Le nucléaire
Une centrale nucléaire est un site industriel qui utilise la fission de noyaux atomiques pour produire de la chaleur, dont une partie est transformée en électricité (entre 30 % et 40 % en fonction de la différence de température entre la source froide et chaude). C'est la principale mise en œuvre de l'énergie nucléaire dans le domaine civil.
Une centrale nucléaire est constituée d'un ou plusieurs réacteurs nucléaires dont la puissance électrique varie de quelques mégawatts à plus de 1 500 mégawatts pour le réacteur soviétique de grande puissance RBMK. Selon les promoteurs du futur réacteur européen EPR, il devrait atteindre une puissance record de 1 600 mégawatts.
En 2006, 442 réacteurs fonctionnent dans 31 pays différents dans le monde, soit un total de 370 gigawatts produisant environ 17 % de l'électricité mondiale (voir la liste des réacteurs nucléaires). La catastrophe de Tchernobyl a conduit à plusieurs moratoires ; la baisse des prix du pétrole durant les années 1990 a renforcé cette tendance, conduisant à construire moins de nouveaux réacteurs dans le monde. Parallèlement, les centrales vieillissent : en 2006, la majorité des réacteurs avaient de 15 à 36 ans, sept ayant de 37 à 40 ans. Toutefois, à partir du milieu de la décennie 2000, la remontée des prix des énergies, tirées par les hydrocarbures, a induit un mouvement de balancier inverse, conduisant à de nouvelles constructions de réacteurs : par exemple, la Finlande entreprend de se doter d’un réacteur pressurisé européen (EPR) à Olkiluoto en 2003, la construction d’un EPR à Flamanville (France) est décidée en 2005.
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Histoire
Dès 1951, la première centrale nucléaire entre en service aux États-Unis. Le 27 juin 1954, une centrale nucléaire civile est connectée au réseau électrique à Obninsk en Union soviétique, avec une puissance de production d'électricité de cinq mégawatts. Les centrales nucléaires suivantes furent celles de Marcoule en Provence le 7 janvier 1956, de Sellafield au Royaume-Uni, connectée au réseau en 1956, et le réacteur nucléaire de Shippingport aux États-Unis, connecté en 1957. Cette même année, les travaux de construction du premier réacteur à usage civil en France (EDF1) démarrèrent à la centrale nucléaire de Chinon.
La puissance nucléaire mondiale a augmenté rapidement, s'élevant de plus de 1 gigawatt (GW) en 1960 jusqu'à 100 GW à la fin des années 1970, et 300 GW à la fin des années 1980. Depuis, la capacité mondiale a augmenté beaucoup plus lentement, atteignant 366 GW en 2005, en raison du programme nucléaire chinois. Entre 1970 et 1990 étaient construits plus de 5 GW par an (avec un pic de 33 GW en 1984). Plus des deux tiers des centrales nucléaires commandées après janvier 1970 ont été annulées.
Les coûts économiques croissants, dus aux durées de construction de plus en plus longues, et le faible coût des combustibles fossiles, ont rendu le nucléaire moins compétitif dans les années 1980 et 1990. Par ailleurs, dans certains pays, l'opinion publique, inquiète des risques d'accidents nucléaires et du problème des déchets radioactifs, a conduit à renoncer à l'énergie nucléaire.
