Dominique Meeùs
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Nucléaire civil

Table of contents

Réacteurs nucléaires

Une centrale électrique nucléaire est une centrale thermique à vapeur ordinaire, mais dont la chaudière, ou le foyer de la chaudière, est un réacteur nucléaire. La vapeur alimente alors une turbine à vapeur (comme dans une centrale à charbon). Un réacteur est une machine où on réalise la fission de noyaux atomiques (http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_reactor), ce qui dégage de la chaleur. Il y a des réacteurs de diverses générations et de divers types, qu’on peut classer ou rapprocher selon divers critères. Il est utile d’examiner les réacteurs avant de parler de centrales électriques.

Un réacteur nucléaire est une machine thermique dont on exprime la puissance en MW thermiques, MW(t) ou MWt. Dans une centrale électrique, il y a une perte d’énergie et on a donc moins de MW électriques, MW(e) ou MWe. Quand un réacteur est destiné à la production d’électricité, on annonce aussi parfois directement sa puissance en MW(e). Aujourd’hui, on compte plus souvent aussi en GW thermiques ou électriques.

Circuit de refroidissement et caloporteur

La chaleur générée est extraite par un fluide dit caloporteur. Le fluide caloporteur primaire, celui qui baigne le cœur du réacteur, peut être un gaz, de l’eau, un métal ou un sel fondu…

L’eau est utilisée dans les réacteurs classiques à neutrons lents (elle ralentit les neutrons). À la température de fonctionnement de plusieurs centaines de degrés, ou bien on admet l’ébullition — et on a un réacteur à eau bouillante, ou bien il faut une plus haute pression pour que l’eau reste liquide, ce qui est une contrainte supplémentaire sur la conception de l’enveloppe — ce sont les réacteurs à eau pressurisée.

Dans les premiers réacteurs, à eau bouillante, le fluide caloporteur alimente directement la turbine à vapeur. Dans les modèles plus récents, à eau pressurisée, le caloporteur primaire ne sort pas du réacteur et c’est un caloporteur secondaire qui est vaporisé.

Molten Salt Reactor

Le fluide chauffé peut être un sel en fusion ou un métal plutôt que de l’eau. Cela permet de plus hautes températures, mais à des pressions proches de la pression atmosphérique, ce qui est une contrainte de moins sur la résistance et l’étanchéité de la cuve. Certains sont à combustible solide, mais dans d’autres le combustible est lui-même fondu dans le bain, ce qui épargne la préparation de crayons de combustible solide.

Les métaux fondus sont liquides à une pression ordinaire. Certains interagissent peu avec les neutrons et conviennent aux réacteurs à neutrons rapides (où, au contraire, l’eau est exclue puisqu’elle ralentit les neutrons). Un alliage plomb-bismuth fond à relativement basse température, mais ne bout qu’à relativement haute température.

Il y a eu de tels réacteurs depuis les années 60, mais il y a de nouveaux travaux en combinaison avec les concepts de surgénération et de sous-criticalité et avec la filière thorium (http://en.wikipedia.org/wiki/Liquid_fluoride_thorium_reactor). Les recherches et réalisations actuelles dans ce sens sont classées en quatrième génération.

Bâtiment, confinement et installations annexes

Même si on distingue réacteur et centrale électrique, on ne peut parler du réacteur sans ses installations associées. Les divers types de bâtiments de confinement sont discutés en http://en.wikipedia.org/wiki/Containment_building. Le modèle de Fukushima avait particulièrement mauvaise réputation.

Modèles anciens et marginaux

L’ERB-1 était d’abord un breeder ; il avait une puissance de 1,4 MW thermique et a été le premier producteur d’électricité. On a eu ensuite des BORAX, toujours expérimentaux, de 1,4 à 20 MW(t) ou plus. La première centrale nucléaire électrique civile est l’Обнинская АЭС de 6 MW(e) avec le réacteur Атом Мирный-1 de 30 MW(t). L’armée américaine a développé divers petits réacteurs à usage local ou plus ou moins mobile (http://en.wikipedia.org/wiki/Army_Nuclear_Power_Program). La marine américaine utilise beaucoup de réacteurs (http://en.wikipedia.org/wiki/United_States_naval_reactors) pour la propulsion (avec production d’électricité pour le vaisseau). Le Nautilus utilisait le S2W de 10 MW et cela va jusque 500MW(t). Cela a eu peu de succès dans la marine civile, sauf des brise-glaces russes (http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_marine_propulsion).

