Voici un livre recommandé par de nombreux spécialistes du nucléaire d’un docteur en physique appliquée belge qui a étudié à Harvard Didier De Buyst que j’ai voulu vous partager.
L’auteur nous fait part de tout son savoir sur une énergie qui est à mon sens incontournable au présent et au futur notamment dans la voie de décarbonation s’imposant à nous afin de préparer notre sortie des énergies fossiles.
A travers cet article nous allons voir le fil conducteur du livre et synthétiser son propos. C’est un petit livre d’une centaine de pages et si il n’entre pas dans un détail accru, il permet de comprendre tous les fondamentaux liées à l’énergie nucléaire.
Comme toujours, je vous recommande d’acheter ce livre pour d’une part encourager l’auteur et aussi augmenter votre compréhension.
1 / Le Big Bang
L’auteur commence là où tout a commencé par le big bang au temps de Planck 10^-43 années ou comment l’infiniment grand (la sphère que l’on appelle l’inflaton (sphère ou particule géante née de l’inflation gravitationnelle) explosa pour engendrer l’infiniment petit, le quanta.
En parenthèse on considérait vers 1900 que toutes les questions de la physique avaient été résolues mais le rayonnement du corps noir résistait encore aux équations classique c’est alors que la physique quantique émergea après suggestion du vieux scientifique prussien Max Planck.
La physique quantique fut théorisée par de grands génies tels que Bohr, Heisenberg, ou Schrödinger et fut prouvée expérimentalement toute la seconde moitié du 20ème siècle. La soupe primordiale de laquelle va naître la baryogenèse et la nucléosynthèse naît en fait du résultat du réchauffement et de la désintégration de l’inflaton. Il n’y a pas d’explosion au sens propre du terme car pas d’espace.
Si je parle de baryogénèse (3 quarks forment un baryon (les protons et les neutrons sont des baryons) et nucléosynthèse ((liaison entre le neutron et le proton pour former le noyau(nucléo) atomique) c’est parce que l’auteur va s’arrêter sur une liste des particules élémentaires par un petit schéma explicatif très bien pensé qui montre les 17 particules différentes classées par fonctions.
2/Les particules élémentaires fondamentales
Figure 1 – représentant les 6 quarks et leptons (vient du grec lepto qui veut dire mince, ténu) différents pour la génération de matière. Puis quatre types de médiateurs tels que les 5 bosons élémentaires Z, W+ W-, dont font partie les 8 gluons et la particule de la lumière le photon. Enfin et c’est là que je trouve le schéma pertinent, le boson de Higgs découvert en 2012 est scalaire il s’étend sur toute la hauteur car il mesure les autres particules. (voir la définition scientifique de scalaire)
(Le boson a été nommé ainsi en l’honneur du scientifique indien Satyendranath Bose )
Sachez qu’il existe en tout 61 particules élémentaires car on compte en fait 6x2x3 quarks (2 particules d’antimatière et 3 couleurs) (pas au sens ou on l’entend généralement par couleurs) différentes pour chaque quarks ce qui en donne 36. Puis 6 leptons x 2 (antimatière) = 12,
11 (8+3) bosons de jauges (8 gluons), (W+ Z° et W-) ainsi qu’1 photon et enfin le tout récent Boson de Higgs !
Petit calcul pour vérifier si le lecteur a bien compris :
36(Quarks)+12(Leptons)+4 Bosons(W + W – Z° et le photon, dont font partie 8(Gluons)+1 Boson Higgs = 61
Quand vous lisez la physique vous pouvez être vite perdu avec toutes ces dénominations de particules, j’ai pensé intéressant de m’arrêter là dessus.
3/ La décroissance radioactive
Après un bref résumé sur l’atome d’Helium (He-4) qui symbolise un atome d’une stabilité rare puisqu’il a autant de neutrons que de protons et d’électrons, puis une définition des isotopes(même nombre de protons mais nombre de neutrons différents), du nombre de masses(protons et neutrons) noté A, du nombre de protons ou numéro atomique noté Z, du nombre de neutrons noté N (on voit ces nomenclatures au lycée). On a le droit à une présentation succincte de la table périodique. ( je vous renvoie à mes autres articles (tableau classique et tableau quantique).
Il s’attaque à quelque chose de très intéressant la décroissance radioactive découverte par Marie Curie et les différentes désintégrations de protons et neutrons.
Un schéma permet d’expliquer simplement les trois principales désintégrations radioactives par lequel un isotope se transforme
Figure 2 – Voici le petit schéma qui représente les différentes décroissances radioactives d’un isotope mère que vous avez en case foncée. L’auteur simplifie ces phénomènes très efficacement avec un tel schéma.
Cherchons à l’expliquer :
Les flèches vers la gauche <– représente la transformation d’un neutron n en proton avec l’émission d’un électron, c’est la désintégration Bêta – Vous constaterez la flèche Z qui monte vers le haut veut dire que si un neutron se transforme et que le numéro atomique ou nombre de protons augmente.
