En 2017, 11% de la production mondiale d’électricité est fournie par des réacteurs nucléaires. Cette part est-elle appelée à décroître, à se stabiliser ou à croître ? La réponse dépend de plusieurs évolutions dont celle de la technologie des réacteurs tant en termes de coûts que de sûreté. On utilise en général le terme de centrale pour désigner une unité de production d’électricité, bien que l’électricien parle plutôt de tranche et exploite souvent plusieurs tranches sur un centre de production Lire L’électricité éléments essentiels, génération et transport. Il y a des centrales hydrauliques, des centrales thermiques classiques dont l’énergie provient de la combustion de charbon, de gaz ou plus rarement de nos jours, de fioul lourds, et des centrales nucléaires. Les centrales à charbon ou à fioul utilisent des chaudières, tandis que les centrales au gaz utilisent des turbines à gaz extrapolées des turboréacteurs de l’aviation, complétées par une chaudière dans le cas des turbines à cycle combiné. A l’exception des turbines à gaz simples, les centrales thermiques transforment, dans leur chaudière, de l’eau liquide en vapeur sous haute pression. Cette vapeur se détend dans une turbine dont elle met les aubes en rotation, puis revient à l’état liquide dans un condenseur dont les tubes sont parcourus par de l’eau de refroidissement, avant d’être renvoyée dans la chaudière pour un nouveau cycle eau-vapeur. L’axe de la turbine, souvent constituée de plusieurs corps, est solidaire de celui d’un alternateur dont la rotation produit le courant électrique. On désigne l’ensemble des corps de turbine et de l’alternateur sous le nom groupe turboalternateur. L’électricité produite est transformée dans une sous-station électrique avant d’être envoyée sur le réseau de transport à haute tension Lire Des réseaux électriques aux smartgrids. Le bâtiment qui abrite le groupe turboalternateur et le condenseur est appelé installation de production d’électricité IPE, parfois, îlot conventionnel ou, plus familièrement, salle des machines. L’eau qui circule dans les tubes du condenseur est soit directement pompée en circuit ouvert dans un fleuve ou dans la mer, soit refroidie à son tour par évaporation d’eau de rivière dans un aéroréfrigérant, cette tour de refroidissement qui ressemble à un gros diabolo, dont le public associe le panache blanc à l’énergie nucléaire, alors qu’elle peut équiper n’importe quelle centrale thermique. Le panache en question est un nuage formé par la condensation de la vapeur d’eau qui sort de la tour. Fleuve, mer ou tour de refroidissement constituent la source froide indispensable au fonctionnement de toute machine thermique, la chaudière en constituant la source chaude Lire La thermodynamique les lois et La thermodynamique énergie et entropie. Une centrale nucléaire est une centrale thermique comme celle que nous venons de décrire. Sa particularité vient de l’origine de l’énergie qui alimente le cycle eau-vapeur celle-ci provient d’une réaction en chaîne de fission entretenue dans le cœur d’un réacteur nucléaire Lire Histoire de l’énergie nucléaire. 1. Le réacteur nucléaire Un réacteur nucléaire est une machine au sein de laquelle une réaction en chaîne de fission est entretenue et contrôlée. Il y a différents types de réacteurs en fonction des services que l’on en attend production de neutrons pour l’investigation des structures de la matière ou l’imagerie neutronique, dopage en masse du silicium pour la microélectronique, production de radioéléments pour la médecine, l’industrie et l’agronomie ou propulsion de sous-marins. Ici, nous nous limitons aux réacteurs électronucléaires dont la finalité est de produire de l’électricité dans une centrale nucléaire. Au début de l’énergie nucléaire, dans les années 1950 et 1960, on a essayé presque toutes les combinaisons possibles de matériaux fissiles et fertiles, de modérateurs et de caloporteurs liquides ou gazeux, sous presque toutes les formes physico-chimiques et dans presque toutes les géométries imaginables. De ce bouillonnement créateur et désordonné sont sortis de très nombreux prototypes différents dont la taille allait rapidement croissant Lire Les réacteurs de recherche. Dans les années 1970 ont alors émergé une poignée de filières de réacteurs partageant des caractéristiques technologiques communes et souvent dénommées en fonction de leur caloporteur Lire Histoire de l’énergie nucléaire. Au sein de ces filières, on est passé du stade de prototypes à celui de séries standardisées qu’en France on appelle paliers. En 2014, le parc mondial de réacteurs électronucléaires était réparti en 6 filières d’importance très inégale Figure 1. Les réacteurs à eau ordinaire sous pression REP regroupent plus des deux tiers de la puissance installée dans le monde, soit 306 GWe sur 389 début 2017. Ils se répartissent en deux sous-filières selon l’origine de leur conception les réacteurs occidentaux sont des Réacteurs à Eau Pressurisée REP, ou Pressurized Water Reactor PWR, tandis que les réacteurs d’origine soviétique ou russe sont des Vodo-Vodianoï Energuetitcheski Reaktor VVR. Utilisant l’eau ordinaire à la fois comme caloporteur et modérateur, ces réacteurs à cycle indirect serviront de modèle dans ce qui suit. Les autres types de réacteurs seront brièvement évoqués à la fin. Le Combustible nucléaire Par analogie avec les autres centrales thermiques, et bien que la combustion n’y joue aucun rôle, on appelle combustible nucléaire le matériau fissile qui dégage la chaleur recherchée Lire Le cycle du combustible nucléaire. Il faut donc qu’il contienne des noyaux fissiles d’uranium ou de plutonium. Ce matériau peut être élaboré sous plusieurs formes physico-chimiques, mais le combustible le plus utilisé est une céramique frittée à partir d’oxydes en poudre et formée en pastille cylindrique Figure 2. Le combustible est contenu dans des assemblages combustibles on dit aussi élément combustible dont la fonction est double transférer efficacement la chaleur dégagée par les réactions nucléaires au fluide caloporteur gaz ou liquide qui transmettra celle-ci à l’installation de production d’électricité et maintiendra le combustible à la température souhaitée, et maintenir confinés les divers éléments radioactifs produits dans le combustible. La conception d’un assemblage est spécifique d’un modèle donné de réacteur, ce qui peut conduire à des formes et des dimensions très variées. Un assemblage REP typique est constitué d’un faisceau de tubes métalliques étanches dans lesquels sont empilées des pastilles de combustible. On appelle ces tubes crayons ou, parfois, aiguilles, et leur enveloppe métallique est la gaine. Très généralement, l’ensemble du combustible d’un réacteur est contenu dans plusieurs assemblages, qui constituent le cœur du réacteur. Le nombre d’assemblages d’un cœur varie beaucoup en fonction du type de réacteur considéré et, bien sûr, de sa puissance. Le contrôle de la réaction en chaîne Pour entretenir une réaction en chaîne, il faut qu’à chaque instant le nombre de neutrons produits dans le cœur par les fissions soit exactement égal au nombre de neutrons qui disparaissent dans le cœur ou s’en échappent. Le rapport de la production à la disparition est appelé coefficient de multiplication, noté K, et il doit donc être rigoureusement égal à 1. Cet état est appelé criticité, et le réacteur est alors critique, ce qui, pour un réacteur nucléaire, n’a aucun caractère péjoratif, au contraire. Si ce nombre K est inférieur à 1, les neutrons disparaissent rapidement, la réaction en chaîne s’arrête et donc le réacteur aussi on dit que le cœur est sous-critique. A l’inverse, si K est supérieur à 1, le nombre de neutrons va augmenter très rapidement, donc aussi les fissions, ainsi que l’énergie dégagée dans le cœur, et la réaction en chaîne va s’emballer. On dit alors que le cœur est sur-critique. Pour conserver en permanence le réacteur critique K=1, on introduit, ou on retire, selon les besoins, des poisons ou absorbants neutroniques, éléments composés de noyaux qui absorbent des neutrons. On utilise généralement trois types d’absorbants des barres mobiles, appelées barres ou grappes de contrôle, que l’on fait pénétrer plus ou moins dans le cœur Figure 3; des corps dissous dans le caloporteur et dont on peut faire varier la concentration au cours du temps. On parle d’empoisonnement homogène; des corps dispersés dans le combustible lui-même et qui disparaissent progressivement. On les appelle poisons consommables. Tout le temps où un assemblage combustible produit de l’énergie dans le cœur d’un réacteur, il subit une évolution terme qui s’applique aussi à l’ensemble du cœur le nombre de noyaux fissiles diminue par fission et capture, mais cette diminution est partiellement