Description
Une centrale nucléaire regroupe l'ensemble des installations permettant la production d'électricité sur un site donné. Elle comprend fréquemment plusieurs tranches, identiques ou non ; chaque tranche correspond à un groupe d'installations conçues pour fournir une puissance électrique donnée (par exemple 900 MWe, 1 300 MWe ou 1 450 MWe). En France, une tranche comprend généralement :
- le bâtiment réacteur, généralement double enceinte étanche qui contient le réacteur nucléaire, le pressuriseur qui a pour fonction de maintenir l'eau (traitée) du circuit primaire à l'état liquide, les générateurs de vapeur (trois ou quatre selon la génération), le groupe motopompe primaire servant à faire circuler le fluide caloporteur (eau), le circuit d'eau primaire, dont le rôle principal est d'assurer le transfert thermique entre le cœur du réacteur et les générateurs de vapeur, et une partie du circuit d'eau secondaire ;
- le bâtiment combustible : collé au bâtiment réacteur, il sert de stockage des assemblages du combustible nucléaire avant, pendant les arrêts de tranche et pour le refroidissement du combustible déchargé (un tiers du combustible est remplacé tous les 12 à 18 mois). Le combustible est maintenu immergé dans des piscines dont l'eau sert d'écran radiologique ;
- le bâtiment salle des machines, qui contient principalement :
- une ligne d'arbre comprenant les différents étages de la turbine à vapeur et l'alternateur (groupe turbo-alternateur),
- le condenseur, suivi de turbopompes alimentaires (fonctionnement normal, de secours) ;
- les locaux périphériques d'exploitation (salle de commande…) ;
- des bâtiments annexes qui contiennent notamment des installations diverses de circuits auxiliaires nécessaires au fonctionnement du réacteur nucléaire et à la maintenance, les tableaux électriques alimentant tous les auxiliaires et générateurs Diesel de secours ;
- une station de pompage pour les tranches dont le refroidissement utilise l'eau de mer, de fleuve ou de rivière, et éventuellement un aéroréfrigérant atmosphérique (la partie la plus visible d’une centrale nucléaire ; hauteur jusqu'à 165 m).
Les autres installations de la centrale électrique comprennent :
- un ou plusieurs postes électriques permettant la connexion au réseau électrique par l'intermédiaire d'une ou plusieurs lignes à haute tension, ainsi qu'une interconnexion limitée entre tranches ;
- les bâtiments technique et administratif, un magasin général…
Fonctionnement technique
- barre d'arrêt d'urgence
- barre de contrôle
- assemblage combustible
- protection biologique
- sortie de vapeur
- entrée de l'eau
- protection thermique
Dans une tranche nucléaire, le réacteur nucléaire est en amont d'une installation thermique qui produit de la vapeur transformée en énergie mécanique au moyen d'une turbine à vapeur ; l'alternateur utilise ensuite cette énergie mécanique pour produire de l'électricité.
La différence essentielle entre une centrale nucléaire et une centrale thermique classique est matérialisée par le remplacement d'un ensemble de chaudières consommant des combustibles fossiles par des réacteurs nucléaires.
Pour récupérer de l'énergie mécanique à partir de chaleur, il est nécessaire de disposer d'un circuit thermodynamique : une source chaude, une circulation et une source froide. Dans une centrale nucléaire, ce circuit est forcé (car utilisation de pompes). Pour simplifier :
- pour un réacteur de type REP (Réacteur à eau pressurisée), la source chaude est fournie par l'eau du circuit primaire, à la température moyenne de 306 °C (286 °C en entrée et 323 °C en sortie de réacteur, cette dernière variant selon la puissance de la tranche) ;
- la source froide du circuit de refroidissement peut être fournie par pompage d'eau de mer ou de fleuve (le système est parfois complété d'une tour aéroréfrigérante).
Ainsi, une tranche nucléaire de type REP comporte trois circuits d'eau importants indépendants, détaillés ci-après.
Le circuit primaire se situe dans une enceinte de confinement. Il est constitué d'un réacteur intégrant des grappes de contrôle et le combustible, et, suivant le type de tranche, de 3 ou 4 générateurs de vapeur (GV) associés respectivement à une pompe primaire centrifuge (une par GV ; masse de 90 t environ), un pressuriseur (comprenant des gaines chauffantes) assurant le maintien de la pression du circuit à 155 bar. Il véhicule, en circuit fermé, de l'eau liquide sous pression qui extrait les calories du combustible pour les transporter aux générateurs de vapeur (rôle de fluide caloporteur). L'eau du circuit primaire a aussi comme utilité la modération des neutrons (rôle de modérateur) issus de la fission nucléaire. La thermalisation des neutrons les ralentit pour leur permettre d'interagir avec les atomes d'uranium 235 et déclencher la fission de leur noyau. Par ailleurs, l'eau procure un effet stabilisateur au réacteur : si la réaction s'emballait, la température du combustible et de l'eau augmenteraient. Cela provoquerait d'une part, une absorption des neutrons par le combustible (effet combustible) et d'autre part une modération moindre de l'eau (effet modérateur). Le cumul de ces deux effets est dit « effet puissance » : l'augmentation de ce terme provoquerait l'étouffement de la réaction d'elle-même, c'est un effet auto-stabilisant.