Vers le bas c’est la désintégration Beta + avec la transformation d’un proton p en neutron N et l’émission d’un positron(électron chargé positivement la flèche N part vers la droite → pour montrer une augmentation du nombre de neutron.
En diagonale et c’est logique vous avez la décroissance la plus équilibrée et donc la moins radioactive, la radioactivité alpha avec l’émission d’atomes d’hélium 4 dont on a vu qu’ils étaient très stables car ils compte le même nombre de chacune des particules. ( 2 électrons, 2 protons, 2 neutrons)
La radioactivité et je cite l’auteur n’est donc rien d’autre que la transformation d’un noyau atomique en un autre noyau atomique par le changement de son numéro atomique Z (protons) ou de son nombre de neutrons N (isotope).
4/Le RAYONnement (Radio = Rayon)
Pour classer les rayonnements de la radioactivité du plus faible au plus fort l’auteur nous fournit un autre schéma qui parle de lui-même :
5/E= mc² et la lumière fut !
Pourquoi avons nous abordé la question du nucléaire en parlant d’abord de la matière.
Einstein va profondément révolutionner la physique avec sa théorie de la relativité restreinte. On la qualifie de « restreinte » parce qu’elle s’applique aux référentiels inertiels et ne prend pas en compte la gravitation, contrairement à la relativité générale.
L’une de ses conséquences les plus célèbres est l’équivalence entre la masse et l’énergie, exprimée par la relation :
E = mc²
où E représente l’énergie de masse au repos, m la masse et c la célérité de la lumière dans le vide.
La vitesse de la lumière vaut exactement 299 792 458 m/s, soit environ 300 000 km/s ou 3,00 × 10⁸ m/s.
Ainsi :
c² ≈ 9 × 10¹⁶ m²·s⁻²
Ce facteur extrêmement élevé explique pourquoi une faible quantité de masse correspond à une quantité considérable d’énergie.
Pour résumer, on peut convertir la masse en énergie et inversement et grâce à cette grande valeur au carré qu’est la célérité, une masse infime peut-être convertie en une quantité faramineuse d’énergie.
Petite précision importante : E = mc² désigne l’énergie de masse au repos. Pour une particule en mouvement, la relation générale est E² = p²c² + m²c⁴.
5.1/ Le défaut de masse
Mais alors pourquoi cette équation est si fondamentale dans l’énergie nucléaire ?
Il faut comprendre que par exemple pour l’atome d’hélium qui est composé de deux protons, deux neutrons lorsque ces nucléons s’assemblent pour former l’atome, une énergie est libérée sous forme de rayonnement :
L’origine du défaut de masse tient de la force nucléaire forte c’est à dire de l’interaction entre les protons et les neutrons : (la masse d’un nucl(noyau)éon (neutron proton) est de 1,67×10^-27 kg.)
En effet lors de la liaison, 0,75 % de cette masse ne va pas être conservée mais libérée sous forme de rayonnement et amplifié par la célèbre relation E=mc² puisque la célérité est au carré et que c’est une très grande valeur, cela va créer une grande source d’énergie.
Voilà Fondamentalement le point fort de l’énergie nucléaire hautement décarbonée.
Figure 4 – Le nucléaire présente une densité énergétique sans comparaison avec les énergies fossiles
Donc en conclusion comme sur ce tableau, là ou le nucléaire se démarque extraordinairement des autres sources d’énergie c’est qu’une très petite quantité de masse produit l’énergie équivalente à plusieurs kilos ou tonnes d’énergie fossiles
ou de biomasse.
6. La fission nucléaire de l’uranium
Pour amplifier le phénomène de défaut de masse, nous avons besoin de noyaux les plus lourds possibles hors l’uranium est le candidat idéal car il se présente sur la terre sous la forme de 3 isotopes : U-235, U-238, U-233 (plus rare))
Dans la table périodique l’uranium compte 146 neutrons et 92 protons soit un nombre de masse de 238.
L’U235 est présent sur terre dans une quantité très limitée de 0,7 % tandis que l’U238 est présent à 99,3 %
Le neutron est neutre donc il est absorbé plus facilement qu’un proton par le noyau car il n’est pas soumis à la force de répulsion. (Deux particules chargées positivement se repoussent)
L’U235 est le plus intéressant car il se divise et réémet des neutrons pour créer la réaction en chaîne tant convoitée dans les réacteurs nucléaires.
La fission moyenne d’un noyau d’uranium 235 est de 211 MeV 10^6 (Millions pour Méga) ce qui est une énergie très grande toute proportion gardée comparé aux autres énergies notamment fossiles (voir densité énergétique).
Voici quelques réactions de fissions de l’uranium 235 isotope :
Figure 5 – Les réactions de l’isotope d’Uranium 235, lorsque l’Uranium absorbe un neutron il en génère 1 supplémentaire voir 2.
