un an et demi d'utilisation dans le réacteur), un appareil de chargement du combustible commandé à distance est maintenu, au moyen de pinces, à chaque extrémité de son canal de combustible. Le combustible neuf est chargé par une extrémité et le combustible épuisé est déposé dans l'appareil à l'autre extrémité. La grappe de combustible épuisé, dont l'apparence est très semblable à une neuve, retient tous ses déchets scellés à l'intérieur. Les grappes usagées sont stockées dans un réservoir rempli d'eau, semblable à une piscine très profonde, situé dans un bâtiment adjacent au réacteur. L'eau refroidit les grappes et absorbe les radiations qu'elles émettent. La possibilité de réapprovisionnement en marche confère à la conception du CANDU un avantage unique sur les autres réacteurs actuellement sur le marché et contribue à élever de façon exceptionnelle son facteur de capacité, c'est-à-dire l'électricité produite au cours d'un intervalle de temps, exprimée en pourcentage de la quantité théoriquement possible.

Pour réguler le niveau de puissance du réacteur, on retire ou on enfonce des barres de commande dans le coeur du réacteur. Ces barres sont contenues dans des tubes qui entrent par le dessus de la calandre et passent entre les canaux de combustible. Le système de commande d'un réacteur est utilisé un peu comme l'accélérateur qui contrôle la vitesse d'une automobile. Cependant, contrairement à une pédale d'accélération, les barres de commande d'un réacteur peuvent également stopper le système, c'est-à-dire mettre fin à la réaction nucléaire en chaîne. En plus des barres de commande, il y a deux systèmes indépendants, chacun pouvant stopper rapidement le réacteur. Ces systèmes peuvent se comparer à deux systèmes de freinage indépendants dans une voiture, sauf que les circuits d'arrêt du réacteur, contrairement aux freins, ne sont ni nécessaires ni utilisés au cours des opérations normales. Ils ne sont mis en marche qu'en cas de défaillance d'un autre système. Le premier type de système est composé de barres semblables aux barres de commande, qu'on peut cependant introduire plus rapidement dans le coeur du réacteur. L'autre type est composé de tubes perforés horizontaux placés dans la calandre, à travers lesquels on peut injecter un liquide dans le modérateur à eau lourde. Les barres de commande et les circuits d'arrêt du réacteur fonctionnent tous les deux en introduisant dans le réacteur des matériaux (par exemple, du cadmium ou du gadolinium) qui absorbent un grand nombre de neutrons. L'addition d'absorbants modère, puis stoppe la réaction de fission nucléaire en chaîne. Leur retrait permet à la réaction de se remettre en marche.

Le combustible dans un réacteur en opération (et même quand on l'en retire) est hautement radioactif, c'est-à-dire qu'il émet des radiations gamma semblables aux rayons X. Pour protéger les opérateurs, le coeur du réacteur est entouré d'un épais blindage, habituellement de béton armé, d'environ un mètre d'épaisseur. Pour protéger la population contre les émissions radioactives qui pourraient survenir dans le cas d'un accident, tout le réacteur et son circuit de refroidissement primaire sont placés dans une enceinte de confinement scellée, qui est en fait une structure de béton massif. Aucune habitation n'est permise dans un rayon d'environ 1 km, de sorte que toute libération de matières radioactives serait diluée et dispersée avant d'atteindre la population.

Autres réacteurs commerciaux

Les réacteurs CANDU sont modérés et refroidis à l'eau lourde. Le modérateur et le caloporteur sont placés dans des circuits séparés. Un autre type général de réacteurs de puissance, appelés réacteurs à eau légère, utilise de l'eau ordinaire, ou eau « légère » à la fois comme modérateur et comme caloporteur, sans aucune séparation. Le combustible est entièrement immergé dans de l'eau sous pression, contenue dans un seul grand appareil. Comme l'eau légère ne constitue pas un assez bon modérateur pour maintenir une réaction de fission nucléaire en chaîne dans l'uranium naturel, le combustible d'uranium pour les réacteurs à eau légère doit être artificiellement enrichi en uranium 235. Les réacteurs à eau légère, d'abord mis au point aux États-Unis, se subdivisent en deux sous-groupes : le réacteur à eau sous pression et le réacteur à eau bouillante. Dans le premier, l'eau de refroidissement dans l'appareil sous pression est maintenue à une pression suffisamment élevée pour en empêcher l'ébullition. Ainsi, tout comme dans le système CANDU, la vapeur servant à actionner les turbines est produite dans un circuit secondaire, la chaleur étant transférée du circuit primaire au circuit secondaire par des générateurs de vapeur. Dans le réacteur à eau bouillante, le caloporteur est sous une pression plus faible, de sorte que l'ébullition se produit. Après séparation de l'eau entraînée, la vapeur passe directement à la turbine. Ce procédé possède l'avantage d'éliminer les coûts et les chutes de température associés au générateur de vapeur, mais la présence de réfrigérant radioactif dans la turbine en rend l'entretien plus difficile.

