Le contrôle de la réaction nucléaire
dans une centrale de type REP (Réacteur à Eau Pressurisée)

 

Le mot "nucléaire" vient du latin nucleus, qui veut dire noyau. En effet, dans une centrale nucléaire, l'énergie est libérée par la fission des noyaux des atomes d'uranium*.
Tout l'intérêt énergétique des centrales nucléaires tient en ceci : la fission de 1 gramme d'uranium 235 produit autant d'énergie thermique que la combustion de 1,6 tonne de fuel ou de 2,8 tonnes de charbon.

* L'uranium (en fait de l'oxyde d'uranium, se présentant sous forme de poudre noire) est le combustible le plus utilisé. Cependant, certains réacteurs utilisent du combustible MOX, qui contient du plutonium. La réaction de fission du plutonium, qui n'est pas fondamentalement différente de celle de l'uranium, ne sera pas décrite ici.

Le principe de la réaction de fission en chaîne

Quand le noyau d'un atome d'uranium est heurté par un neutron, ce noyau subit une "fission", ce qui veut dire qu'il se "fend" en deux noyaux plus petits, appelés "produits de fission" :

 

 


La réaction en chaîne de fission des noyaux d'uranium
N.B. : Seuls les neutrons sont mobiles au sein du réacteur ;
l'uranium étant à l'état solide, les atomes - et donc leur noyau - ne sont pas mobiles :
les noyaux d'uranium se transforment "sur place" en produits de fission

Comme le montre le schéma, cette fission s'accompagne de la production de 2 ou 3 neutrons (en moyenne : 2,47), lesquels pourront à leur tour aller heurter d'autres noyaux d'uranium, et ainsi de suite... C'est ainsi que la "réaction en chaîne" se propage.
Cette réaction de fission dégage une très grande quantité d'énergie, principalement (85%) sous forme d'énergie cinétique d'agitation thermique* des produits de fission (les 15 % restants sous forme de rayonnements). Cette énergie est transférée à l'eau du circuit primaire, qui donc s'échauffe, et fait ainsi fonctionner la centrale.

* Comme on l'a indiqué, le combustible étant à l'état solide, ni les atomes d'uranium, ni ceux des produits de fission ne sont mobiles. Ils ne peuvent que s'agiter sur place.

Le principe de la réaction de fission est donc simple. Toutefois, de nombreuses conditions doivent être remplies pour qu'elle se déroule correctement, comme on va le voir.

Seul l'uranium 235 est fissile

L'uranium naturel est un mélange de plusieurs "isotopes". On appelle isotopes des atomes qui ont le même nombre d'électrons (donc les mêmes propriétés chimiques) mais pas le même noyau.

L'uranium naturel, extrait du sol sous forme de roche, est consitué essentiellement de deux isotopes :
- 99,27 % d'uranium 238, dont le noyau est composé de 92 protons et 146 neutrons (92 + 146 = 238),
- 0,71 % d'uranium 235, dont le noyau est composé de 92 protons et 143 neutron (92 + 143 = 235).

Or seuls les noyaux d'uranium 235 sont fissiles, c'est-à-dire capables de subir la fission. C'est ce qui amène les exploitants à "enrichir" l'uranium naturel, pour le porter à un taux de 3 à 4% d'uranium 235. En France, ces opérations complexes sont réalisées à l'usine du Tricastin (Drôme).

Mais il y a un autre problème : non seulement les noyaux d'uranium 238 ne sont pas fissiles, mais de plus ils se transforment, par capture de neutrons, en noyaux de plutonium. Or cette matière est très radiotoxique, et de plus potentiellement très dangereuse puisqu'elle sert à fabriquer les bombes atomiques. C'est un des problèmes majeurs de la production d'électricité d'origine nucléaire.

La vitesse des neutrons doit être modérée

Les neutrons, pour produire de façon efficace la fission des noyaux d'uranium, ne doivent pas aller trop vite : 2 km/s environ. On appelle cela des neutrons "thermiques".
Or les neutrons qui résultent de la fission vont beaucoup plus vite que cela : envion 20 000 km/s. Il est donc nécéssaire de les ralentir*. Dans les centrales REP, c'est l'eau du circuit primaire qui joue ce rôle de "modérateur" (en plus de son rôle de transport de la chaleur).

