Les barrières d'étanchéité
des centrales nucléaires

[Groupe Risque majeur et environnement, académie de Rouen, 2009]

Pour éviter le rejet dans l'environnement de substances radioactives, les centrales françaises, comme toutes les centrales de type REP (Réacteur à Eau Pressurisée) sont conçues sur le principe dit de la "triple barrière de confinement" :

1°) Le combustible est enfermé dans des gaines métalliques étanches.
2°) Le circuit primaire est contenu dans un circuit métallique étanche, constitué des parois de la cuve du réacteur, des générateurs de vapeur, du pressuriseur et des tuyauteries.
3°) Le réacteur est enfermé dans une enceinte en béton étanche.

Nous allons passer en revue ces trois barrières, en décrivant leur étanchéité en fonctionnement normal, et en situation incidentelle ou accidentelle.

La première barrière d'étanchéité : la gaine du combustible

Le combustible se présente sous forme de pastilles cylindriques d'oxyde d'uranium UO2 (ou d'un mélange oxyde d'uranium-oxyde de plutonium : combustible MOX) d'environ 8 mm de diamètre sur 13 mm de hauteur. Ces pastilles sont empilées et comprimées les unes contre les autres, grâce à un ressort, dans des tubes creux de 4 mètres de longueur environ. Ces tubes sont en alliage métallique nommé "zircaloy-4" (zirconium env. 98% - étain env. 1,5% - fer env. 0,2% - chrome env. 0,1%...), fermés aux deux extrémités par des bouchons soudés. L'épaisseur de la gaine de zircaloy-4 est relativement faible : environ 0,57 mm soit 570 micromètres. En haut du tube, un espace vide permet aux gaz de fission produits par la réaction nucléaire de se rassembler.
Le zirconium a été choisi comme métal de base pour fabriquer les tubes car il réunit plusieurs avantages : transparence aux neutrons, bonne résistance à la corrosion, bonne conductibilité thermique, faible dilatation thermique, point de fusion élevé. Les autres constituants, comme l'étain ou le chrome, améliorent la tenue mécanique et chimique (anti-corrosion) de l'alliage.

Un tube rempli de pastilles de combustible est appelé "crayon". Dans un réacteur de 1300 MW, 264 crayons sont placés côte à côte pour former un "assemblage combustible", et le réacteur contient 193 assemblages.

Lors de leur séjour dans le réacteur, soit environ 4 ans en moyenne, les pastilles et les crayons "travaillent", comme on va le voir.


Crayons en coupe dans un assemblage combustible
© La médiathèque EDF / Patrick Landmann

Fonctionnement normal

Lors du séjour du combustible dans le réacteur, plusieurs phénomènes se produisent (liste non exhaustive) :

a) à l'intérieur des pastilles de combustible :

- une dilatation des pastilles d'uranium ; le centre des pastilles étant plus chaud que leur périphérie, cette dilatation n'est pas uniforme et s'accompagne de fissurations ainsi qu'une déformation - en forme de diabolo - des pastilles,
- une accumulation dans la pastille de gaz de fission (iode, xénon, krypton...) sous forme de bulles de taille nanométrique à micrométrique ; ces gaz diffusent petit à petit hors des pastilles, c'est pourquoi un espace libre est justement prévu en haut des crayons pour qu'ils s'y accumulent ; ces gaz provoquent une augmentation de la pression interne du crayon.

b) dans la gaine de zircaloy :

- une implantation par effet de recul - énergie cinétique acquise lors de la réaction nucléaire - des produits de fission dans l'intérieur de la gaine sur une épaisseur de quelques 10 micromètres,
- une déformation - appelée fluage - de la gaine, due à l'irradiation,
- une corrosion de l'extérieur de la gaine au contact de l'eau du circuit primaire (formation d'oxyde de zirconium selon la réaction Zr + 2 H2O --> ZrO2 + 2H2) ; cette oxydation a pour effet de produire de l'hydrogène qui diffuse dans toute l'épaisseur de la gaine, avec formation d'hydrures pouvant fragiliser le matériau,
- une usure mécanique des crayons, due aux vibrations qu'ils subissent et aux frottements qui en résultent (phénomène appelé fretting)
.