compensée par la production de nouveaux noyaux fissiles suite aux captures dans les noyaux fertiles. Le nombre de produits de fission augmente, ce qui change progressivement la composition chimique du combustible. Certains de ces produits sont aussi des poisons neutroniques, parfois très absorbants. Certains produits de fission sont des gaz dont le relâchement augmente la pression à l’intérieur de la gaine étanche, alors même que celle-ci est soumise à des agressions irradiation, oxydation, hydruration par exemple qui altèrent ses propriétés mécaniques. Le résultat net des deux premiers effets est de diminuer progressivement la réactivité de l’assemblage, sa capacité à continuer à produire de l’énergie. Son degré d’épuisement est mesuré par un taux de combustion qui s’exprime dans une unité bizarre, le MWj/t, quantité d’énergie produite en mégawattth/jour par tonne de métaux lourds, uranium et plutonium, contenus dans le combustible frais. Pour compenser cet épuisement, on réduit progressivement la quantité de poison dans le cœur. Chargement/déchargement Quand l’assemblage a atteint un épuisement tel qu’il ne peut plus produire d’énergie dans le cœur, on dit que le combustible est usé, mais il faut savoir qu’un combustible usé contient encore beaucoup de matière recyclable, lequel, si on ne cherche pas à les récupérer, constitue un déchet. Périodiquement, on retire du cœur les assemblages usés pour les remplacer par des assemblages neufs. Cette opération de chargement/déchargement ne concerne en général qu’une fraction du cœur. Suivant le type de réacteur, elle se pratique à l’arrêt ou en marche on renouvelle alors les éléments combustibles un par un. Entre deux opérations de chargement, la campagne de production est parfois appelée cycle de production. Tout au long d’un cycle de production, pour tenir compte de l’évolution du combustible et donc du cœur, il faut ajuster la quantité de poisons dans celui-ci un cœur frais doit comporter une grande quantité de poisons, que l’on retire progressivement, ou qui sont consommés par capture de neutrons, pour compenser l’épuisement du combustible. 2. La chaudière REP Le REP est de très loin le réacteur le plus répandu dans le monde. Les 58 réacteurs qu’EDF exploite en France sont tous de ce type Figure 4. Au départ, ce type de réacteur avait été conçu pour assurer la propulsion des sous-marins de la flotte américaine car leur grande compacité permettait de les loger à l’intérieur de la coque, où l’espace est strictement limité. La turbine n’était pas alors couplée à un alternateur, mais elle entraînait l’arbre de l’hélice via un réducteur. Ce n’est qu’en deuxième temps que cette chaudière de sous-marin a été extrapolée en centrale électrogène le premier REP a été mis en service à Shippingport Pennsylvanie en 1957 Lire Histoire de l’énergie nucléaire. En France, un premier REP Franco-Belge de 300 MWe a fonctionné de 1967 à 1991 sur le site de Chooz, mais c’est à partir de Fessenheim 1, réacteur de 900 MWe mis en service en 1977, qu’a débuté le programme REP de génération 2. Circuit primaire Le REP est un réacteur à cycle indirect. Le cœur échauffe l’eau ordinaire, maintenue à l’état liquide sous haute pression 15 Mpa dans un circuit primaire en acier épais. C’est cette même eau dont les noyaux d’hydrogène assurent le ralentissement des neutrons pour augmenter leur capacité à provoquer la fission. L’eau circule verticalement et de bas en haut dans le cœur. À puissance nominale, l’eau entre à 290°C et ressort à 315°C. Le circuit primaire comprend une cuve cylindrique à fond sphérique qui contient le cœur et un certain nombre d’équipements internes. Cette cuve est fermée par un couvercle sur lequel sont montés les mécanismes qui assurent la montée et la descente des grappes de contrôle. La cuve et le couvercle sont en acier épais revêtu intérieurement d’une couche d’acier inoxydable. La cuve est assemblée par soudage de viroles cylindriques forgées. La virole supérieure comporte des tubulures d’entrée et de sortie de l’eau primaire. À ces tubulures sont raccordées un certain nombre de 2 à 4 de boucles primaires. La cuve repose par ses tubulures sur le bord d’un puits de cuve cylindrique en béton. Chaque boucle est équipée d’une pompe primaire qui assure la circulation de l’eau primaire, d’un générateur de vapeur, et des tuyauteries reliant ces composants respectivement à une tubulure d’entrée et une tubulure de sortie de la cuve. La pompe primaire, actionnée par un moteur de plusieurs MWe de puissance, est équipée d’un lourd volant d’inertie. Le générateur de vapeur est un récipient quasi cylindrique de grande hauteur en acier épais, disposé verticalement sur des supports. Sa partie inférieure est constituée par une boîte à eau hémisphérique, divisée en deux compartiments par une paroi verticale et surmontée d’une plaque très épaisse percée de trous verticaux, la plaque tubulaire. Cette plaque est traversée par un faisceau tubulaire composé de plusieurs milliers de tubes en U reliant les deux compartiments de la boîte à eau. Ce faisceau est baigné par l’eau du circuit secondaire voir ci-dessous à l’intérieur de l’enveloppe du générateur de vapeur. À la sortie du cœur, l’eau d’une boucle primaire entre dans le compartiment chaud de la boîte à eau d’un générateur de vapeur et circule, à travers une plaque tubulaire, dans le faisceau tubulaire, d’où elle ressort dans le compartiment froid de la boîte à eau pour être pompée vers la cuve en retour. À travers la surface d’échange des tubes du faisceau, l’eau primaire cède ses calories à l’eau secondaire, qu’elle porte à ébullition sous une pression de 7 Mpa. À la sortie du faisceau, le titre en vapeur est de l’ordre de 30%. À la branche chaude de l’une des boucles du circuit primaire est relié un pressuriseur, gros réservoir d’acier dans lequel une bulle de vapeur maintient la pression primaire au niveau désiré. Des cannes chauffantes électriques permettent de faire monter la pression, et un système d’aspersion, analogue à une douche, de la faire baisser. L’ensemble du circuit primaire est étanche et fermé sur lui-même Figure 5. Circuit secondaire Le générateur de vapeur est le point commun entre le circuit primaire et le circuit secondaire. La vapeur qui se dégage au dessus du faisceau tubulaire est débarrassée de ses gouttelettes d’eau en passant à travers des séparateurs et des sécheurs avant de quitter le sommet du générateur de vapeur par une tuyauterie vapeur qui la conduit en salle des machines à l’entrée du corps de turbine à haute pression. La part d’eau secondaire qui reste en phase liquide est recirculée dans un espace annulaire ménagé contre l’enveloppe externe du générateur. Après s’être détendue dans les corps de turbine et condensée dans le condenseur, l’eau secondaire est renvoyée par des pompes secondaires pour alimenter les générateurs de vapeurs. Il y a ainsi autant de boucles secondaires que de boucles primaires, et le circuit secondaire est, lui aussi, étanche et fermé sur lui-même. Outre les circuits primaire et secondaire, et le ou les circuits de refroidissement, l’îlot nucléaire d’un REP comporte d’autres circuits auxiliaires Figure 6. Contrôle volumétrique et chimique RCV Même si c’est peu perceptible dans la vie courante, l’eau liquide se dilate avec la température en passant de 20 à 300°C, son volume augmente de 30%. Il est donc nécessaire d’ajuster en conséquence la quantité d’eau dans le circuit primaire, et c’est le premier rôle du circuit auxiliaire de contrôle volumétrique et chimique. Ce circuit est aussi utilisé pour ajuster la concentration dans l’eau primaire d’acide borique, que l’on ajoute comme poison soluble au début d’un cycle pour compenser l’excès de réactivité d’un cœur frais et que l’on dilue progressivement au fur et à mesure que cet excès se réduit par épuisement du combustible. Ce poison soluble présente l’avantage d’assurer un empoisonnement homogène de tout le cœur, sans donc créer d’hétérogénéité d’empoisonnement susceptible d’entraîner des pics locaux de puissance. En revanche, la dilution de l’acide borique crée des effluents radioactifs qu’il faut gérer correctement. Les circuits d’injection de sécurité RIS et Accumulateur D’autres circuits auxiliaires jouent un rôle important dans les dispositifs de sûreté. La sûreté d’un réacteur exige le maintien des deux fonctions suivantes contrôle de la réaction en chaîne ; refroidissement du combustible, y compris après l’arrêt de la réaction en chaîne évacuation de la puissance résiduelle. Dans les REP, il y a peu de risque de défaillance de la première fonction, qui conduirait à ce qu’on appelle un accident de réactivité ou excursion de puissance, car le cœur et le combustible sont conçus pour qu’une perte d’eau ou la baisse de sa densité par