Le circuit d'eau secondaire se décompose en deux parties :
- entre le condenseur et les générateurs de vapeur, l'eau reste sous forme liquide : c'est l'alimentation des générateurs de vapeur ; des turbopompes alimentaires permettent d'élever la pression de cette eau, et des échangeurs de chaleur en élèvent la température (60 bar et 220 °C) ;
- cette eau se vaporise dans 3 ou 4 générateurs de vapeur (suivant le type de tranche, 900 ou 1 300 / 1 450 MW) et les tuyauteries de vapeur alimentent successivement les étages de la turbine disposés sur une même ligne d'arbre. La vapeur acquiert une grande vitesse lors de sa détente permettant ainsi d'entraîner les roues à aubages de la turbine.
Celle-ci est composée de plusieurs étages séparés et comportant chacun de nombreuses roues de diamètre différent. Dans un premier temps, la vapeur subit une première détente dans un corps haute pression (HP, de 55 à 11 bar), puis elle est récupérée, séchée et surchauffée pour subir une seconde détente dans les trois corps basse pression (BP, de 11 à 0,05 bar). On utilise les corps BP dans le but d'augmenter le rendement du cycle thermohydraulique.
La sortie du dernier étage de la turbine donne directement sur le condenseur, un échangeur de chaleur dont la pression est maintenue à environ 50 mbar absolu (vide) par la température de l'eau du circuit de refroidissement (selon la courbe de saturation eau/vapeur). Des pompes à vide extraient les gaz incondensables en phase gaz du mélange (principalement l'oxygène moléculaire et le diazote). L'eau condensée dans cet appareil est réutilisée pour réalimenter les générateurs de vapeur.
Ce circuit assure le refroidissement du condenseur. L'eau de refroidissement est échangée directement avec la mer, un fleuve ou une rivière, par l'intermédiaire de pompes de circulation. Pour ces deux derniers cas, l'eau peut être refroidie par un courant d'air dans une tour aéroréfrigérante d'où une petite partie (1,5 %) de l'eau s'échappe en vapeur en forme de panache blanc.
L'énergie mécanique produite par la turbine sert à entraîner l'alternateur (rotor d'une masse d'environ 150 t) qui la convertit en énergie électrique, celle-ci étant véhiculée par le réseau électrique.
Lorsque la tranche nucléaire débite de la puissance électrique sur le réseau, on dit qu'elle est « couplée » au réseau.
La déconnexion intempestive de l'alternateur au réseau (appelée un « déclenchement ») nécessite une réduction immédiate de l'alimentation en vapeur de la turbine par des vannes de réglage disposées sur les tuyauteries de vapeur, faute de quoi sa vitesse de rotation augmenterait jusqu'à sa destruction en raison de la force centrifuge excessive s'exerçant alors sur les aubages. Néanmoins, dans ce cas-ci, la tranche reste en service à faible puissance : la turbine est en rotation et reste prête au recouplage immédiat sur le réseau (la tranche est alors « ilotée » : elle alimente elle-même ses auxiliaires).
Le fonctionnement normal d'une centrale nucléaire est qualifié de critique (par opposition à sous-critique et sur-critique).
Fiabilité d'une centrale nucléaire
L'« accident majeur » examiné par les études de sûreté est la fusion du cœur.
Pour les centrales nucléaires françaises de première génération, l'objectif était d'avoir une probabilité de fusion du cœur inférieure à 5 sur 100 000 par réacteur et par an. Cette sûreté a été améliorée dans la deuxième génération. Les chiffres pour les centrales allemandes sont comparables. Ce niveau de sûreté était un peu supérieur à celui constaté dans le reste du monde : début 2009, l'industrie nucléaire avait accumulé une expérience totale de 13 000 années x réacteur de fonctionnement Une catastrophe majeure s'est produite sur l'une de ces centrales de première génération de type RBMK (la seule ayant atteint le niveau 7 sur l'échelle INES), l'explosion de la centrale de Tchernobyl en 1986, et deux autres accidents ayant conduit à la destruction du cœur : l'incendie de Sellafield de 1957, et l'accident de Three Mile Island en 1979.