Petits modèles

En dehors des usages maritimes, surtout militaires, il y a un regain d’intérêt pour les petites unités (world-nuclear.org/info/inf33.html ou par un autre lien www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Small-Nuclear-Power-Reactors/). Une société américaine, NuScale Power, propose actuellement des modules de 45 MW électriques basés sur un réacteur à eau pressurisée simple (sans pompe, seulement gravitation et convection des fluides) avec groupe turbine à vapeur-alternateur. Ils proposent d’associer de un à douze modules sur un site. Il ne semble pas qu’ils en aient déjà vendu.

Modèles classiques

CPR-1000 de la CGNPC, 1 000 MW(e) net, 1 060 brut, basé sur le réacteur à eau pressurisée français de 900 MW(e) de Gravelines (commencé 1974).

By the way, Gravelines avec six fois 900 MW(e) a produit 38,4 TWh d’électricité en 2006. Cela fait un facteur de charge de 81 %.

La Chine continue à construire des centrales avec des réacteurs de 2e génération parce qu’il n’est pas possible d’en produire assez vite une quantité suffisante de 3e génération.

Modèles récents ou de futur proche

AP1000 de Westinghouse, PWR, dit génération III+, 1 154 MW(e). Sanmen 1 et Haiyang 1 devraient démarrer fin 2016 (à suivre dans la presse) et être en production sur le réseau mi-2017. Les Sanmen 2 et Haiyang 2 devraient suivre moins d’un an après.

CAP1400 de la SNPTC, sur base d’un transfert de technologie AP1000 de Westinghouse, environ 1 400 MW(e), à suivre d’un CAP1700, dont la Chine espère abaisser fortement les coûts par la production en série (objectif 1 milliard de dollars le GW(e)).

Areva…

ACPR-1000 de la CGNPC, développement du CPR-1000

Du HTR‑10 expérimental du tournant du siècle à l’université Tsinghua, on a tiré des modèles HTR-PM. On a commencé la construction d’une centrale (Shidao Bay Nuclear Power Plant) de dix unités, chacune formée de deux réacteurs HTR-PM de 250 MW thermiques, alimentant à deux un groupe vapeur-électricité de 210 MW électriques. C’est (ce sera) la première centrale du monde avec des réacteurs de quatrième génération. Le premier réacteur devrait entrer en puissance fin 2017.

Plus sur les modèles chinois : Reactor Technology dans « Nuclear Power in China » de la World Nuclear Association.

Modèles expérimentaux abandonnés

Le Superphénix en France a été abandonné en 1997, pour des raisons essentiellement politiques. Voir Nifenecker qui, outre des précisions sur le Superphénix, donne une liste d’autres surgénérateurs.

Le projet d’Integral Fast Reactor américain a été abandonné en 1994 pour des raisons essentiellement politiques. L’appellation est malheureuse. Ce qui est intégral n’est pas tant le réacteur que la filière proposée avec traitement et recyclage de combustible sur site.

Réacteurs de quatrième génération

On regroupe sous l’appellation de quatrième génération des pistes de recherche diverses et inégalement avancées de caloporteurs autres que l’eau, de plus haute température, de neutrons rapides, de sécurité passive, de sous-criticalité dépendant d’un accélérateur, et cetera. Bonne vue d'ensemble sur la page Wikipedia Generation IV reactor. Voir aussi certains chapitres de la page Current and Future Generation de la WNA.