1 – lorsque l’uranium 235 absorbe un neutron il se transforme en un isotope de Krypton 92 et de Baryum 142 et il réémet un neutron supplémentaire en plus de celui qu’il a absorbé.
2 – Il peut aussi donner un isotope de strontium 94, un isotope de Xénon 140 et réémettre également 1 neutron en plus du neutron absorbé.
3 – Autre réaction possible un isotope de krypton 90 du baryum 143 et réémettre cette fois-ci 2 neutrons en plus de celui absorbé
7/Section efficace du neutron
La section efficace, (j’en ai déjà parlé dans la table périodique quantique) se mesure en barn et se calcule à la dimension 2 il vaut 10^-24 cm² étant à la dimension 2*10^-24cm² = 10^-28 m² puisqu’on rajoute pour passer du centimètre carré au mètre carré non pas deux mais 4 zéros.
Le barn 10^-24 cm² = 10^-28 m² en Système International plus adaptée que le femtomètre (10^15) car plus petit en ordre de grandeur, d’autant plus qu’il fonctionne au carré donc en dimension 2 (Surface). Source : Wikipédia
La section efficace est pour l’auteur la probabilité d’absorption du neutron mais c’est en réalité comme je l’ai expliqué dans mon article sur le tableau périodique quantique l’interaction quantifiée entre le neutron et le proton au sein du noyau.
L’eV pour électron Volt est une unité pour simplifier le calcul car le nombre de chiffres utilisés en Joule serait trop grand, on l’utilise par souci de praticité un peu comme on fait avec le système décimal pour représenter le binaire.
1×10^-24 est plus petit que 6×10^-24 puisque nous sommes dans le négatif donc on peut voir sur ce schéma que plus le neutron est proche plus il est énergétique.
petite parenthèse calculatoire faite en Latex :
8/Réaction en chaîne nucléaire incontrôlée
Ce qu’on veut éviter à tout prix dans une réaction nucléaire par fission et ce qui en fait sa dangerosité, c’est une réaction en chaîne incontrôlée, Pour faire une analogie, c’est un peu comme un cerveau humain qui pense trop et qui s’oxyde générant en chaîne des électrons libres qui deviennent des radicaux délétère pour l’organisme car non appariées sur les ions réceptionnés par nos canaux moléculaires.
Figure 6 – Si vous analysez ce schéma et que vous le comparez à la figure 5, vous verrez que c’est égal à la première réaction moins un neutron de Baryum, donc vous n’avez pas 2 neutrons mais 3 qui sont émis.
Pour essayer de quantifier une réaction en chaîne l’auteur nous explique que comme la valeur R qui est le schéma de contamination et de reproductibilité d’un virus.
Une valeur est désignée pour quantifier la réaction en chaîne d’une fission nucléaire, c’est la valeur k : Pour faire simple si elle est supérieure à 1, la réaction en chaîne croit de façon exponentielle alors que si elle est inférieur à 1 elle s’éteindra, si elle est égal à 1 la réaction en chaîne est contrôlée.
9/Plutonium
L’isotope d’Uranium 238 quant à lui va se transformer en Plutonium 239, un élément qui n’existe pas sur terre à cause de la force nucléaire faible qui transforme le neutron en proton et aussi un électron (l’atome est neutre électriquement).
Le numéro atomique Z va donc passer de 92 à 94 par rapport à l’Uranium 235.
Mais alors Quid de ce plutonium ? Et bien il est lui aussi fissile ( fission) on peut l’utiliser dans des réacteurs MOX qui est un acronyme de mélange d’oxyde (Mixed oxyde fuel) .
On dit que le U 235 et le PU 239 sont fissiles car on peut les cliver alors que le U-238 est fertile car il peut être converti en PU239 matière fissile par l’absorption d’un neutron lent.
La transmutation de l’U-238 en plutonium est clarifiée sous la forme de cette pseudo équation bilan avec un phénomène de double désintégration Bêta :
10/ La fusion nucléaire
10.1/ Premier type de fusion
Une autre forme d’énergie nucléaire est toujours en cours développement.
Ce type de réaction est la base du projet ITER
il s’agit de la fusion qui consiste en la liaison de deux protons ( de chaque côté) qui par désintégration béta + vont donner un neutron supplémentaire pour former du deutérium (un isotope de l’hydrogène, un neutron supplémentaire)
Cet atome de deutérium lié à un atome d’hydrogène va donner de l’hélium 3 un isotope de l’hélium (un neutron en moins)
Enfin ces deux atomes d’hélium 3 vont donner un atome stable d’helium (He 4) tout en rejetant deux atomes d’hydrogène.
Au cours de la réaction des neutrinos sont libérés ainsi qu’un rayon gamma.
Cette réaction libère 0,42 MeV (10⁶ ) (millions pour Méga) d’énergie.
10.2 Autre réaction de fusion nucléaire
Un noyau de deutérium avec un atome de tritium
Pourquoi c’est intéressant ?, parce que le deutérium aujourd’hui, on peut le trouver pratiquement de manière infinie par l’application d’électrolyse de l’eau de mer.