Les études de sûreté nucléaire ont été systématisées à la suite de ces accidents, et sont contrôlées en France par l'autorité de sûreté nucléaire (ASN), à présent indépendante du pouvoir exécutif, assistée d'un organisme technique, IRSN. Les centrales de deuxième génération ont en France un objectif de sûreté cinquante fois plus élevé, de l'ordre d'un accident par million d'années de fonctionnement ; et les EPR doivent démontrer un niveau garanti de sûreté encore dix fois plus élevé, d'un accident majeur pour dix millions d'années de fonctionnement. Pour ce niveau de sûreté, avec un parc mondial vingt fois plus important qu'actuellement (de l'ordre de 500 réacteurs), le niveau de risque serait inférieur à un accident par millénaire. De plus, la conception de ces centrales modernes doit démontrer qu'un accident de fusion du cœur (s'il survient) reste confiné dans la centrale elle-même et ne conduit pas à une contamination de la population
La conception des centrales nucléaires de quatrième génération fait l'objet d'une coordination internationale, qui inclut des études de sûreté, et doit s'appuyer sur des conceptions intrinsèquement sûres.
En décembre 2007, les résultats de l'étude du Registre national allemand des cancers de l'enfant ont été rendus publics par sa directrice Maria Blettner : l'étude indique que l'on observe en Allemagne une relation entre la proximité d'une habitation par rapport à la centrale nucléaire la plus proche et le risque pour les enfants d'être atteints, avant l'âge de 5 ans, d'un cancer ou d'une leucémie. Pour autant, le rayonnement ionisant ne peut en principe pas être interprété comme une cause, l'exposition au rayonnement ionisant n'ayant été ni mesurée ni modélisée.
Rendement d'une centrale nucléaire
Le rendement d'une centrale nucléaire est de l'ordre de 33 % - auquel il faut ajouter les pertes en ligne sur le réseau Très Haute Tension. Les centrales électriques alimentées au fioul ou au charbon possèdent un rendement un peu supérieur (~ 40 %) car elles fonctionnent avec une température de vapeur plus élevée (moins de contraintes de sécurité). EDF garantit que ses futurs réacteurs EPR auront un rendement de 35 % grâce à l'utilisation de nouveaux générateurs de vapeur et un dimensionnement plus important[réf. souhaitée].
Un réacteur nucléaire électrogène ne peut être utilisé pour faire de la cogénération. Ceci reviendrait à augmenter la température de la source froide et donc diminuer la différence de température entre les sources ayant pour conséquence une baisse du rendement de production d'électricité. Dans une centrale thermique à cogénération, ce sont les gaz d'échappement qui sont utilisés pour produire de la vapeur qui sert au chauffage urbain. Par contre les eaux chaudes rejetées peuvent être captées et réutilisées, la Ferme aux crocodiles fonctionne de cette façon en amont du site nucléaire du Tricastin, dans la Drôme pour garder une température tropicale pour ses occupants.
Les différents types de réacteurs
Une centrale nucléaire est équipée d'un ou plusieurs réacteurs nucléaires. Un réacteur nucléaire peut appartenir à diverses filières :
- réacteur à eau bouillante, modéré au graphite de conception soviétique (RBMK) ;
- réacteur à eau pressurisée de conception soviétique (WWER) ;
- réacteur à uranium naturel, modéré par du graphite, refroidi par du dioxyde de carbone (filière uranium naturel graphite gaz) ; dont le premier réacteur à usage civil en France (EDF1). Cette filière fut abandonnée pour la filière REP pour des raisons économiques. Les centrales de ce type sont actuellement toutes à l'arrêt ;
- réacteur utilisant de l'uranium naturel modéré par de l'eau lourde (filière canadienne CANDU) ;
- réacteur à eau pressurisée (REP) (PWR en anglais) ; ce type de réacteur utilise de l'oxyde d'uranium enrichi comme combustible, et est modéré et refroidi par de l'eau ordinaire sous pression. Les REP constituent l'essentiel du parc actuel : 60 % dans le monde et 80 % en Europe ;
- réacteur à eau lourde pressurisée (PHWR) ;
- réacteur avancé au gaz (AGR) ;
- réacteur à eau bouillante (REB) (BWR en anglais) ; ce type de réacteur est assez semblable à un réacteur à eau pressurisée, à la différence importante que l'eau primaire se vaporise dans le cœur du réacteur, ceci en fonctionnement normal ;
- réacteur nucléaire à neutrons rapides et à caloporteur sodium, comme le Superphénix européen ou le BN-600 russe