Neutrons rapides et surgénération

Il s’agit de réacteurs à neutrons rapides (RNR) ou fast neutron reactors (FNR) (tandis que dans les modèle classiques, les neutrons sont ralentis), certains (mais pas tous) étant surgénérateurs : fast breeder reactors (FBR). Voir fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_neutrons_rapides et en.wikipedia.org/wiki/Fast-neutron_reactor#List_of_fast_reactors qui donnent des listes de réacteurs existants. Voir aussi www.world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Fast-Neutron-Reactors/ qui rappelle qu’on a eu une vingtaine de tels réacteurs totalisant 400 ans d’expérience.

Ces réacteurs transmutent en noyaux fissiles certains noyaux qui ne le sont pas ou peu (mais dits « fertiles », en tant que candidats à la transmutation), utilisables ensuite comme nouveau combustible. On les dit surgénérateurs lorsque qu’ils produisent plus de matériau fissile qu’ils n’en brûlent, donc que la quantité finale est plus grande que la quantité initiale, ou que le rapport (breeding ratio) de la quantité finale à la quantité initiale est supérieur à 1.

Accelerator-Driven System (ADS)

On parle aussi d’Accelerator-Driven Subcritical Reactor (ADSR) ou d’Accelerator Driven Subcritical System. Il s’agit de la combinaison d’un réacteur sous-critique (http://en.wikipedia.org/wiki/Subcritical_reactor) avec une source extérieure de neutrons pour entretenir la réaction. La source de neutrons est un accélérateur de protons, ceux-ci produisant des neutrons en frappant une cible appropriée.

Ces réacteurs peuvent être aussi surgénérateurs. Ils sont appropriés à l’exploitation de thorium comme combustible (http://www.world-nuclear.org/info/inf35.html). Sur la filière thorium, voir http://en.wikipedia.org/wiki/Thorium_fuel_cycle, http://www.world-nuclear.org/info/inf62.html et aussi http://itheo.org/ qui a un wiki http://thorea.wikia.com/wiki/Main_Page.

C’est encore au stade expérimental. Il y a un prototype en construction en Belgique, le MYRRHA (http://myrrha.sckcen.be/) à Louvain-la-Neuve. Un des problèmes semble être d’avoir des accélérateurs assez intenses pour une production industrielle (à en juger par l’annonce35 d’un atelier que le Fermilab a consacré à ce problème, entre autres, du 19 au 21 octobre 2009).

Filière thorium indienne

Filière en trois étapes http://www.world-nuclear.org/info/inf62.html#India.

Réalisations industrielles de quatrième génération

Le Superphénix en France a été abandonné en 1997 pour des raisons essentiellement politiques. C’était sans doute aussi faire trop tôt un trop grand pas de l’expérimental à l’industriel. Voir Nifenecker qui, outre des précisions sur le Superphénix, donne une liste d’autres surgénérateurs.

La Russie a le BN-600, raccordé au réseau en 1980 (http://en.wikipedia.org/wiki/BN-600_reactor), et les BN-800 et BN-1200 devraient entrer en service en 2014 et 2017.

La Chine a un réacteur de 65 MW(t) depuis juillet 2010. Bien qu’expérimental, il a été raccordé au réseau en 2011 et il fournit 20 MW(e). Les Chinois vont passer à des prototypes de l’ordre de grandeur du GW et pensent en faire un produit commercial en 2030 : www.world-nuclear.org/info/inf63b_china_nuclearfuelcycle.html#FNR.

Un réacteur de 200 MW(e) (que je reprends plus haut dans des projets en cours) a été mis en chantier en décembre 2012 (Huaneng Shandong Shidao Bay Nuclear Power Co. Ltd), pour être connecté au réseau en 2017. Cela a comporté une préoccupation particulière pour la sécurité (www.china.org.cn/wap/2013-01/14/content_27676042.htm). (Pour une vue d’ensemble plus ou moins à jour de la situation en Chine, voir la page Nuclear Power in China de la WNA.)

Investissement

Il est difficile d’isoler le coût du réacteur du coût de la centrale ; voir donc aussi les coûts de centrales.

Centrales électriques nucléaires

Il s’agit d’une centrale thermique à turbine à vapeur dont la source de chaleur est un réacteur nucléaire.