 

Comme on l'a dit, la diffusion des gaz de fission hors des pastilles provoque une augmentation progressive de la pression à l'intérieur des crayons : pour éviter des contraintes sur la gaine et la diffusion des produits de fission, cette pression doit rester inférieure à la pression extérieure au crayon, celle de l'eau du circuit primaire, soit 155 bars. Par ailleurs, la dilatation des pastilles et le fluage de la gaine évoqués ci-dessus finissent par conduire à une mise en contact de la pastille avec la gaine (situation d'IPG, interaction pastille-gaine).
Ces deux phénomènes constituent les facteurs limitants du séjour des crayons dans le cœur. Actuellement la réglementation impose de retirer les crayons du cœur lorsque le taux de combustion* a atteint 52 gigawatts.jours par tonne (GW.j/t), soit au bout de 4 ans en moyenne environ. Les autorités considèrent que jusqu'à cette valeur, la gaine reste intègre en fonctionnement normal, ou face à une "situation incidentelle" (situation définie dans les " Règles générales d'exploitation " des centrales).
L'objectif des exploitants est d'augmenter le taux de combustion à plus de 60 GW.j/t, ce qui reviendrait en gros à porter la durée moyenne de séjour du combustible dans le réacteur de 4 à 5 ans : dans ce but plusieurs recherches sont actuellement menées, sur les pastilles de combustible (incorporation d'additifs, par exemple), sur les crayons (remplacement de l'alliage Z4 par l'alliage M5 zirconium - niobium, par exemple), et sur l'IPG.

* Le taux de combustion (en anglais burnup) désigne la quantité d'énergie thermique par unité de masse de matière fissile produite par le réacteur entre le chargement et le déchargement du combustible.

Situations incidentelles et accidentelles

Toute atteinte à l'intégrité des gaines est considérée, au minimum, comme un "incident". Ces événements sont relativement rares. En 2000, la centrale de Cattenom a présenté, dans le bâtiment réacteur n°3, une contamination du circuit primaire (détectée par la présence de gaz rares et d'halogènes) traduisant un niveau de "rupture de gaine sérieuse" sur plusieurs crayons. Cette situation, qualifiée "d'incident significatif"*, a été classée au niveau 1 de l'échelle INES en 2001.

* Un incident est dit significatif s'il est suffisamment important du point de vue de la sûreté ou de la radioprotection pour que l'ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire) en soit informée, puis reçoive ultérieurement une analyse plus complète.

Un événement considéré comme possible, et étudié dans les scénarii, est l'éjection brutale et inopinée d'une barre de commande - ces barres qui ont pour but de régler la puissance du réacteur en régulant la population neutronique - à la suite d'une défaillance du mécanisme de commande qui permet de descendre plus ou moins ces barres dans le coeur. Il se produit alors, à cet endroit du coeur, une accélération très brutale de la réaction nucléaire : c'est ce que l'on appelle un accident de réactivité. Les crayons combustible montent en température en quelques millisecondes ou dizaines de millisecondes, entraînant la dilatation des pastilles, et par suite de très fortes contraintes sur la gaine des crayons. Heureusement, dans cette situation, l'augmentation de température est immédiatement (quelques dizaines de millisecondes) et naturellement contrée par l'augmentation du taux de capture des neutrons due à l'effet Doppler. Cependant, une perte d'intégrité de la gaine des crayons n'est pas totalement exclue : dans ce cas, l'eau du circuit primaire serait contaminée par les produits de fission et les actinides. L'étanchéite de la deuxième barrière (voir plus loin) entre alors en jeu.