De même le tritium autre isotope de l’hydrogène est obtenu à partir du lithium.
Vous remarquerez et j’ai demandé à l’auteur de confirmer ce qu’il a fait mais H3 n’est pas de l’hélium 3 même si il comporte deux protons sur l’image, c’est en fait deux neutrons en blanc qu’il aurait fallu mettre en haut à droite pour avoir du tritium.
11/Histoire de la fission nucléaire
Les inventeurs de la fission nucléaire sont Lise Meitner, Otto Hahn et Fritz Strassman. Lorsque Lise Meitner est contrainte de fuir l’Allemagne en 1938, elle poursuit sa collaboration avec Otto Hahn par correspondance.
Lise Meitner 1878-1968
Les deux scientifiques se rencontrent clandestinement à Copenhague en novembre 1938, afin de planifier une nouvelle série d’expériences.
De retour à Berlin, Hahn réalise ces expériences difficiles avec Fritz Strassmann ; ils mettent en évidence la présence de parmi les éléments produits à la suite du bombardement de l’uranium avec des neutrons. Ils envoient le manuscrit exposant ces observations à la revue Naturwissenschaften en décembre 1938.
Simultanément, ils envoient une lettre à Lise Meitner pour lui faire part de leurs résultats expérimentaux. Étant donné la situation politique, Lise Meitner ne peut figurer comme co-autrice de la publication, malgré son rôle majeur dans le déroulement de ces recherches.
La possibilité que l’uranium se brise en éléments plus légers sous l’effet d’un bombardement de neutrons avait été suggérée plusieurs années auparavant, notamment par Ida Noddack en 1934.
La première explication théorique de ce phénomène est apportée par Lise Meitner et son neveu Otto Frisch en février 1939, en employant le modèle de la goutte liquide de Niels Bohr pour décrire le noyau atomique.
Modèle de la goutte liquide – Volume (3 dimensions représentées par 3 flèches), – Surface ( 2 dimensions représentées par deux flèches en bordure) – Répulsion énergétique (Coulomb) – Asymétrie (les particules se dissocient) voir principe d’exclusion de Pauli – Pairage. Petite précision, il ne faut pas considérer ces dessins comme une chronologie mais comme 5 fonctions simultanées du noyau. ( La partie en bleu dans l’asymétrie représente les neutrons excédentaires par rapport au proton)
Ils expliquent comment le noyau d’uranium peut se scinder en deux parties, un noyau de baryum et un de krypton, tout en éjectant plusieurs neutrons et une grande quantité d’énergie.
Ces prédictions sont confirmées expérimentalement par Frisch. Ils peuvent également expliquer pour quelle raison aucun élément plus lourd que l’uranium n’existe à l’état naturel :
avec l’augmentation du nombre de protons, la répulsion coulombienne devient si forte qu’elle l’emporte sur l’attraction de la force nucléaire qui lie les nucléons entre eux.
Source : Wikipédia en eV.
11.1/ Histoire de la première réaction auto contrôlée
Le père de la réaction nucléaire contrôlée est un physicien et ingénieur italien en la personne de Enrico Fermi.
Fermi était un physicien théoricien de génie mais surtout un expérimentateur aguerri: Il mit en place le premier réacteur nucléaire à réaction contrôlée baptisé CP1 pour Chicago-Pile 1
On sait qu’on a besoin de carburant donc d’uranium 235 mais aussi d’un modérateur qui va transformer le neutron rapide (Figure 5) en neutron thermique donc plus lent pour être efficacement absorbé.
Si l’eau a un temps été envisagé, les deux atomes d’hydrogène de la molécule H2O sont trop content d’absorber le neutron pour se transformer en eau lourde c’est à dire en deutérium D2O. L ‘eau lourde pourrait être un excellent modérateur car repu en neutron, cependant on ne peut pas le produire en quantité suffisante à l’époque.
Alors quelle va être le candidat retenu ? Le graphite, un dérivé ou allotrope du carbone dont notre corps est tous constitué. Sauf que le graphite doit être fabriqué, on ne le trouve pas à l’état naturel, il est solide contrairement à l’eau, beaucoup plus inflammable et est douze fois plus lourd. Le défi est de le rendre le plus pur possible.
Il existe un autre problème la température de fusion du métal est plus basse que celle des oxydes et l’U235 va donc être introduit sous la forme d’UO2.
Le neutron va donc devoir entrer en collision énormément de fois avec le graphite pour être ralenti, il va falloir d’énormes cubes de graphite et d’UO2 et lors de la première tentative, la réaction auto-entretenue a été mesurée à k = 0,87 ce qui n’est malheureusement pas 1 et donc pas suffisant car trop de neutrons se perdaient.
Trop de neutrons se perdaient car l’acier à partir duquel les cubes de UO2 étaient fabriqués était lui aussi gourmand en neutron. L’UO2 a alors été introduit dans des cylindres qui perçaient les blocs de graphite et la réaction k est passée à 0,918.