ébullition excessive arrête spontanément la réaction en chaîne par modération insuffisante des neutrons. On dit que le REP a un coefficient de vide négatif. Une augmentation de température du cœur provoque aussi l’arrêt de la réaction en chaîne par augmentation de la capture des neutrons par l’uranium 238 et par baisse de la densité d’eau. On dit que le REP a un coefficient de température négatif. Le manque de refroidissement du combustible après arrêt est en revanche le principal contributeur au risque d’accident, voire d’accident grave. C’est pourquoi, en cas de défaillance du refroidissement normal par le circuit primaire, une série de systèmes redondants d’injection de sécurité se déclenchent automatiquement. De même, les générateurs de vapeur, chargés d’évacuer les calories du circuit primaire, sont équipés d’une alimentation de secours en eau secondaire ASG. 3. Les autres filières de réacteurs Outre les REP, plusieurs filières ont été développées. Réacteurs à eau bouillante Derrière les REP viennent les réacteurs à eau ordinaire bouillante REB ou Boiled Water Reactor BWR qui totalisent 74 GWe à travers le monde en 2017. L’eau ordinaire qui modère et refroidit leur cœur est maintenue sous une pression voisine de 7 MPa, 70 fois la pression atmosphérique. Elle bout en traversant le cœur jusqu’à atteindre un titre en vapeur de l’ordre du tiers. Cette vapeur, débarrassée des gouttelettes liquides, est envoyée directement se détendre dans la turbine en salle des machines. Ces REB, bien qu’à cycle direct, sont de proches cousins de la filière précédente dont ils partagent les éléments essentiels, notamment en terme de sûreté leur combustible est voisin, à base d’oxyde d’uranium légèrement enrichi et ils utilisent de l’eau ordinaire à la fois comme modérateur et comme caloporteur. Ce sont quatre réacteurs de ce type qui ont subi l’accident du 11 mars 2011 à Fukushima Lire Retour d’expérience sur les accidents nucléaires. Réacteurs à eau lourde On appelle eau lourde de l’eau dont les molécules sont formées, comme celles de l’eau ordinaire, de deux atomes d’hydrogène et d’un atome d’oxygène, mais presque tous les atomes d’hydrogène ont un noyau qui comporte un neutron en plus du proton habituel. On dénomme deutérium, noté D, cet isotope lourd de l’hydrogène, et l’eau lourde a pour formule chimique D2O. Introduisons au passage un isotope encore plus lourd de l’hydrogène, le tritium, T, dont le noyau est composé de deux neutrons et d’un proton. Il joue un rôle essentiel dans la fusion contrôlée. Le deutérium est le meilleur matériau modérateur car il ralentit les neutrons presque aussi bien que l’hydrogène, mais sans les capturer au passage. Il ne se trouve cependant naturellement qu’en faible proportion dans l’eau 0,015% et sa concentration est coûteuse en énergie. Les réacteurs à eau lourde utilisent celle-ci comme modérateur et, dans la plupart des cas, comme caloporteur également. Du fait de l’excellent pouvoir modérateur de l’eau lourde, ces réacteurs peuvent utiliser comme combustible de l’uranium naturel. Développée principalement par les Canadiens et les Indiens, cette filière est dénommée CANada Deutérium Uranium CANDU. Les CANDU totalisent 24 GWe. Les réacteurs à graphite et eau bouillante Développés par les Soviétiques pour produire à la fois de l’électricité et du plutonium pour les armes atomiques, les Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyi RBMK, réacteurs à graphite et eau bouillante, sont restés confinés à l’Union Soviétique pour cette raison alors que les VVR étaient largement exportés dans les pays satellites. Il en reste 11 en Russie, pour une puissance totale de 10 GWe sans compter 4 très petits réacteurs électro-calogènes en Sibérie. Presque inconnue à l’Ouest, la filière RBMK a acquis une fâcheuse notoriété en 1986 avec l’accident de la tranche 4 de Tchernobyl Lire Retour d’expérience sur les accidents nucléaires. Le combustible en oxyde d’uranium légèrement enrichi est refroidi par de l’eau bouillante qui circule dans des tubes de force traversant verticalement un énorme massif de graphite qui joue le rôle de modérateur. Réacteurs graphite-gaz En France et au Royaume Uni, les premiers réacteurs, alimentés en uranium naturel métallique, étaient modérés par un empilement de graphite et refroidis par du gaz carbonique sous pression Lire Histoire de l’énergie nucléaire. Ces réacteurs gaz-graphite, directement dérivés du premier réacteur démarré par Enrico Fermi le 2 décembre 1942, s’appelaient en France UNGG Uranium Naturel Gaz et Graphite UNGG, et au Royaume Uni, Magnox, du nom de l’alliage qui gainait l’uranium. Plus tard, les Anglais ont augmenté les performances de la filière Magnox en enrichissant légèrement l’uranium de leur combustible, désormais gainé d’acier inoxydable dans une filière dénommée Advanced Gas-cooled Reactor AG. Tous les UNGG sont arrêtés, tandis que les AGR et derniers Magnox comptaient encore pour 8 GWe en 2017. Réacteurs à neutrons rapides Les cinq filières rapidement décrites ci-dessus utilisent toutes un modérateur pour fonctionner avec des neutrons thermiques dont la vitesse est la même que celle des atomes du milieu où ils se propagent, atomes agités sous l’effet de la température. Dans les réacteurs à neutrons rapides RNR, au contraire, on évite de ralentir les neutrons entre la fission qui leur donne naissance et celle qu’ils vont provoquer. Le cœur de ces réacteurs est donc dépourvu de modérateur, ce qui exclut, notamment, de les refroidir avec de l’eau liquide, ordinaire ou lourde. Bien que plusieurs autres caloporteurs aient été essayés ou envisagés, c’est dans la plupart des cas le sodium fondu qui a été choisi comme caloporteur pour les RNR. Le choix de ce métal qui s’enflamme spontanément à l’air et réagit violemment avec l’eau a imposé le choix d’un cycle indirect, pour éviter toute possibilité de réaction entre le sodium primaire activé au contact du cœur et l’eau du circuit de production d’électricité. Ce choix oblige aussi à réaliser les circuits en acier inoxydable coûteux. Le sodium liquide est opaque, ce qui complique singulièrement les opérations d’inspection et de réparation en service. En outre, il est nécessaire de le garder liquide durant les arrêts du réacteur. En revanche, le sodium liquide est un excellent caloporteur, fonctionnant très loin de son point d’ébullition à la pression atmosphérique, avec des caractéristiques hydrauliques voisines de celle de l’eau les circuits en sodium ne sont donc pas sous forte pression comme les circuits des REP ou REB. Le combustible des RNR est un mélange d’uranium et de plutonium, le plus souvent sous forme d’oxyde, avec une teneur en plutonium de l’ordre de 18%. 4. Les Générations » de réacteurs nucléaires Depuis 1999, on a pris l’habitude de décrire l’évolution des filières de réacteurs nucléaires en termes de génération I, II, III ou IV. Par première génération, on désigne le foisonnement initial de prototypes des années 1950-60, aujourd’hui pratiquement tous arrêtés définitivement. La Génération II regroupe les filières de réacteurs actuellement en fonctionnement, qui fournissent 11% de l’électricité mondiale. Ces réacteurs sont robustes, compétitifs, et le risque d’un accident grave y est très réduit. Ils font l’objet de renforcements par suite de l’accident de Fukushima Lire Retour d’expérience sur les accidents nucléaires. C’est l’accident de Tchernobyl 1986 qui est à l’origine de la Génération III que l’on commence à mettre en service on exige en effet de ces réacteurs, presque exclusivement REP et REB, que s’il y survient l’accident majeur de fusion totale du cœur, la radioactivité reste confinée à l’intérieur du site, c’est-à-dire, en fait, à l’intérieur du bâtiment réacteur. Le concept de European Pressurized Reactor EPR dont plusieurs exemplaires sont en cours de construction en Finlande, en France et en Chine est bien représentatif de la Génération III Lire Retour d’expérience sur les accidents nucléaires. Enfin, alors qu’on arrête la génération I, qu’on exploite la génération II et que l’on construit la génération III, le tuilage continue, et l’on prépare la génération IV dans l’objectif qu’elle puisse être commercialisée vers 2050. La Génération IV C’est en 1999 que le ministère américain de l’énergie, l’US Department of Energy DOE, a lancé l’initiative Gen IV » en conviant tous les pays intéressés à s’y associer, au sein du groupement Generation IV International Forum GIF. La France a été le premier pays à rejoindre les États-Unis dans le GIF qui comprend désormais 15 partenaires, plus ou moins actifs. La logique de cette démarche est la suivante dans le début de l’ère nucléaire, énormément de types différents de réacteurs ont été conçus, construits et testés, mais de cette foule de