Les centrales nucléaires sont dites peu flexibles, mais cette affirmation est une légende urbaine. (Elle était peut-être juste pour les réacteurs anciens.) Elle est examinée en page 69 (76 du PDF) du SKM 2008. Voir aussi un sujet de Wikipedia. Voir aussi Lokhov 2011 et OCED 2012. Selon cette dernière référence, un réacteur nucléaire récent peut tourner à 25 % de sa puissance. Des réacteurs modernes peuvent varier sur une large gamme de puissance à une « vitesse », un taux de variation (slew rate) de 5 % de leur puissance par minute. Pour un réacteur de 1 GW, cela veut dire une possibilité de variation de 50 MW à la minute, ce qui est énorme. Quant aux très petites variations (de celles qu’on effectue pour corriger la fréquence du réseau alternatif), leur vitesse se compte en % par seconde ! C’est en tout cas une flexibilité qui permet une gestion confortable d’un réseau national, tant pour les grandes variations que pour les corrections fines qui règlent la fréquence. (Comparer avec les valeurs considérées par MacKay, p. 188-189.) Ce qui est vrai, c’est qu’on ne peut pas arrêter un réacteur nucléaire pour un oui ou pour un non, encore qu’on puisse à tout moment, s’il le fallait (panne de réseau, par exemple), arrêter d’un coup la turbine à vapeur, parce que les installations de refroidissement sont dimensionnées à la pleine puissance de la centrale.

Cependant, parce que les centrales nucléaires sont généralement de très grosses unités, leur indisponibilité affecte fortement le réseau. Il faut donc s’efforcer d’alterner les temps de maintenance des diverses centrales et de les planifier en tenant compte le plus possible des variations saisonnières de demande, pour minimiser le coût des recours à des solutions de back-up (OCED 2012).

Inventaire des centrales

Dans le monde : http://en.wikipedia.org/wiki/List_of_nuclear_power_stations.

Investissement

Le capital engagé dans le projet ne rapporte rien tant que la centrale n’est pas en production sur le réseau. On compte donc dans le coût réel les intérêts de ce capital. Il en résulte que la durée du chantier a un sérieux impact sur le coût. En outre, plus le chantier dure, plus il y a un risque que les prix de certains équipements augmentent par rapport aux prix envisagés dans le projet. Il y a donc deux surcoûts à prendre un considération : le financement (financing) et les dépassements de budget pour diverses autres raisons (escalation). Sans ces suppléments liés à la durée, on parle d’overnight cost, que l’on pourrait traduire par coût instantané.

D’autre part, il y a une distinction entre le coût de la centrale fournie construite, nue (engineering-procurement-construction, EPC) et les coûts d’aménagement, routes, lignes électriques, autorisations… à charge du client en sus. Les « prix catalogue » des vendeurs sont généralement EPC et overnight. En 2008, ils sont de 3 milliards de dollars le GW pour des modèles actuels des constructeurs américains (http://world-nuclear.org/info/inf02.html).

Il y a un mouvement contradictoire : d’une part les coûts de tous les grands projets industriels sont fortement à la hausse, et peut-être plus pour le nucléaire que pour les autres, mais la France (la première historiquement) et surtout la Chine montrent la possibilité de les abaisser par la standardisation. Celle-ci a trois effets :

  • production en série des équipements à moindre coût ;
  • chantier plus rapide parce que bénéficiant de précédents ;
  • les autorisations peuvent être obtenues d’avance (réacteurs agréés), contrairement aux réacteurs « sur mesure » qui doivent passer par de très longues procédures individuelles d’agrément.

http://en.wikipedia.org/wiki/Economics_of_new_nuclear_power_plants#Capital_costs : « in 2010, the Chinese nuclear commission expect construction costs would fall significantly once full scale mass production is underway. In addition, a domestic CAP1400 design based on the AP1000 is due to start construction in April 2013 with a scheduled start of 2017. Once the CAP1400 design has been proven, work is scheduled for a CAP1700 design with a target construction cost of $1000/kW » Je suppose que construction cost veut dire EPC, mais je soupçonne qu’il s’agit aussi d’overnight cost.