Au final il a fallu pas moins de 5,4 tonnes d’uranium métallique, 45 tonnes d’oxyde d’uranium et 360 tonnes de graphites pour créer la première réaction contrôlée et auto entretenue qui permettra de faire fonctionner une ampoule de 0,5 W.
12/ Le réacteur à eau pressurisée ou PWR (Power (Pression Water Reactor)
Dans ce chapitre je reprends presque mot pour mot l’explication intégrale et complète de l’auteur.
Le premier réacteur nucléaire suffisamment puissant pour produire de l’électricité à l’échelle commerciale est un réacteur à eau pressurisée PWR : . Il était capable de produire 60(Méga watt électrique)10^6 d’électricité et vit le jour aux États-Unis en Pennsylvanie à ShippingPort en 1957.
En 1954 en Union Soviétique, une centrale avait déjà été raccordée au réseau électrique mais pour une puissance de 5MWe.
Des Ingénieurs belges travaillèrent à la centrale de ShippingPort, ainsi, par la suite, le premier réacteur occidental hors des états-unis vit le jour en Belgique avec le Belgian Reactor 3 ou BR3.
Le fournisseur du premier PWR qui représentait un banc d’essai idéal aux Etats-Unis même si loin de fournir assez d’électricité à tout le réseau était l’entreprise Westinghouse.
L’uranium U235 qui y est enrichi à 3,5 ou 4,5 % et parfois il contient un peu de plutonium. L’eau y sert à la fois de modérateur et également pour refroidir le combustible nucléaire utilisé sous la forme de barres cylindriques de contrôle.
L’eau y est sous pression (155 bars) pour éviter de bouillir et ainsi mieux refroidir la réaction. Elle peut rester en l’état jusqu’à environ 315 degrés. Nous savons depuis le cycle de Sadi Carnot et ses travaux sur la thermodynamique que plus la température de la source est élevée plus le rendement est meilleur cependant il faut veiller à ce que le cœur soit toujours maintenu à la bonne température.
Nicolas Leonard Sadi Carnot 1796-1832
Figure 9- Cuve du réacteur d’un réacteur à eau pressurisée.Barres vers le haut = plus de gaz, Barres vers le bas = freinage.
Le cœur du réacteur est constitué d’éléments combustibles sous la forme d’assemblages carrés très longs environ 4 mètres et empilés côte à côte selon un quadrillage. Un réacteur typique de 1000 Mwe contient environ deux cents assemblages. Chaque assemblage à son tour se compose de 17 par 17 crayons. Le côté du carré mesure environ 20 centimètres. L’eau coule de bas en haut entre les crayons. Elle est principalement chauffée par le transfert d’énergie cinétique (mouvement rotatif des particules) des produits de fission vers leur environnement sous forme de chaleur.
En effet une grande partie des crayons sont remplies de combustible nucléaire, du UO² enrichi ou le cas échéant du Mélange d’oxyde (MOX) et leur disposition est calculée de telle manière que lorsque les barres de contrôles sont retirées du cœur la réaction en chaîne démarre.
L’eau sort du réacteur à 315 ° et est remplacé par une eau relativement plus froide 275 ° grâce aux pompes pour éviter la surchauffe du cœur et car ce serait préjudiciable au réacteur. C’est ce qu’on appelle le circuit primaire qui est maintenu en permanence sous pression pour éviter que l’eau boue ce qui représente le talon d’Achille du PWR.
Il existe des réacteurs à eau bouillante pour BWR mais qui sont soumis à d’autres inconvénients. Ces deux réacteurs qui utilisent la molécule H2O (eau) sont appelés des réacteurs à Eau légère LWR.
Il existe des réacteurs à eau lourde, pour HWR, l’isotope de l’eau dont nous avons déjà parlés le Deutérium D2O qui comporte un neutron en plus. L’avantage est que le combustible nucléaire ne doit pas forcément être enrichi, comme dans les LWR. En effet l’uranium naturel avec le deutérium repu en neutron (car elle en a un de plus) est un meilleur modérateur. La chaleur générée dans le cœur et transférée à l’eau peut suffire pour produire de la vapeur.
Dans un réacteur à eau pressurisée PWR il suffit de transférer cette chaleur vers un autre circuit ou l’eau circule à une pression plus faible typiquement 60 bars) C’est ce qu’on appelle le circuit secondaire. L’appareil dans lequel l’eau secondaire s’évapore pour devenir de la vapeur saturée (275°) s’appelle le générateur de vapeur
Le rôle de la vapeur est identique à celui d’une centrale électrique conventionnelle dans le sens qu’elle sert à activer une turbine qui produit de l’électricité. (L’eau peut se transformer en vapeur à moins de 315 degrés car la pression est moins forte.) (60 bars contre 115)
Une fois que la vapeur a fait son œuvre, elle se condense ( c’est à dire se retransforme en eau et est renvoyé par les pompes d’alimentation après avoir été préchauffée à 220 °) La boucle est bouclée le cycle peut recommencer.