démonstrateurs et prototypes n’ont émergé qu’une poignée de filières commerciales par un processus qui rappelle la sélection naturelle en paléontologie. Aujourd’hui, 85% des réacteurs en opération dans le monde appartiennent à seulement deux filières, les réacteurs à eau pressurisée REP et les réacteurs à eau bouillante REP. Robustes, fiables et économiques, ces réacteurs se sont révélés les gagnants de la sélection naturelle, selon les critères qui correspondaient à l’environnement des années 1970 et 1980 et qui sont encore largement valables aujourd’hui. Pendant trois ans, les experts des pays du GIF ont élaboré des critères de sélection, puis passé au crible de ces critères plus d’une centaine de concepts, la plupart ayant déjà été étudiés dans le passé mais non retenus dans le contexte de leur époque. Les critères GEN IV Quels sont donc ces nouveaux critères ? On attend de la génération IV qu’elle réponde aux exigences d’un contexte qui sera différent. On en attend une meilleure utilisation des matières fissiles, une gestion plus efficace des déchets radioactifs à vie longue, une meilleure résistance à la prolifération, une sûreté au moins aussi poussée que celle de la génération III et la capacité de s’ouvrir à d’autres applications que la seule fourniture d’électricité dessalement de l’eau de mer, production de chaleur de procédé, production d’hydrogène pour fabriquer ou améliorer des carburants de synthèse, etc. Le premier critère, essentiel à la durabilité de l’option nucléaire, ne faisait pas partie des propositions initiales américaines en 1999, c’était encore sous la présidence Clinton, mais a été ajouté sous l’influence de la France et du Japon. Les ressources d’uranium identifiées aujourd’hui à un coût de production inférieur ou égal à 260 $ par kilo d’uranium seraient suffisantes pour alimenter le parc mondial actuel – un peu moins de 450 réacteurs – pendant plus d’un siècle, et les experts considèrent qu’il reste encore à découvrir au moins le double de cette quantité. Mais si le parc doublait ou quadruplait dans les décennies qui viennent, le siècle en question se réduirait comme une peau de chagrin et l’électricité nucléaire s’éteindrait assez vite faute de combustible… si on le renouvelait avec des réacteurs de technologies identiques ou de performances comparables. C’est donc principalement ce critère ainsi, à moindre titre, que le critère concernant les déchets de longue durée de vie, qui imposent de changer la technologie entre la génération III REP et REB et la génération IV Lire Production et gestion des déchets radioactifs industries électronucléaires. En effet, les REP et REB d’aujourd’hui n’utilisent guère plus de 0,7% de toute l’énergie potentielle contenue dans l’uranium extrait des mines à l’amont du cycle de combustible. En ne jouant que sur le combustible, sans modifier profondément la technologie des réacteurs à eau ordinaire, on pourrait améliorer ce facteur d’utilisation baisse du contenu résiduel de l’uranium appauvri en isotope U235, augmentation de l’énergie moyenne des neutrons dans des cœurs sous-modérés, utilisation de thorium, etc. Mais, d’un avis général, on pourrait au grand maximum atteindre 2%, ce qui constituerait un grand progrès mais insuffisant pour rendre l’option nucléaire durable. Notons au passage que cette souplesse sera sans doute nécessaire pour permettre la transition entre générations III et IV, transition qui s’étalera forcement sur plusieurs décennies. La surgénération La quasi-totalité des réacteurs en marche utilisent un modérateur, pour fonctionner avec des neutrons thermiques dont la vitesse est la même que celle des atomes du milieu où ils se propagent, atomes agités sous l’effet de la température. Dans les réacteurs à neutrons rapides RNR, au contraire, on évite de ralentir les neutrons entre la fission qui leur donne naissance et celle qu’ils vont provoquer. Le cœur de ces réacteurs est donc dépourvu de modérateur, ce qui exclut, notamment, de les refroidir avec de l’eau liquide, ordinaire ou lourde. Les propriétés d’interaction du plutonium avec les neutrons rapides confèrent aux RNR leur atout principal la surgénération. Le combustible de presque tous les réacteurs actuels est un mélange de deux isotopes de l’uranium, 235U et 238U. Les neutrons thermiques provoquent facilement la fission de 235U, mais pas celle de l’isotope 238. En revanche, quand ils sont absorbés par un noyau 238U, celui-ci subit deux désintégrations successives qui le transforment assez rapidement en plutonium 239Pu qui, lui, est facilement fissile. Ainsi donc, pendant la production d’énergie, la disparition des noyaux fissiles 235U est partiellement compensée par une production de noyaux fissiles 239Pu. Partiellement, parce que dans un réacteur à eau ordinaire, REP ou REB, pour dix noyaux fissiles qui disparaissent il ne se produit que six nouveaux noyaux fissiles. En revanche, dans un RNR dont on a conçu le cœur à cet effet, on peut convertir à tout instant plus de noyaux de 238U en plutonium que l’on ne fait disparaître de noyaux de plutonium par fission et capture c’est ce qu’on appelle la surgénération. On peut, en quelque sorte, considérer que le plutonium est l’équivalent d’un catalyseur, qui permet la consommation de l’uranium 238, tout en étant régénéré et même au-delà dans la réaction. C’est la surgénération qui permet d’exploiter les réserves d’énergie de l’uranium 238, qui est 140 fois plus abondant dans la nature que l’uranium 235. Les RNR permettront de ce fait d’utiliser comme combustible les grandes quantités d’uranium appauvri entreposées dans le monde et qui, autrement, devraient être traitées comme des déchets radioactifs. Autant dire qu’avec les surgénérateurs, il n’y aura pas de problème de pénurie de matière fissile pendant des millénaires Six concepts Gen IV A l’issue de ses trois années préliminaires, le Forum international Génération IV a esquissé les portraits-robots de six systèmes nucléaires souhaitables afin de guider la R&D qui permettra à certains d’entre eux d’être mûrs pour l’industrialisation à l’échéance considérée Figure 7. La moitié des ces six cibles sont des RNR, ce qui souligne l’importance du critère d’utilisation de la matière fissile. Une des avancées importantes du GIF est de considérer des systèmes nucléaires, et pas uniquement des réacteurs le système comprend en effet dès la conception initiale non seulement le réacteur mais tout le cycle du combustible associé. Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium liquide Bien que précédé par d’autres RNR, c’est le réacteur français Phénix, en fonctionnement de 1973 à 2009, qui a, le premier, apporté la démonstration de la surgénération en recyclant plusieurs fois son propre plutonium. En 1977, alors que le choc pétrolier de 1974 avait incité de nombreux pays à programmer des développements nucléaires ambitieux, la France a décidé, avec des partenaires d’Italie et d’Allemagne, de construire sur le site de Creys Malville un prototype RNR surgénérateur de taille industrielle, Superphénix, de 1200 MWe, qui est entré en service en 1985 figure 6. Superphénix a connu des problèmes techniques de jeunesse, résolus au fur et à mesure – c’est précisément le rôle d’un prototype d’essuyer les plâtres d’une nouvelle technologie – mais il a aussi connu des problèmes administratifs et, surtout, focalisé sur lui l’opposition de tous les mouvements antinucléaires d’Europe. En effet, pour un militant antinucléaire, il suffit d’attendre quelques décennies pour que les réacteurs actuels doivent s’arrêter faute de matière fissile abordable… mais avec la surgénération, on parle de millénaires ? Intolérable ! C’est pourquoi les Allemands ont abandonné leur RNR de Kalkar et c’est pourquoi, en France, le parti Vert a exigé et obtenu de ses partenaires de la majorité plurielle l’arrêt de Superphénix en 1997. Depuis, le flambeau des RNR au sodium a été repris par les Russes et les Chinois. Réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb liquide Les Russes développent une alternative au sodium pour les RNR refroidis par un métal liquide il s’agit soit du plomb, soit de l’eutectique plomb-Bismuth, qu’ils ont utilisés dans le passé pour certains de leurs sous-marins nucléaires. Les deux sont relativement inertes et ne présentent donc pas les risques chimiques du sodium liquide. En revanche, ils présentent d’autres inconvénients. Leur densité est très élevée, ce qui requiert de fortes puissances de pompage et présente des risques mécaniques sous sollicitation sismique. En outre, ils sont tout aussi opaques que le sodium et leur forte densité rend difficile d’y immerger des instruments de visualisation. Le plomb doit être maintenu vers 400°C pour rester liquide. L’eutectique Pb-Bi reste liquide vers 100°C, comme