Un autre scénario envisagé, aux conséquences plus graves que le précédent, est un défaut de refroidissement du coeur. Il peut être provoqué, par exemple, par une brèche dans le circuit primaire, ou par la défaillance des circuits d'alimentation en eau des générateurs de vapeur. Dans ce cas le réacteur est arrêté automatiquement par chute des barres de contrôle, mais il reste le problème de l'évacuation de la chaleur résiduelle. Différents dispositifs sont prévus dans ce cas (voir plus loin). Mais, à l'extrême, une suite de défaillances humaines et/ou matérielles pourrait conduire - en une heure ou quelques heures - à la fusion du coeur : combustible et gaines fondus à près de 3000°C s'écouleraient alors jusqu'en bas de la cuve, avec le risque de la percer. A Three Mile Island, en 1979, aux Etats-Unis, un défaut de refroidissement avait conduit à la fusion partielle du coeur, mais la cuve avait heureusement résisté. Sur les réacteurs français actuels, ce scénario a une probabilité d'occurrence extrêmement faible par suite des précautions prises. Il fait néanmoins l'objet de simulations, notamment de la part de l'IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire).

La deuxième barrière d'étanchéité : le circuit primaire

Description du circuit primaire

L'eau du circuit primaire circule en boucles fermées, de la cuve du réacteur jusqu'aux générateurs de vapeur et au pressuriseur, via des tuyauteries.

 


Le circuit primaire (document Areva).

Nécessité de l'étanchéité du circuit primaire

Le circuit primaire doit former un ensemble étanche, car toute fuite aurait des conséquences importantes. En effet :

1°) L'eau du circuit primaire contient, même en fonctionnement normal, une faible quantité* de substances radioactives :

- des radionucléides produits par l'activation, sous l'effet des neutrons, de l'eau du circuit primaire ; il s'agit essentiellement de carbone 14 (produit par l'activation des noyaux d'oxygène 17) et de tritium (produit par l'activation des noyaux de bore et de lithium présents dans l'eau),
- des radionucléides produits par l'activation, sous l'effet des neutrons, des alliages métalliques utilisés dans la cuve du réacteur (ou plus exactement de l'activation des produits de corrosion de ces alliages) ; les principaux éléments concernés sont le cobalt 58 et le cobalt 60 ; d'autres sont présents en plus faible quantité (chrome 51, fer 59, nickel 59, etc.),
- des produits de fission produits par les poussières de combustible qui peuvent se déposer à l'extérieur des crayons, lors de leur remplissage.

* car elle est purifiée en permanence au moyen de résines échangeuses d'ions

2°) Si un incident ou un accident amenait à une rupture de gaine sur un ou plusieurs crayons, l'eau du circuit primaire se chargerait fortement en radionucléides, et l'étanchéité du circuit deviendrait alors essentielle.

3°) Si la fuite est importante et que la pression du circuit primaire baisse notablement (l'eau de ce circuit risquant alors de passer à l'état de vapeur), la chaleur produite par le coeur n'est plus évacuée correctement ; la réaction nucléaire est stoppée, mais il reste à évacuer la chaleur résiduelle (voir plus loin).

Comment l'étanchéité du circuit primaire est-elle assurée ?

L'étanchéité du circuit primaire est assurée, dès la conception, par un choix et un dimensionnement adaptés des matériaux, qu'exigent les conditions sévères de température et de pression (env. 300°C, 155 bars), ainsi que l'irradiation neutronique qui provoque la corrosion. La cuve par exemple, pièce maîtresse de la centrale, de taille impressionnante - environ 13 mètres de haut pour 4 à 5 mètres de diamètre et autour de 200 tonnes -, est en acier de 23 cm d'épaisseur.