Circuit Primaire et secondaire, Le circuit tertiaire pas présent sur l’image est composé composé de grandes tours de refroidissement loin de toute faune et flore marine.
L’enceinte du réacteur est une coque en béton qui est maintenu en légère dépression pour éviter les fuites d’éléments radioactifs dans l’environnement en cas d’accident. Les centrales actuelles de PWR utilisent une cuve a double enceinte composée de béton et d’acier.
Le rôle de la vapeur est identique à celui d’une centrale électrique conventionnelle dans le sens qu’elle sert à activer une turbine qui produit de l’électricité. (L’eau peut se transformer en vapeur à moins de 315 degrés car la pression est moins forte.) (60 bars contre 115)
Une fois que la vapeur a fait son œuvre, elle se condense ( c’est à dire se retransforme en eau et est renvoyé par les pompes d’alimentation après avoir été préchauffée à 220 °) La boucle est bouclée le cycle peut recommencer.
En 2020 près de 300 centrales Pressurised water reactor étaient opérationnelles dans le monde contre 42 Boiling water reactor. (BWR) Sur près de 46 centrales en construction, 42 contre 4 sont des PWR. Ceci témoigne donc du fait que les réacteurs à eau pressurisée sont une technologie fiable et éprouvée. Sur le plan commercial on peut dire que Westinghouse a gagné contre Général Electric qui avait fait des Boiling Water Reactor sa marque de fabrique.
L’auteur nous explique en 3 points l’avantage des réacteurs à eau pressurisée sur les réacteurs à eau bouillante : PWR vs BWR
1 / Un PWR est intrinsèquement stable et très facile a piloter pour des raisons de physique neutroniques qui dépassent le cadre du livre.
2/ La turbine et les pompes se trouvent en dehors de la partie ou se joue la réaction nucléaire certes au détriment d’une partie du rendement (Circuit Primaire, Circuit secondaire.)
3/Les barres de contrôle sont en haut et grâce a l’effet de gravité elles peuvent couper la réaction en chaîne en cas d’urgence contrairement à un BoilingWR ou elles sont en bas ce qui nécessite une action mécanique supplémentaire.
Et pourtant aujourd’hui General Electric est un des plus grands conglomérats au monde et Westinghouse n’est plus que l’ombre de lui-même.
L’auteur nous livre ensuite une réflexion sur les différents combustibles liées aux évolutions de la physique nucléaire, en effet dans les réacteurs Mixed oxid fuels MOX en belgique grâce aux travaux du SCK CEN où l’on a compris comment transformer le plutonium U239 (de l’U238 qui avale un neutron) en combustible nucléaire.
Ensuite il nous explique que si le nucléaire est une énergie décarbonée, l’extraction d’uranium au même titre que la construction d’éoliennes comprend une source de rejet de CO2. Ces éoliennes reliées à des centrales électriques fournissent pour une seule à peu près 100 fois d’énergie. Je vous laisse acheter le livre pour approfondir sa réflexion.
13/Les risques d’accident nucléaire
L’auteur nous explique bien sur des risques d’accident en cas d’absence de circulation dans le mécanisme de refroidissement. Il n’évoque pas les risques terroristes mais il explique que de nombreuses substances radioactives pourraient être libérées suite à la fusion (meltdown) en anglais du combustible nucléaire « corium ». La perte de refroidissement doit à tout prix être évitée.
Mais que se passe-t-il si la circulation primaire est arrêtée via un scram littéralement ( control de sécurisation des barres par une hâche humaine) la technologie a évoluée mais le terme est resté (Fermi CP-1).
Et bien des générateurs de diésel de secours prennent alors le relais afin d’alimenter la circulation au sein des pompes pour maintenir la centrale en marche.
Même si les barres sont complètement insérés la décroissance radioactive se poursuit indéfiniment ce qui correspond à environ 7 % de sa puissance thermique soit 200 mwth pour un réacteur de 3300 Mwth comme Doel 4 en Belgique ce qui permet d’alimenter 10.000 logements par une température de -20 degrés en extérieurs.
Si il y’avait une fuite d’eau dans la circulation primaire, cela a été prévu lors de la conception par le système LOCA : Loss of Coolant Accident ( Accident de la perte du refroidissement) on l’appelle accident de référence, le pire qui peut survenir. Les systèmes de refroidissement d’urgence du coeur pour ECCS : Emergency core cooling system sont plusieurs également. La philosophie derrière tout ce dispositif de défense est la Défense en profondeur ou Defense In Depth (DiD en anglais)
Toutes les catastrophes nucléaires sont classés selon l’échelle international des évènements nucléaires pour INES en anglais (International Nuclear Event Scale.)