le sodium, mais sous flux neutronique le bismuth se transmute en polonium très radiotoxique. De plus, les réserves mondiales de bismuth ne semblent pas considérables. Pour éviter que le plomb n’attaque le nickel des aciers inoxydables, il faut ajuster très finement le potentiel oxygène pour maintenir une couche d’oxyde épitaxiale protectrice sans risquer de colmater les circuits. Tout récemment, les Russes ont décidé de construire un prototype de petite puissance appelé BREST. Les Belges ont l’intention de construire un réacteur d’irradiation MYRRHA, RNR au plomb qui serait hybride, c’est à dire avec un cœur sous-critique suralimenté en neutrons par la spallation de noyaux lourds soumis au bombardement de protons de très haute énergie provenant d’un accélérateur couplé au réacteur. Réacteurs à neutrons rapides refroidis par gaz Le troisième type de RNR retenu comme concept-cible par le GIF utiliserait un gaz comme fluide caloporteur. On aurait ainsi à la fois les avantages de la surgénération et ceux de la haute température voir ci-après. Ce type de réacteur est attrayant sur le papier, mais encore assez futuriste car son combustible reste à inventer puisque ce ne peut être ni celui des RNR au sodium ni celui des HTR. Réacteurs à très haute température Les réacteurs à haute température, et leur version future dénommée Very Hight Temperature Reactor VHTR, sont des réacteurs modérés au graphite et refroidis au gaz hélium sous pression. Leur originalité vient de leur combustible celui-ci est constitué de microbilles enrobées de plusieurs couches comme l’amande d’une dragée est enrobée de couches de sucre. L’une des couches, en carbure de silicium, est étanche aux produits de fission et joue le rôle de la gaine d’un élément combustible, les autres sont constituées de carbone plus ou moins dense. Ces particules enrobées, d’un diamètre total voisin du millimètre, sont noyées dans du graphite pour former des sphères de la taille d’une boule de billard Pebble Bed Modular Reactor PBMR fait de blocs prismatiques traversés de canaux que l’on assemble comme un jeu de construction ; Gas-Turbine Modular Helium GT-MHR, concept à prismes Figure 9. Formé d’un assemblage de prismes ou d’un tas de boulets, le cœur d’un réacteur à haute température est réfractaire et ne peut pratiquement pas fondre. Il permet de chauffer de l’hélium à 1000°C en gardant le centre du combustible plus froid que celui d’un REP dont l’eau est à 320°C. Quelques prototypes ont fonctionné dans le passé, démontrant la faisabilité et l’intérêt de ces cœurs, mais pas la compétitivité du réacteur pour la production d’électricité seule. Les Chinois sont aujourd’hui les plus actifs dans le développement des HTR. Dans la génération IV, le VHTR vise la cogénération d’électricité et de chaleur de procédé. Le VHTR est un réacteur à neutrons thermiques dont l’utilisation de la matière fissile reste médiocre il devra cohabiter avec des RNR. Réacteur à eau supercritique et réacteur à sels fondus RSF Le premier est une extrapolation du REP où on augmente la pression jusqu’à 25 MPa, où l’eau devient un fluide supercritique, ni liquide ni gaz. Ce fluide a des propriétés attrayantes, mais la pression à l’intérieur des circuits est considérable. Le second utilise des sels fissiles fondus fluorures d’uranium, thorium, béryllium et lithium à la fois comme combustible et comme caloporteur. Ils peuvent fonctionner en neutrons thermiques ou en neutrons rapides et se prêtent particulièrement bien à l’utilisation du thorium. Ce type de réacteur ne nécessite pas de fabrication du combustible liquide, mais il faut lui associer une usine chimique d’épuration en ligne. Seul un très petit prototype a fonctionné en fin des années 1960 tout reste à développer Figure 10. L’Encyclopédie de l’Énergie est publiée par l’Association des Encyclopédies de l’Environnement et de l’Énergie contractuellement liée à l’université Grenoble Alpes et à Grenoble INP, et parrainée par l’Académie des sciences. Pour citer cet article, merci de mentionner le nom de l’auteur, le titre de l’article et son URL sur le site de l’Encyclopédie de l’Energie. Les articles de l’Encyclopédie de l’Énergie sont mis à disposition selon les termes de la licence Creative Commons Attribution – Pas d’Utilisation Commerciale – Pas de Modification International.

Cette première mondiale devrait permettre selon ses promoteurs de recycler des combustibles usés. Nous avons tous encore en tête les images de chaos à la centrale nucléaire de Fukushima au Japon après le tremblement de terre et le tsunami. Aujourd'hui, à l'Institut Von Karman de Rhode-Saint-Genèse, des ingénieurs essaient de reproduire l'effet de ce tremblement de terre sur un modèle réduit. La simulation de ce qui passe à l'intérieur d'un réacteur dans le liquide de refroidissement pendant les secousses est impressionnante. Philippe Planquart, l'ingénieur responsable du projet à l'Institut Von Karman explique que l'on peut ainsi rajouter des éléments dans le réacteur ou formuler des recommandations pour modifier le design et tester pour diminuer les déplacements de la surface du liquide qu'on peut observer pendant le test. En clair, on cherche ici à améliorer la structure pour contrecarrer l'apparition de ces grosses vagues qui peuvent mettre en danger la sécurité de ce réacteur. Dans une autre reproduction miniature, on perturbe le liquide de refroidissement et on en visualise les turbulences. Les zones de hautes températures en particulier sont à éviter, car elle peuvent détériorer les matériaux. Chiara Spaccapaniccia, ingénieure et doctorante à l'Institut Von Karman nous donne les raisons de ces tests "Avant de construire le réacteur il faut démontrer qu'en matière d'hydraulique, il marche bien, dit-elle, donc, qu'il n'y a pas trop de résistance à l'écoulement et que l'écoulement est capable d'enlever la chaleur produite par le coeur." Tests en modèle réduit inédits dans le nucléaire belge Expérimenter des événements extrêmes comme des séismes à petite échelle avant même de concevoir le vrai réacteur, c'est nouveau et même complètement inédit dans le domaine nucléaire belge. Mais le réacteur que l'on teste ici, est très loin d'être ordinaire. Ce n'est pas celui que l'on trouve dans nos centrales nucléaires. Myrrha, c'est son nom, c'est le premier prototype mondial de réacteur de nouvelle génération. Contrairement à ce qui se passe dans nos réacteurs actuels, il est très facile à arrêter, il dispose d'un accélérateur, pour l'allumer et l'éteindre, sorte d'interrupteur marche/arrêt. Plus sûr, plus facile à utiliser et à contrôler, il serait aussi beaucoup plus efficace... Et ce n'est pas tout, ajoute Hamid Ait Abderrahim, le directeur général adjoint du Centre d'étude de l'énergie nucléaire de Mol "On a besoin d'aucun élément que ce soit un moteur ou une pompe qui aurait besoin d'une énergie extérieure, pour refroidir le réacteur.. Donc, ... avec une source chaude en bas et une source froide en haut, la différence de température va faire que le liquide va circuler de lui-même." Pas de problème donc en cas de panne d'électricité. Enfin, cerise sur ce gâteau nucléaire, le petit nouveau permettrait aussi de réduire la dangerosité de certains de nos déchets radioactifs les plus toxiques, en diminuant leur durée de vie de à 300 ans, ajoute Hamid Ait Abderrahim. Solution miracle pour des déchets radioactifs? Une solution miracle vraiment pour ces encombrants déchets? Ce n'est pas du tout l'avis de Jan Vande Putte spécialiste du nucléaire chez Greenpeace "On va créer des déchets secondaires parce que si on commence à détruire physiquement ces déchets, puis les dissoudre dans des acides, etc. On va produire des volumes plus important encore. le retraitement augmente le volume de radioactivité." Autrement dit, les déchets seront plus nombreux et il sera encore plus difficile de s'en débarrasser. Pour Greenpeace, il faudrait investir autrement dans la recherche nucléaire et notamment dans le traitement définitif des déchets radioactifs déjà produits. Entre innovation, communication bien réglée et réels bénéfices pour notre avenir, la seule certitude c'est que cet ambitieux projet européen devrait coûter près 960 millions d'euros dont 40% pris en charge par la Belgique. Pascale Bollekens