Aussi http://nuclearinfo.net/Nuclearpower/WebHomeCostOfNuclearPower.

Chauffage et cogénération

Il y moins de possibilité de récupération de chaleur dans une centrale nucléaire parce que les températures sont plus basses que dans d’autres centrales électriques ou dans d’autres processus industriels. Avec de nouveaux réacteurs utilisant du métal fondu comme caloporteur, les températures seraient au contraire très élevées et les possibilités très grandes.

Il a cependant de nombreux exemples de cogénération en nucléaire, passés et présents (http://en.wikipedia.org/wiki/District_heating#Heat_generation). Les Russes font du chauffage urbain nucléaire en cogénération (http://www.world-nuclear.org/info/inf45.html#Present_nuclear_capacity_ chercher « district » ou « heating »).

Dans « Atomic Heath Sources » (Popyrin & Sidorenko 1988) les auteurs envisagent des réacteurs nucléaires servant seulement au chauffage urbain. Un réacteur à Stockholm a servi marginalement pour l’électricité et principalement pour le chauffage de 1964 à 1974 (http://en.wikipedia.org/wiki/%C3%85gesta_Nuclear_Power_Plant).

J’imagine que de petits réacteurs très sûrs comme les réacteurs marins pourraient servir à des usages thermiques dédiés. Voir aussi Petits modèles ci-dessus.

Accidents

(En contruction.)

Three Mile Island

Le 28 mars 1979 à Three Mile Island en Pennsylvanie, fusion du cœur, sans percement de la cuve. Pas d’irradiation de personnes (Bey, Gérard & Schlumberger 2013:105) ni d’autres accidents de personnes.

Tchernobyl

Le 26 avril 1986 à Tchernobyl (Chernobyl, Tsjernobyl) en Ukraine (Union soviétique), fusion du cœur de l’unité 4 faisant exploser le réacteur (explosion d’eau ou de gaz). Nombreuses personnes déplacées. Six travailleurs auraient été tués dans des accidents autres qu'irradiation (explosion, incendie, accident d'hélicoptère) et quarante à cinquante par irradiation (décédés à l’époque ou dans les années suivantes). Une vingtaine de personnes sont décédées de cancers de la thyroïde et il faut s'attendre à en avoir encore des centaines (Bey, Gérard & Schlumberger 2013:115). Mais il faut ajouter à cela des décès pour cancer d'autres types. Cela pourrait constituer un total de l'ordre de 10 000 morts.

Fukushima

Le 11 mars 2011, un choc sismique a provoqué l’arrêt de celles des unités qui étaient en fonctionnement à la centrale électrique de Fukushima Daiichi. Quarante minutes après, le tsunami a privé la centrale de son alimentation électrique par le réseau. Il a noyé également les moteurs diesels de secours, privant les réacteurs de refroidissement.

Le 12 mars, le cœur du réacteur 1 a fondu et l’hydrogène accumulé dans le bâtiment explose. Le 14 mars, une explosion plus forte a lieu au bâtiment du réacteur 3, visuellement très différente de celle du bâtiment du réacteur 1 : colonne de fumée à 120 m de haut, fumée plus noire (radioactivité plus importante ?). On continue cependant à parler d’explosion d’hydrogène. Le bloggeur Ian Goddard envisage la possibilité d’une explosion de vapeur.

Six travailleurs sont morts par accident (autre qu’irradiation).

Notes
35
http://conferences.fnal.gov/App-Proton-Accelerator/. Les proceedings Applications Of High Intensity Proton Accelerators font 360 pages pas gratuites que ce soit sur papier (ISBN : 978-981-4317-28-3) ou en ePUB (978-981-4317-29-0) ou en PDF. On peut en lire les abstracts sur le site de la maison d’édition en http://www.worldscientific.com/worldscibooks/10.1142/7834#t=toc.
Dominique Meeùs. Date: 2012-…