A titre d’exemple l’auteur nous parle de ce qu’il s’est passé lors de l’accident des centrales de Fukushima Daïichi qui étaient classés accident de niveau 7 sur cette échelle et qui appartenaient à la filière des réacteurs d’eau bouillante BWR. Ces réacteurs ont d’abord été ébranlées par un séisme. Les îles ont été ravagées par un tsunami ce qui a coupé l’alimentation de secours des pompes de la circulation de sorte que le refroidissement n’était plus garanti.
Concrètement l’archipel japonaise n’est pas assez protégé du monde extérieur pour pouvoir mettre en place ce type de réacteur nucléaire. Par contre ce qu’on peut dire c’est que la filière PWR a plus de 60 années d’ancienneté et que le seul incident américain recensé à Harrisburg en 1979, n’a pas eu de conséquence irrémédiable puisque l’intégrité du coeur et du combustible nucléaire a été intégralement préservé. Cet incident a été classé au niveau 5 de l’échelle INES.
14/ Les applications électriques et médicales
14.1/ Les Material Testing Reactor (MTR) et le Long Term Operation (LTO)
Un autre type de réacteur expérimental le MTR (Material Testing Reactor) sert de réacteurs d’expérimentations pour la filière PWR aussi appelée réacteurs de puissance. Ils permettent par exemple d’étendre une licence d’exploitation après 40 années d’irradiation LTO (Long term opération). Ces réacteurs mènent également des expériences quant à la sûreté des comportements des combustibles nucléaires.
14.2 Le médical nucléaire
Le technétium 99 est un radio(Rayon) isotope issu de la décroissance du molybdène 99 lui-même issu de la fission de l’U235. Plus de 40 millions de personnes par an bénéficient notamment de radiographie à rayon X à des fins de diagnostic. Un autre exemple est l’iridium 192 qui est utilisé en curiethérapie pour traiter divers cancers. Les radio-isotopes théranostiques qui sont liés à une molécule pour cibler les cellules cancéreuses de la tumeur et préserver les tissus sains.
La Belgique y joue un rôle primordial grâce au projet Nura qui se base sur trois axes : 1 les études précliniques, les études précliniques mandatées par des tiers (Contract Research Organisation) CRO et la production de radiopharmaceutiques (Contract Manufacturing Organisation) CMO.
Les réacteurs expérimentaux jouent également un rôle important dans l’électronique de puissance car ils permettent de créer des semi-conducteurs à base silicium, la silice est présente dans le sable et sert notamment à fabriquer le verre.
14.3/Les industries
Les réacteurs expérimentaux jouent également un rôle important dans l’électronique de puissance car ils permettent de créer des semi-conducteurs à base silicium, la silice est présente dans le sable et sert notamment à fabriquer le verre. Les applications concernent notamment les convertisseurs de courant alternatif en courant continu AC/DC utilisés dans les éoliennes, les barrages hydro-électriques, les trains à grande vitesse. La Belgique joue un rôle mondial avec son vieux réacteurs BR2 mais un des plus puissants au monde.
15/ La question des déchets nucléaires
Les centrales à eau légère contiennent 98,5 % d’uranium qui ne présente un risque radioactif lors du stockage géologique que très limité. Le principal problème provient du plutonium et des actinides mineurs comme le neptunium et l’americium qui ne représentent que 1 % du combustible mais sont hautement radiotoxiques et radioactifs. Une centrale à eau pressurisée produit 0,1 m³ de déchets hautement radioactifs, 0,5 m³ de déchets radioactifs de moyenne activité, 1,5 à 2 m³ de déchets faiblement radioactifs et 950 kg d’uranium qui doivent être gérés en tant que déchets radioactifs à long terme. Sur une durée d’exploitation prévue cela représente environ 80 à 12 m³.
Les déchets radioactifs d’un PWR sont comparables à ceux émis par les médecine nucléaire mais ceux-ci ne gênent personne. Cependant le stockage des déchets radioactifs même si leur volume est faible est loin d’être évident En Belgique il existe un moratoire sur le recyclage des combustibles radioactifs, il doivent être stockés dans des bâtiments du réacteurs qu’on appelle la zone chaude et qui nécessitent la construction de grands bassins. Le SCK CEN avec son laboratoire souterrain HADES en collaboration avec L’ONDRA/NIFRAS traduit en français Organisme national des matières fissiles enrichies joue un rôle important dans le stockage géologique des déchets radioactifs.