En Inde, la loi du silence sur les déboires de l’industrie nucléaire est draconienne. Mais grâce à l’action infatigable de Pradeep Indulkar, ingénieur du nucléaire reconverti en réalisateur de documentaires antinucléaires, le martyr de la ville de Tarapur, voisine d’une centrale nucléaire fuyarde, filtre au travers du mur de la censure d’ Indulkar, ingénieur du nucléaire, parce qu’il souffrait de maladies provoquées par son métier, est devenu militant antinucléaire. Il a réalisé deux documentaires "High Power" sur la centrale nucléaire de Tarapur et sur ses impacts sanitaires et socio-économiques dramatiques, et "Jaïtapur en direct", autre documentaire sur les luttes contre le projet d’Areva de construire six réacteurs EPR à Jaïtapur, qui constitueraient la plus grande centrale nucléaire au monde – en pleine zone sismique. Le directeur général de l’AIEA, Yukiya Amano, écoute un briefing sur les "améliorations de sûreté" censément apportées à la centrale de Tarapur à la suite de Fukushima 12 mars 2013. Loi du silence En Inde, la loi du silence s’applique à l’industrie nucléaire de manière beaucoup plus stricte que nulle part ailleurs. La vente de radiamètres étant interdite dans ce pays, les habitants ne peuvent pas vérifier la radioactivité des sols, ni des aliments. Sur les sites internet, très peu d’informations arrivent à filtrer, toujours les mêmes, très sommaires. L’AIEA Agence Internationale de l’Énergie Atomique elle-même n’est au courant de rien d’important juste un événement de niveau 1 sur l’échelle INES à Tarapur. Selon ce critère, la centrale serait donc la plus fiable du monde ! Pourtant l’état sanitaire décrit dans "High Power" prouve que la région autour de la centrale de Tarapur est fortement contaminée par la radioactivité. L’État indien cache cette vérité et la communauté internationale s’accommode très bien de ce silence. Yukiya Amano visite la salle de commande de la centrale de Tarapur 12 mars 2013. Maladies radio-induites "High Power" nous montre une population qui souffre non seulement d’avoir été déportée brutalement, spoliée, exploitée par l’industrie nucléaire, mais aussi d’avoir été contaminée par des radionucléides échappés de la centrale nucléaire de Tarapur au cours de fuites accidentelles. Des témoins racontent les maladies dont ils souffrent cancers de la thyroïde et d’autres types inconnus dans la région, stérilité, fausses couches, crises cardiaques, paralysies, tuberculose, maux de tête, hypertension, problèmes de reins, handicaps moteurs, maladies psychiatriques, mortalité infantile, douleurs articulaires, etc. Exactement les mêmes pathologies que celles qui ont été décrites à Tchernobyl. Tous les témoins soupçonnent la centrale d’être la cause de leurs maladies et de nombreux décès suspects. Sonia Save, médecin- chef de la clinique de Tarapur, confirme la réalité de ces maladies inhabituelles et leur cause la radioactivité. Une ville totalement sinistrée Tarapur, ville martyre, se vide de ses habitants. Elle meurt avec eux. Des quartiers abandonnés, une population sacrifiée au profit de la centrale nucléaire qui vit dans la précarité la plus totale, sans même l’eau courante ni l’électricité ! La nature souffre des ondes électromagnétiques émises par les lignes THT acheminant l’électricité produite par la centrale les plantes refusent de se développer normalement et ne portent plus les fruits attendus. Les populations de poissons ont disparu dans la zone de la centrale. Tarapur, autrefois port de pêche actif et productif, est désert. Les pêcheurs n’ont pas les moyens de payer du fuel pour aller pêcher au large et s’ils s’approchent trop près de la centrale, on leur tire dessus. La pêche de subsistance ne suffit plus à nourrir la population. Ce tract de la NPCIL Nuclear Power Corporation of India vante le fait que "les activités de pêche continuent à proximité des centrales nucléaires". Allez dire ça aux pêcheurs de Tarapur... Mais cette situation sanitaire et économique désastreuse est connue des Indiens qui se mobilisent contre le projet d’Areva de construire six réacteurs EPR à Jaïtapur, qui constitueraient la plus grande centrale nucléaire au monde – en pleine zone sismique ! La centrale de Tarapur, qui était censée être un facteur de progrès social et économique pour la région, a provoqué exactement l’inverse expropriations sans compensations, violences policières, misère, chômage, maladies radio-induites, ghettoïsation des populations. La pollution chimique et thermique a ravagé les fonds marins. Cette centrale a provoqué autour d’elle une catastrophe écologique, sanitaire et sociale voilà en trois mots le message que Pradeep Indulkar tente de faire passer. La centrale de Tarapur La centrale n°1 comprend deux réacteurs à eau bouillante de 160 MW chacun, qui sont les premiers à avoir été construits en Asie, les travaux ayant débuté en 1964 et la mise en service effectuée en 1969. La centrale n°2 est constituée de deux réacteurs à eau lourde pressurisée de 540 MW chacun. Il s’agit de la centrale la plus importante installée en Inde. Elle a été construite en 6 ans, la mise en service du premier réacteur s’est produite en 2005 et celle du second en 2006. Les accidents survenus à Tarapur D’après Pradeep Indulkar, le gouvernement indien tient secret toute information concernant le nucléaire. Interrogée, l’AERB équivalent de l’Autorité de Sûreté Nucléaire en Inde n’ a donné aucune réponse. La transparence n’existe pas en Inde. Cela signifie qu’on ne peut pas remonter aux sources des déclarations d’accidents. Cependant, on trouve sur internet des rapports succincts qui relatent des accidents et des incidents nucléaires qui seraient survenus dans cette centrale En septembre 1973, des dysfonctionnements de vannes, de pompes et de barres de contrôle avaient provoqué un niveau de radioactivité beaucoup plus élevé que ne le permettent les normes internationales de protection contre les radiations. Une opération avait été menée pour que le poisson contaminé ne soit pas mis sur le marché. Le gouvernement avait indemnisé les pêcheurs. Les pêcheurs contaminés avaient été soignés en secret. La centrale avait été fermée jusqu’à ce que les problèmes techniques ne fussent résolus. Une fuite majeure aurait eu lieu en 1974 à Tarapur qui aurait même fait envisager à Indira Gandhi au pouvoir à ce moment-là de fermer le réacteur en cause ou le site... On n’a jamais su la gravité de l’accident sur l’échelle INES. Il y a pourtant eu deux morts sur le coup et un troisième, l’ingénieur en chef, au bout de trois ans d’agonie. En 1979, une importante fuite d’eau radioactive a exposé 300 travailleurs à des doses très au-dessus des normes. Le 10 septembre 1989 s’est produite une fuite d’iode radioactive, les réparations ont duré une année et coûté environ 78 millions de dollars. La radioactivité retrouvée dans des algues près de la centrale était 700 fois supérieure au niveau normal. Le 13 mai 1992, un réacteur nucléaire de Tarapur a relâché une quantité anormale de radioactivité en raison d’une fuite sur une tuyauterie de condenseur de secours. La fuite a libéré une radioactivité de 12 curies 444 milliards de Becquerels dans l’environnement. La réparation a duré deux mois et a coûté deux milliards de dollars. L’origine de la défaillance est attribuée à de la corrosion sous contrainte thermique Le physicien indien Ramana, dans son récent livre The power of promise consacré au programme nucléaire indien, confirme les nombreux incidents survenus dans le pays avec fuites de produits radioactifs. Il informe également de l’usage de MOX, utilisé à Tarapur depuis mai 1983 et fourni par Areva. Ce combustible nucléaire enrichi au plutonium est beaucoup plus énergétique mais aussi beaucoup plus dangereux et radio-toxique que le combustible habituel à l’uranium. Jacques Terracher Tarapur un ex-patron de la sûreté nucléaire dénonce le danger Dans une interview télévisée de début 2013, l’ex-président de l’AERB l’autorité de sûreté nucléaire indienne Adinarayana Gopalakrishnan, très critique de cette institution qu’il a présidée pendant 3 ans de 1993 à 1996, ne mâche pas ses mots concernant la "sûreté" de la centrale nucléaire de Tarapur. Il révèle que, dès 1996, les experts en sûreté nucléaire auprès de la Maison Blanche, ainsi que ceux de General Electric, lui ont indiqué que, si l’Inde se souciait de sûreté nucléaire, elle devrait fermer définitivement les deux réacteurs de Tarapur. C’était il y a bientôt 20 ans... et ils sont encore en activité. Pour Gopalakrishnan, la centrale de Tarapur est une "bombe à retardement" et l’Inde est "au bord du désastre". Xavier Rabilloud