Au cours du fonctionnement ou lors des arrêts, des inspections régulières du circuit primaire sont réalisées. Des points signalés comme fragiles sont les traversées de la cuve : ce sont, au niveau du couvercle, des pièces tubulaires soudées nécessaires au passage des barres de contrôle ; et aussi, sur les parois latérales, les raccordements des tubulures du circuit primaire. Ces traversées, mais également la cuve elle-même, peuvent présenter des corrosions et fissurations plus ou moins profondes : elles sont détectées par ultrasons. Leur réparation nécessite l'arrêt du réacteur. La corrosion et la fissuration des aciers sous l'effet des neutrons, ainsi que leur vieillissement thermique, sont particulièrement surveillés dans l'optique de l'allongement de la durée de vie des centrales.
Toutes les soupapes de sûreté font elles aussi, compte tenu des contraintes qu'elles subissent, l'objet d'un contrôle minutieux.

Situations incidentelles et accidentelles

Malgré les précautions décrites ci-dessus, diverses causes peuvent conduire à une fuite de l'eau du circuit primaire.

A - Fuites vers le circuit secondaire

Des fuites sont possibles entre le circuit primaire et le circuit secondaire au niveau des générateurs de vapeur. Ces appareils aux caractéristiques impressionnantes (typiquement 20 mètres de hauteur, 4 mètres de diamètre, 350 tonnes de masse) ont pour rôle de transférer la chaleur du circuit primaire au circuit secondaire. Afin d'avoir une très grande surface d'échange thermique (de l'ordre de 5000 mètres-carré) l'eau du circuit primaire circule dans un faisceau de milliers de tubes fins, immergés au sein du fluide secondaire. Ces tubes sont notamment exposés au risque de colmatage*, et soumis à des contraintes de vibrations. Des micro-fuites entre le circuit primaire et le circuit secondaire peuvent se produire, mais elles doivent rester en deça de limites déterminées par les autorités de contrôle. La rupture complète d'un ou plusieurs tubes conduit à des fuites bien plus importantes. L'eau du circuit secondaire est continuellement surveillée afin de détecter toute contamination.

* Ce problème détecté en 2007 a amené l'IRSN à demander un état précis du colmatage des générateurs de vapeur sur l'ensemble du parc. Le colmatage est résolu par un nettoyage chimique.

B - Fuites vers l'enceinte de confinement en béton

Des fuites du circuit primaire sont possibles en dehors des générateurs de vapeur. Il peut s'agir, par exemple, d'une défaillance de vanne ou de soupape, d'une brèche sur une canalisation notamment au niveau d'une soudure, d'une fuite sur un joint d'arbre de pompe, etc. Alors de l'eau, radioactive comme on l'a vu, se répand (liquide et vapeur) dans le bâtiment réacteur : c'est pourquoi celui-ci comporte une enceinte de confinement en béton ("troisième barrière", voir plus loin).

Différentes parades sont prévues face à l'éventualité d'une fuite. Notamment, des détecteurs sensibles au taux de radioactivité avertissent les opérateurs, ce qui peut permettre d'intervenir avant que la brèche ne devienne plus importante.
Comme on sait, c'est l'eau du circuit primaire qui, en fonctionnement normal, évacue la chaleur produite par le coeur. En cas de rupture du circuit primaire, les systèmes d'injection de sécurité prennent le relai et envoient de l'eau dans le coeur. Pendant ce temps, la vapeur se libère dans l'enceinte du bâtiment réacteur, et elle est pour partie condensée par un système d'aspersion situé sous le dôme du bâtiment. L'injection de sécurité et l'aspersion peuvent devoir durer plusieurs heures, or les réservoirs ont une capacité limitée : c'est pourquoi l'eau qui s'écoule au fond du bâtiment réacteur est récoltée dans des puisards, où elle est pompée et réutilisée pour l'injection et l'aspersion (Nota : les puisards sont munis de filtres afin d'arrêter d'éventuels débris qui pourraient endommager les pompes, mais un problème demeure difficile à régler, celui du bouchage de ces filtres eux-mêmes par les débris ou par des précipités minéraux).