Une autre version de réacteurs de puissance mise au point à l'origine au Royaume-Uni et en France, utilise le graphite comme modérateur et un gaz comme caloporteur, d'où son nom de réacteur à graphite-gaz. Les premiers modèles de ce type utilisaient comme combustible de l'uranium métallique enfermé dans des gaines à base d'alliage de magnésium et, comme caloporteur, du dioxyde de carbone. La version britannique du réacteur est appelée Magnox Reactor, d'après l'alliage particulier de magnésium employé comme matériau de gainage. Comme modérateur, le graphite a des propriétés qui le placent entre l'eau légère et l'eau lourde : il permet l'utilisation d'uranium naturel non enrichi. Ce type de réacteur n'est plus compétitif. Au Royaume-Uni, des réacteurs perfectionnés, refroidis au gaz, ont pris sa place. En alimentant ces réacteurs, qui utilisent le graphite et le dioxyde de carbone, avec du dioxyde d'uranium dans des gaines en acier inoxydable, on peut amener le caloporteur à des températures plus élevées. Ce système donne un rendement thermique plus élevé, c'est-à-dire qu'on obtient davantage d'électricité à partir de la même quantité de chaleur. L'exploitation des réacteurs perfectionnés refroidis au gaz est encore trop récente pour permettre de les comparer aux réacteurs refroidis à l'eau eau déjà en opération.

Plusieurs pays effectuent des recherches sur un réacteur à haute température refroidi au gaz, qui permettra d'atteindre des températures encore plus élevées. Dans ce cas, le dioxyde de carbone utilisé comme caloporteur est remplacé par de l'hélium, un gaz non corrosif, et le combustible est composé d'innombrables particules minuscules de carbure d'uranium individuellement enrobées de graphite et dispersées dans un bloc ou une boule de graphite. Techniquement, ce concept est attrayant, mais, en l'absence de réacteurs de ce type sur le marché, leur éventuelle rentabilité demeure hypothétique.

L'URSS a mis au point deux types de réacteurs utilisés comme centrales électriques : le VVER (réacteur eau-eau à cuve sous pression) et le RBMK (réacteur bouillant eau-graphite à canaux). Le VVER ressemble beaucoup à la conception américaine du réacteur à eau sous pression. Le RBMK est par contre d'une conception unique. Il possède des centaines de canaux à combustible généralement semblables à ceux du CANDU, mais qui baignent dans un modérateur de graphite chaud plutôt que dans l'eau lourde.

Recyclage du combustible

Tous les réacteurs nucléaires de puissance actuels ne consomment qu'environ 1 p. 100 de l'uranium qui les alimente. Tant que l'uranium est relativement abondant et à bas prix, le procédé utilisé actuellement, soit le cycle de combustion monopasse, même s'il nécessite le stockage du combustible épuisé et retiré, demeure le plus simple et le plus économique. Utilisées de cette façon, les ressources mondiales connues d'uranium économiquement récupérable possèdent un contenu énergétique comparable aux ressources mondiales récupérables de pétrole classique. Quand les plus riches gisements d'uranium auront été exploités et qu'il faudra puiser dans des gisements plus pauvres, il deviendra rentable de recycler le combustible épuisé pour en tirer un potentiel énergétique accru. Le recyclage consistera alors à dissoudre le combustible épuisé, à en extraire les déchets véritables (environ 1 p. 100 du poids total du combustible) et de refaire des pastilles de combustible avec le résidu. Le recyclage du combustible constitue une composante essentielle de tout projet visant à accroître le rendement énergétique de nos ressources en combustible nucléaire.

L'application la plus connue pour le recyclage du combustible est le réacteur surgénérateur rapide à métal liquide, une conception révolutionnaire qui n'est pas encore disponible sur le marché. « Métal liquide » fait référence au caloporteur, habituellement un alliage fondu de sodium et de potassium. « Rapide » a trait à la vitesse des neutrons dans le coeur du réacteur. Comme les réacteurs rapides ne contiennent pas de modérateur, les neutrons ne sont pas ralentis beaucoup par rapport à leur vitesse au moment de leur création dans le processus de fission. « Surgénérateur » signifie un réacteur dans lequel le matériel fertile produit davantage de substance fissile que la fission n'en consomme. On dit souvent, et à tort, que ce type de réacteur produit plus de combustible qu'il n'en consomme. En fait, la caractéristique essentielle de ce type de réacteur est qu'il consomme beaucoup moins de combustible nucléaire (normalement de l'uranium) que les réacteurs courants. Ainsi, le coût de l'électricité produite acquiert une grande indépendance par rapport au coût de l'uranium.

Le retraitement du combustible permettrait d'exploiter au maximum les ressources mondiales de combustible nucléaire pour deux raisons. L'exploitation de gisements plus pauvres deviendrait possible, et on pourrait récupérer beaucoup plus d'uranium de façon économique, puisque les SERVICES PUBLICS D'ÉLECTRICITÉ pourraient se permettre de payer des prix plus élevés pour l'uranium. Une proportion accrue de l'uranium extrait serait consommée et convertie en énergie. En considérant ces deux facteurs, il en découle que l'énergie par fission nucléaire, accompagnée du recyclage du combustible, devient une source d'énergie presque inépuisable. Au Canada, il est possible d'appliquer le principe qui consiste à dissocier en grande partie les coûts de l'électricité des coûts du combustible au système des réacteurs CANDU actuellement sur le marché, en pratiquant le recyclage et en remplaçant l'uranium par du thorium (un autre combustible nucléaire naturel) comme combustible. Ainsi, le Canada pourrait être assuré du même approvisionnement illimité d'énergie sans avoir à introduire un nouveau type de réacteur.