La fission nucléaire et la fusion nucléaire produisent toutes deux de l'énergie. Leur cycle de fonctionnement n'émet pas de CO2. Pour autant, elles posent les questions du risque technologique et d'une possible mauvaise utilisation du combustible, qui méritent d'être regardées avec attention...L’énergie issue de la fission nucléaireLa technologie nucléaire utilisée actuellement partout sur Terre se base sur la fission. Elle utilise les noyaux les plus massifs, dont les nucléons sont légèrement trop lourds » par rapport à ceux des atomes de masse intermédiaire. La différence est très petite moins de 1 % par nucléon mais elle correspond à une énergie gigantesque, que l'on cherche à exploiter. Les 435 réacteurs nucléaires en service dans le monde en 2014 utilisent ce principe pour produire de l'électricité. Plus précisément, ils ne produisent pas directement de l'électricité mais de la chaleur. Cette chaleur est ensuite utilisée pour entraîner une turbine à vapeur qui, à son tour, alimente un grand générateur. La spécificité du nucléaire réside donc dans la première étape produire de la chaleur à partir de réactions nucléaire fournit 13 % de la production mondiale d'électricité données 2011, soit environ 5 % de la consommation totale d'énergie. En France, elle assure 76 % de la production sa forme actuelle, l'énergie nucléaire est basée sur la fission de l'uranium, plus précisément de son isotope le plus rare l'uranium 235. Les réserves actuelles d'uranium permettraient d'alimenter la filière en combustible pendant environ 100 ans, au niveau de prix et de technologie actuel. Cette durée serait sensiblement allongée si on prenait en compte les réserves d'uranium plus coûteux. Si on exploitait également l'isotope d'uranium le plus abondant l'uranium 238, la durée possible d'exploitation augmenterait au moins d'un facteur 100. Pour autant, ce n'est possible qu'avec les surgénérateurs qui sont capables de convertir l'uranium 238 en coût d'investissement d'une centrale nucléaire est élevé plusieurs milliards d'euros, mais les coûts d'exploitation sont bas. Les centrales nucléaires sont principalement adaptées pour fournir la charge de base » d'électricité, pas pour répondre à des fluctuations rapides de la avantages de la fission nucléaire sont de diminuer la dépendance aux pays producteurs de gaz et de pétrole, d'être intéressante sur le plan économique et de ne pas émettre de CO2. La fission a l'inconvénient de permettre de mauvaises utilisations de l'énergie nucléaire la prolifération. L'uranium 235 et le plutonium 239 qui est produit automatiquement en petites quantités quand un réacteur fonctionne peuvent servir à la confection d'une bombe nucléaire. Ceci dit, cela nécessite de produire de l'uranium nettement plus enrichi que celui qu'on trouve dans un réacteur, ou bien d'extraire le plutonium 239 du combustible nucléaire si les réacteurs nucléaires modernes obéissent à tous les critères de sécurité, des accidents majeurs peuvent se produire en cas de panne du système de refroidissement. C'est principalement à cause de la chaleur résiduelle qui est produite même après l'arrêt du réacteur, comme l'a montré la catastrophe de Fukushima en 2011. Des réacteurs à sécurité intrinsèque sont en cours de développement, mais ils ne seront pas disponibles avant traitement des déchets nucléaires reste un problème à résoudre, même si les quantités de déchets restent faibles ils peuvent être stockés sans danger dans des mines de sel, d'argile ou de granite. Les inconvénients de l'énergie nucléaire doivent être soigneusement mis en balance avec l'effet des carburants fossiles sur le changement fusion nucléaire quels avantages ?La fusion nucléaire ne pourra pas contribuer à la production mondiale d'énergie avant 2050. Elle est toujours en phase expérimentale. Mais si sa faisabilité technique et économique est démontrée, son potentiel est énorme puisqu'elle utilise un carburant disponible pendant des milliards d'années. Un litre d'eau ordinaire contient suffisamment de deutérium pour produire l'équivalent en énergie de 200 litres de pétrole. Le combustible des réacteurs de fusion est abondant et disponible. Les réacteurs de fusion prendront sans doute la forme de grandes installations, comparables aux réacteurs de fission actuels produisant MW d'électricité. Les problèmes liés au traitement des déchets seront probablement bien moindres pour les réacteurs de fusion que pour les réacteurs de fission actuels. Des accidents importants semblent peu probables avec la nombreuses nations sont aujourd'hui impliquées en totale collaboration dans la recherche sur la fusion. Le réacteur expérimental Iter est le fruit de la coopération entre de nombreux pays Chine, Corée du Sud, États-Unis, Europe, Inde, Japon et Russie.

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Nous reprenons aujourd’hui la suite de nos articles consacrés à l’électricité. Dans la première partie voir ICI, nous t’avions expliqué pourquoi en imposant un mouvement régulier à un aimant à proximité d’une bobine de fil, un courant électrique apparaît dans ce fil. C’est le principe de l’induction électromagnétique ou principe de Faraday Nous avions aussi expliqué que plus la vitesse de déplacement de l’aimant est grande, plus le courant généré est important. De même, avec un gros aimant et une bobine comportant de nombreux tours de fils, de nombreux électrons seront perturbés l’intensité sera élevée. Bref, tu l’auras compris, pour produire un courant électrique puissant, il est nécessaire de – réunir un gros aimant, une bobine de fil électrique avec plusieurs milliers de spires, – donner à cet aimant un mouvement très rapide. C’est l’alternateur qui permet de remplir la première condition. C’est grâce à un dispositif appelé turbine que la seconde contrainte peut être satisfaite. L’alternateur L’alternateur est un type de générateur électrique. Il est constitué d’un rotor et d’un stator. Le rotor, comme son nom l’indique est une partie tournante car associé au mouvement mais pas n’importe laquelle c’est un aimant. Le stator, lui est constitué d’un enroulement de fil c’est-à-dire d’un circuit dans lequel va apparaître le courant électrique. On l’appelle alternateur car il fournit un courant alternatif les électrons voyagent dans un sens puis dans un autre, selon les pôles de l’aimant qui se présentent devant la bobine. La turbine Pour mettre en mouvement l’aimant de l’alternateur, il faut le relier à une turbine. Celle-ci ressemble à une roue de moulin avec des aubes ces parties en forme de cuillère ou de pale sur lesquelles un fluide air, gaz, vapeur, eau va pousser. En activant les aubes, le fluide qui doit posséder suffisamment d’énergie entraîne la rotation de la turbine. La liaison avec le générateur se fait par l’axe de rotation on parle d’arbre et on dit qu’ils sont couplés ». Comment entraîner la turbine ? Il faut trouver un fluide qui aura suffisamment de force pour pousser sur les aubes de façon efficace. C’est la raison d’être des centrales de production électrique. Il y en a de différentes catégories selon le fluide mis en œuvre et également le procédé permettant de conditionner le fluide pour qu’il ait le maximum d’énergie. Ainsi, on peut trouver – la centrale thermique à flamme Le procédé consiste à brûler un combustible dans une grande chaudière charbon, pétrole, gaz, fioul* cela donne naissance à un rayonnement comme le soleil et des fumées chaudes qui permettent de chauffer et vaporiser de l’eau. La vapeur obtenue contient beaucoup d’énergie car elle est à très haute pression et très haute température. Elle va alors entraîner une turbine à vapeur. * certaines chaudières brûlent aussi d’autres combustibles comme de la biomasse ou même des déchets dans ce cas, on parle d’incinération. Principe d’une centrale thermique à flamme – la centrale nucléaire des réactions nucléaires qui touchent le cœur de certains atomes – nous y reviendrons dans un autre article- dégagent énormément de chaleur celle-ci est utilisée afin d’obtenir une vapeur à haute pression et haute température entraînant une turbine. Principe d’une centrale nucléaire il y a trois circuits d’ circuit primaire où l’eau s’échauffe à haute température au contrat du réacteur circuit secondaire, où l’eau entre en contact avec celle du circuit primaire au niveau d’un échangeur c’est là qu’est générée la vapeurUn circuit de refroidissement pour condenser la vapeur après son passage dans la turbine – la centrale au gaz les gaz issus d’une réaction de combustion d’un gaz entraînent directement une turbine spécialement conçue pour supporter les températures très élevées de l’ordre de 1500 °C ; c’est la turbine à gaz comme celle des avions. – la centrale hydroélectrique l’énergie liée au mouvement de l’eau fleuves, rivières, chutes d’eau, courants marins… permet d’entraîner une turbine. Le prototype d’hydroliennes de Paimpol-Bréhat dans les Côtes d’Armor en Bretagne, est une première ICI L’énergie hydraulique est intéressante car on peut la stocker, en retenant l’eau derrière un barrage par exemple. Lorsqu’il y a un besoin en électricité, on ouvre les vannes et l’eau s’écoule à travers une conduite et entraîne la turbine. – la centrale éolienne l’énergie cinétique du vent due à sa vitesse entraîne les pales de l’éolienne le mouvement rotatif est transmis à une génératrice toute cette machinerie se situe là-haut dans la petit boite » derrière les pales, qui s’appelle une nacelle. Conclusion Comme tu le vois, quel que soit le procédé utilisé, il s’agit toujours d’entraîner une turbine pour qu’un aimant tourne dans une bobine, comme tu peux le faire lorsque tu pédales sur ton vélo pour fabriquer ta lumière. Mais, il reste à te présenter deux autres façons de fabriquer de l’électricité le principe électrochimique pile, batterie et le photovoltaïque les panneaux solaires. On te donne donc rendez-vous sur Kidiscience, pour un 3e la pile et 4e volet sur l’électricité ! Autres liens utiles – – – – Texte Pascale BAUGE – Le Monde et Nous Illustrations Stéphanie DUBUT – Stef Comics / Karim – Sweet Random and Science