L'accident de référence en ce domaine est celui de la centrale de Three Mile Island (TMI) aux Etats-Unis, en 1979. L'ouverture de la vanne du pressuriseur a entraîné une perte importante de liquide du circuit primaire (1 mètre-cube par minute), d'où un défaut de refroidissement et la fonte partielle du coeur : les produits de fission et les actinides se sont donc mélangés à l'eau du circuit primaire, et se sont échappés par la vanne ; heureusement l'enceinte de confinement en béton (troisième barrière) a joué son rôle pour confiner cette eau.
Autre exemple, en juin 2008, dans la centrale de Krško en Slovénie, il s'est produit une fuite de 2,4 mètres-cubes par heure au niveau d'un joint d'une pompe : cette fuite d'eau peu radioactive - pas de fusion du coeur comme à TMI - est restée contenue dans l'enceinte de confinement.

L'étanchéité de l'enceinte de confinement


Schéma de principe de l'intérieur du bâtiment réacteur
(cuve, circuit primaire, pressuriseur, générateurs de vapeur)
Le bâtiment contenant le réacteur, le circuit primaire, les pompes, les générateurs de vapeur, et les sorties du circuit secondaire, est appelé "bâtiment réacteur".
Dans la technologie REP, la plus utilisée dans le monde, le bâtiment réacteur est systématiquement doté d'une enceinte de confinement.

- Pour les réacteurs de puissance 1300 MW ou 1450 MW (soit 24 des 58 réacteurs français), l'enceinte de confinement est faite de deux enveloppes. La plus interne a 1,2 mètre d'épaisseur, la plus externe 0,55 mètre. Entre les deux, l'espace de 1,8 mètre est dépressurisé, de façon à aspirer d'éventuelles fuites provenant de l'enveloppe interne*.
L'enceinte interne est dimensionnée pour résister à l'augmentation de pression qui résulterait de la rupture complète d'une tuyauterie du circuit primaire (scénario le plus grave envisagé, après la fusion du coeur). Cette rupture entraînerait un relâchement de vapeur d'eau radioactive à environ 150°C et 5 bars.
L'enveloppe externe, quant à elle, est capable de résister à la chute d'un avion militaire tel qu'un mirage V de masse 13 tonnes volant à 540 km/h. En ce qui concerne les avions de ligne, les couloirs aériens sont éloignés des centrales.

- Pour les réacteurs de 900 MW de conception plus ancienne (soit 34 des 58 réacteurs français), il n'y a qu'une enceinte, épaisse de 90 centimètres, la surface interne étant recouverte d'une peau métallique de 6 millimètres d'épaisseur destinée à assurer l'étanchéité.

* Les gaz et aérosols seraient alors dirigés vers des filtres à sable, capables de retenir plus de 90% de l'iode et du césium radioactifs.

Tous les dix ans, la tenue en pression de la troisième enceinte est testée. Le vieillissement des matériaux (corrosion de l'enveloppe métallique ; retrait ou fluage du béton) est surveillé sur le long terme. Des travaux de renforcement sont engagés si necéssaire.

Bilan des rejets des centrales en fonctionnement normal

La nature et l'origine des rejets

Toute centrale nucléaire rejette des effluents liquides et gazeux. Ces rejets doivent être situés en dessous des valeurs réglementaires fixées par les autorités.

Les effluents liquides sont :

- des "produits d'activation" : du tritium (produit essentiellement par l'activation du bore et du lithium* contenus dans l'eau du circuit primaire) ; du carbone 14 (produit par activation de l'eau du circuit primaire) ; du cobalt, du chrome... (produits par l'activation des aciers du circuit primaire),
- des produits de fission solides (césium, lanthane, strontium...) ou gazeux dissous (iode, xénon, krypton...)

* le bore (sous forme d'acide borique) sert à contrôler la réaction nucléaire par son pouvoir absorbant des neutrons ; le lithium (sous forme d'hydroxyde de lithium) sert à maintenir le pH à 7,3 environ.