16/ Génération 4 un nouvel espoir
A la fin des années 1990, 435 réacteurs étaient en service pour une puissance totale de 346.984 Mwe assurant 16 % de la consommation mondiale d’électricité. Les réacteurs PWR et BWR sont de la génération 2, ensuite viennent l’EPR français et l’AP1000 Américain de la génération 3. Viennent ensuite toute sorte de projets impulsés par les États-Unis et boostés par la signature du protocole de kyoto et la réduction de 5 % de tous les pays dans leur production de gaz a effet de serre. La Belgique joue le premier rôle avec le réacteur Myrrha, il s’agit d’un réacteur à neutrons rapide comme nous l’avons vu auparavant dont la réaction est refroidie avec des métaux lourds tels le plomb bismuth contenant insuffisamment d’uranium pour qu’une réaction en chaîne puisse naître de façon autonome laquelle est particulièrement attisée par un Système conduit d’accélération (ADS) dont Carlo Rubbia prix nobel de physique de l’année 1984 en est le père spirituel. Les objectifs du projet sont très divers mais ils cherchent en partie à remédier au problème du stockage des déchets nucléaires réduisant à la fois la quantité et la demi-vie des actinides mineurs par un système de partitionnement et transmutation : rendre les actinides aussi radioactif que l’uranium naturel.
16/ Génération 4 un nouvel espoir
Vient du latin (la voie)
Le principe est celui d’un réacteur à fusion thermonucléaire, réaction est celle qui se passe au coeur des étoiles. Cela consiste à chauffer un gaz à des températures vraiment extrêmes : près de 150 millions de degrés ° . Pour cela il faut l’enfermer dans un tor, un récipient en forme de donut qu’on appelle un tokamak et qui a été inventé en union soviétique dans les années 1950. C’est une sorte de flacon magnétique. Cependant réussir à contenir un gaz aussi chaud et créer les champs magnétiques nécessaires à l’exportation de la chaleur pour convertir celle-ci en électricité va au-delà de nos capacités technologiques actuelles.
17/ LTO et SMR
Long Term Operation, les opérations à long terme est le mot employé pour définir non la durée de vie d’un réacteur mais la durée d’exploitation, en effet, un réacteur n’a pas à proprement parler de durée de vie. Une centrale est entretenue de manière proactive comme les avions. Les composants sont automatiquement remplacés à certains moments et la maintenance et le renouvellement ont toujours des caractères impérieux. Cependant, la cuve du réacteur n’est pas économiquement remplaçable et en principe c’est l’intégrité structurelle de cet élément qui limite la durée de vie d’une centrale nucléaire. Théoriquement la durée de vie d’une centrale coïncide avec la durée de vie de la cuve du réacteur. Aux Etats-Unis, les centrales obtiennent des prolongation de licence par tranche de 20 ans et il faut savoir que 89 des 97 centrales ont obtenu une prolongation de licence de 40 à 60 ans. En Belgique Doel 4 et Tihange 3 les deux plus jeunes unités ont obtenu une extension de licence de 10 ans.
17.1/ SMR
Jusqu’à présent les réacteurs ont vu leur puissance augmenter au fil des années pour des raisons d’économie d’échelle cependant les exigences de sûreté, la maintenance de ces installations sont plus complexes et peu rentables. D’après l’IEA l’électricité ne représente que 20 % de la consommation énergétique mondiale. Il y’a aussi les transports, l’industrie et les usines chimiques qui s’appuient sur la chaleur. Hors l’électricité est la plus noble des énergies qui soit et transformer l’électricité en chaleur serait une aberration.
Les nouveaux acteurs sur le marché du nucléaire voient les petits réacteurs modulaires SMR comme une grande opportunité. Produisant une puissance d’environ 300 Mwe on peut se douter que la construction de data center notamment avec lesquels sont reliés les grands modèles de langage que nous utilisons de plus en plus peuvent nécessiter ce type d’installation. Les SMR permettent de générer de la chaleur à haute température pour l’industrie et ce de manière décentralisée. Les SMR déjà actifs basés sur la branche des réacteurs à eau légère LWR sont les plus proches d’une réalisation déjà effective. Les Russes ont déjà mis en service le réacteur flottant KLT40 Akademik Lomonosov. Cependant des dire des spécialistes il est préférable de se baser sur les réacteurs à neutron rapide c’est à dire non pas à eau mais avec un métal liquide comme fluide caloporteur comme dans le projet Myrrha.
18/ Conclusion
Cet article est tiré principalement du livre de Didier De Buyst, je remercie l’auteur de me permettre de vous retranscrire la genèse, les opportunités et les défis de l’énergie nucléaire. Cela me semblait important dans le monde dans lequel nous vivons de comprendre les enjeux derrière cette énergie décarbonée. Ce livre ne traite que de la partie immergée de l’iceberg comme le dit l’auteur en conclusion.
Le nucléaire à un rôle important à jouer dans la transition énergétique, pour réduire notre utilisation des énergies fossiles (pétrole, gaz et charbon) et incidemment réduire notre émission de gaz à effet de serre piégés dans notre atmosphère qui sont un facteur important du réchauffement climatique.
En France, nous avons la chance d’être en pointe dans le nucléaire et cet article a pour but de mieux vous faire comprendre son fonctionnement d’une part et d’autre part de susciter des vocations et être la rampe de lancement des futurs ingénieurs nucléaire de demain dans une Europe qui doit assurer sa souveraineté énergétique face notamment à tous les pays exportateurs et producteurs de Pétrole notamment voir mon article sur les énergies.