Codycross est un jeu mobile dont l'objectif est de trouver tous les mots d'une grille. Pour cela, vous ne disposez que des définitions de chaque mot. Certaines lettres peuvent parfois être présentes pour le mot à deviner. Sur Astuces-Jeux, nous vous proposons de découvrir la solution complète de Codycross. Voici le mot à trouver pour la définition "Moteur que l'on trouve dans une centrale nucléaire" groupe 115 – grille n°5 reacteur Une fois ce nouveau mot deviné, vous pouvez retrouver la solution des autres mots se trouvant dans la même grille en cliquant ici. Sinon, vous pouvez vous rendre sur la page sommaire de Codycross pour retrouver la solution complète du jeu. 👍

Piraterune centrale nucléaire, c'est plus facile qu'on imagine. Un rapport souligne le faible niveau de sécurité informatique dans l'industrie nucléaire actuelle. En France, comme ailleurs

1. Օжыςы ωռጤдиֆεб
   1. Υδиሚеμ он βած
   2. Εտαպε ልчэмιскኦ
2. Շուтиλегуф κыճоμጂсвуμ екапеπеδ

Comme l’écrit avec un humour grinçant une blogueuse surnommée Jessica, Macron est le président le plus écologique que la France n’ait jamais eu "il n’a jamais été au charbon, ses promesses de campagnes sont biodégradables, il recycle ses ministres et il brasse plus d’air qu’un parc éolien" Au-delà de l’humour, c’est un sujet intéressant à creuser, car la question peut être posée plus sérieusement en quoi Macron serait-il écolo ? Les voitures électriques, censées supprimer la pollution dégagée par les moteurs thermiques ? Sachant que l’autonomie d’une voiture électrique peut être au maximum de 500 km, cela correspond sur une autoroute à 4 heures de conduite...mais quid en cas de bouchons...provoqués par une tempête de neige par exemple ? Qui a oublié cette fameuse tempête de neige nommée Bella, faisant tomber 50 cm de neige en 2 jours, un certain 29 décembre 2020 qui a bloqué pendant des heures des centaines de véhicules sur l’autoroute qui relie Clermont-Ferrand à Béziers ? lien Au bout de 3 heures de blocage, étant obligés de faire tourner leur moteur pour ne pas subir le froid, ou d’autres problèmes mécaniques, quelle solution restera-t-il aux voyageurs ?...et qui viendrait les dépanner puisque tous les véhicules seraient électriques, y compris celui des dépanneurs ? Et il n’y a pas que l’hiver qui pourrait poser problème... car, nous avons connu cet été plusieurs épisodes de canicule...qui dit canicule dit utilisation de la clim dans les véhicules, et donc consommation supplémentaire d’électricité, d’autant que lors des départs/retour de vacances, il est bien connu que les bouchons se multiplient 860 km de bouchons cumulés, lors des départs de vacances lien et 770 km pour les retours en 2022, entraînant une autre surconsommation d’électricité. lien Il est facile d’imaginer le chaos qui s’en suivrait, tant en été qu’en hiver, si ces véhicules électriques se trouvent finalement en panne sur l’autoroute… Au-delà de cette réflexion, d’autres problèmes surgissent, car le recyclage des batteries coûte cher, raison pour laquelle, elles sont la plupart du temps stockées, provoquant une nouvelle pollution... Mais la raison principale est que le tout-électrique va provoquer un énorme accroissement de consommation électrique, et donc toujours plus de centrales nucléaires… Revenons au bilan présidentiel en matière de lutte contre le changement climatique. On sait que notre pays est largement en retard sur l’ensemble des pays de l’union européenne, 17ème au sein de l’union européenne, piégé dans son choix de politique des petits pas »…lien On sait aussi que pour la rentrée, Macron serait prêt à décider des mesures exceptionnelles ? pour rattraper son retard, mais qui peut encore le croire, d’autant que le quinquennat précédent a montré les limites de l’action gouvernementales ? Au moment où 28 des 56 réacteurs disponibles sont à l’arrêt, lien et où la Russie a décidé d’un chantage au gaz, on ne voit pas très bien comment le pays pourrait enfin prendre le virage vers les énergies propres. Lien Pour être plus précis, en ce moment, le parc nucléaire ne produit plus que 23,6 GW sur les 61,4 GW possibles soit presque le tiers du potentiel... Ajoutons que la sécheresse exceptionnelle que nous connaissons amplifie le problème, car les centrales nucléaires ont besoin de beaucoup d’eau pour refroidir les réacteurs la centrale de Golfech en a fait les frais, et elle n’est pas la seule, le Blayais, Chooz, Cattenom sont aussi concernés. lien D’autres réacteurs ont du ralentir leur production, comme par exemple ceux de St Alban, Tricastin, Dampierre, Belleville...lien Rappelons aussi qu’un réacteur prélève 3m3 d’eau par seconde, provoquant l’évaporation d’un demi mètre cube d’eau. lien N oublions pas pour autant les centrales situées au bord des côtes de la Mer du Nord en effet, la canicule a provoqué une prolifération d’algues, lesquelles pourraient boucher des canalisations destinées au refroidissement des réacteurs. Et la situation devrait empirer dans les années suivantes s’il faut en croire la carte réalisée par explorer 2070 » qui montre les projections de sécheresse pour 2050… Pour tenter de répondre à cette urgence, ce gouvernement propose des solutions discutables, comme on l’a vu avec les voitures électriques...il propose de déboiser des forêts entières pour implanter des parcs photovoltaïques. Lien Il y a pourtant une solution bien moins dévastatrice, c’est tout simplement d’équiper tous les toits du pays ce qui représente une surface considérable. Beaucoup de fausses informations ont été communiquées ici ou là, afin de démontrer que le photovoltaïque ne serait pas une alternative crédible...en réalité, la production électrique annuelle actuelle correspond à un carré de 25 km de coté 500 km²...alors que la surface couverte d’infrastructure en France bordures d’autoroutes, et toitures diverses correspond à environ 30 000 km². lien La Chine a déjà au moins une autoroute solaire, qui devrait permettre la production d’un million de kWh par an. lien Pareil pour l’éolien le choix principal est d’implanter ici ou la des parcs éoliens, qui ne font pas l'unanimité...oubliant qu’il y a une autre solution, c’est équiper d’abord les maisons, les immeubles, les batiments industriels, de petites éoliennes à axe vertical, moins dommageables pour l’environnement, et quasi tout autant efficaces, même si elles sont un peu plus onéreuses, car elles sauvegardent du terrain au sol, et en permettant la consommation sur place de l’énergie produite, elles évitent un gaspillage lors du transport énergétique. Lien. Alors quel avenir pour le plan énergétique de Macron »...va-t-il rejoindre les plans divers et variés qui l’ont précédé, et à la longue liste des promesses non tenues ? L’avenir nous le dira, car comme dit mon vieil ami africain si tu veux voler avec les aigles, arrête de nager avec les canards ». Le dessin illustrant l’article est de Mutio Merci aux internautes pour leur aide précieuse Olivier Cabanel Articles anciens pile poil une farce énergétique emporté par le fioul nucléaire, l’énergie du passé Le complot nucléaire L’électricité, c’est gratuit Les énergies, c’est du propre Après Totness, Feldheim Totness enlève le haut. Le caillou dans la chaussure Un avenir radieux ou irradié Sans transition, la chute ! L’énergie en partage Il y a ceux qui nous pompent l’air… Comment tourner la page du nucléaire, du pétrole et du charbon Au pays du soleil, le vent ! De l’eau dans le gasoil Roulez, roulez, petits plastiques Faire le plein avec du vide MHD, l’énergie cachée du futur Quand les ordures se changent en or Vive l’énergie positive Sortir en douceur du nucléaire Du pétrole sous les sabots Energies propres en Suède De la fuite dans les idées L’imagination au pouvoir Tel un avion sans kérosène Rouler malin D’autres énergies pour sortir de la crise Au chaud sur la terre de glace Simple comme l’eau chaude Témoignage sur le photovoltaïque en France Le plein de cochon à la pompe Le nucléaire dépassé par des cochons Déchets, de l’or dans nos poubelles En France on a pas de pétrole, et pas d’idées non plus

moteur que l on trouve dans une centrale nucléaire