Ces effluents sont traités (notamment filtrés sur des résines échangeuses d'ions), puis stockés et analysés, avant rejet dans l'environnement.

Les effluents gazeux sont :

- des produits d'activation : du tritium et du carbone 14,
- des produits de fission : des gaz rares (principalement xénon et krypton), les halogènes (principalement l'iode).

Ces effluents sont stockés au minimum un mois dans des réservoirs, filtrés afin de retenir les poussières et l'iode, et rejetés par la cheminée de la centrale.

Le problème du tritium

Le tritium est un radionucléide qui pose un problème particulier, lié à sa très petite taille : il parvient à diffuser - au moins en partie - au travers de beaucoup de matériaux.

Comme indiqué plus haut, la grande majorité du tritium rejeté par les centrales provient de l'activation du bore et du lithium contenus dans l'eau du circuit primaire.
Mais du tritium est également produit par les réactions nucléaires au sein du combustible. En effet, 1 fission sur 10 000 environ est une "fission tertiaire" : le noyau d'uranium se scinde non pas en deux, mais en trois noyaux plus petits, dont un de tritium. La quasi-totalité partie du tritium ainsi produit est piégée dans le combustible lui-même (env. 87%) ou dans les gaines en zircaloy-4 des crayons combustible sous forme d'hydrure de zirconium (env. 13%) : il n'est donc pas rejeté par les centrales, hors incident sur les gaines. En revanche, il est libéré lors des opérations de retraitement du combustible usé à l'usine de La Hague : c'est pourquoi celle-ci en rejette environ 12 millions de gigabecquerels par an, contre 1 million seulement pour l'ensemble des centrales*.
Les centres de stockage des déchets (à la Hague et dans l'Aube) rejettent elles aussi du tritium. Tous ces rejets font l'objet de limites annuelles fixées par l'ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire).

*Ces rejets sont annuellement d'une trentaine de grammes. En comparaison, l'inventaire en tritium à l'échelle de la planète est le suivant :
- tritium d'origine naturelle : env. 4 kg (valeur sensiblement constante, la production par interaction des rayons cosmiques sur l'air étant à-peu-près compensée par la décroissance radioactive)
- tritium produit par les tirs nucléaires atmosphériques, essentiellement entre 1945 et 1963 : env. 650 kg (restait 65 kg en 1995 du fait de la décroissance radioactive)
- tritium produit par l'ensemble des installations nucléaires civiles et militaires entre 1950 et 2000 : env. 1 kg
(Source UNSCEAR : United Nations Scientific Committee on the effects of Atomic Radiation - 2000)

Le tritium a une activité de 359 millions de gigabecquerels par kilogramme. C'est un radionucléide "à vie courte" (env. 12 ans), et c'est un "émetteur beta", ce qui signifie qu'en se désintégrant il émet des électrons, lesquels sont absorbés par quelques micromètres d'eau seulement : son danger ne vient donc pas de l'irradiation, mais de la contamination interne. Car le tritium peut remplacer l'hydrogène dans les molécules d'eau, et dans les molécules organiques des êtres vivants. Jusqu'à ces dernières années il était admis que le tritium ne s'accumulait pas dans la chaîne alimentaire. Mais des études récentes ont soulevé des interrogations, qui ont conduit l'ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire) à créer en 2007 des groupes d'étude sur le sujet. Quant à l'eau potable, l'OMS (Organisation Mondiale de la Santé) recommande quant à elle une valeur maximale de 7800 Bq/kg.

 

Pour en savoir plus sur le nucléaire :

Le fonctionnement des centrales à REP (réacteurs à eau pressurisée) : généralités
Le contrôle de la réaction nucléaire
Les effets des rayonnements ionisants sur l'organisme
Les réacteurs de type EPR
L'accident de Tchernobyl
L'accident de Three Mile Island
Les déchets nucléaires

[Groupe Risque majeur et environnement, académie de Rouen, 2009]