*Il s'agit de ralentir les neutrons, mais pas de diminuer leur nombre. Il faut donc des noyaux auxquels les neutrons vont pouvoir céder de l'énergie cinétique par choc, mais qui ne vont pas les absorber. Ce sont les noyaux des atomes d'hydrogène des molécules d'eau qui jouent ce rôle**.

**Le modérateur (H20) possède une autre propriété importante. Si la réaction en chaîne s'emballe, la température du combustible augmente. L'eau du coeur s'échauffe à son tour, et du coup se dilate : sa densité diminue, si bien qu'un nombre moins grand de neutrons par unité de volume se trouve ralenti. Et par suite, la réaction en chaîne diminue. On dit que le modérateur a un "coefficient thermique de réactivité" négatif. Cette propriété contribue à rendre stable la réaction nucléaire (voir ci-dessous : le contrôle de la réaction).

Le contrôle de la réaction

Le contrôle de la réaction dépend du nombre de neutrons présents à chaque instant. Pas assez de neutrons et la réaction en chaîne s'arrête, trop et elle s'emballe. Or, en permanence, des neutrons sont crées par fission, tandis que d'autres sont absorbés par l'uranium 238 ainsi que par les gaines métalliques qui contiennent le combustible, et que d'autres enfin s'échappent vers les parois de la cuve du réacteur.
Il faut, pour que la réaction soit stable, que le nombre de neutrons qui apparaissent soit strictement égal à celui de ceux qui disparaissent (on dit alors que le "facteur de multiplication" est égal à 1 ; on dit aussi qu'on est "en situation de criticité").

La criticité est controlée de différentes façons :

- D'abord il y a deux mécanismes d'auto-régulation de la réaction par la température. Le premier, évoqué plus haut, est le fait que le modérateur a un coefficient thermique de réactivité négatif. Le second est le fait que le combustible lui-même - étant donné le taux d'enrichissement limité par la réglementation à 4% environ - a un un coefficient thermique de réactivité négatif*. Dès la conception du réacteur, la disposition géométrique des tubes contenant le combustible est optimisée pour que ces deux facteurs d'auto-régulation jouent au mieux.
*Cette propriété est due à l'élargissement par effet Doppler de la bande d'énergie d'absorption des neutrons par l'uranium 238 : autrement dit, ce dernier peut capturer davantage de neutrons.

- Ensuite, on peut injecter de l'acide borique dans l'eau du circuit primaire. Ainsi on diminue la concentration des neutrons. Au contraire, pour augmenter la concentration en neutrons, il suffit de diluer.

- Enfin, le nombre de neutrons dans le coeur du réacteur est contrôlé en permanence par les "barres de commande" : ce sont des tiges en matériau neutrophage (cadmium ou bore par exemple) qui sont insérées plus ou moins profondément au sein du combustible. Le flux de neutrons dans les différentes parties du coeur du réacteur est mesuré continuellement, de façon extrêmement précise, ce qui permet de calculer l'insertion optimale des barres de contrôle. Cela revient, in fine, à contrôler la puissance thermique du réacteur nucléaire.


Représentation shématique du réacteur

Le contrôle de la réaction est effectué en salle de commande par les opérateurs. Ceux-ci reçoivent en permanence les informations données par les capteurs installés dans la cuve du réacteur : cartographie du flux neutronique, température et pression de l'eau, etc. Les opérateurs doivent en permanence prendre les bonnes décisions afin de concilier - en conformité avec les recommandations techniques officielles - sécurité du système et permanence de la production d'énergie électrique.
Pour satisfaire à ce second objectif, la puissance thermique du réacteur nucléaire est maintenue sensiblement constante*, sauf en cas de problème. Dans ce cas, la puissance thermique peut être assez rapidement abaissée au moyen des barres de contrôle (il suffit d'une vingtaine de minutes, en procédure ordinaire, pour passer de la puissance thermique nominale à zéro).
Dans le cas où le flux neutronique dépasse les valeurs limites autorisées, des procédures automatiques provoquent la chute par leur propre poids des barres de contrôle, stoppant la réaction nucléaire en un temps très bref (de l'ordre de la seconde).

*Alors que la puissance thermique est maintenue sensiblement constante, la puissance électrique fournie au réseau doit s'adapter en permanence à la consommation (on sait que l'énergie électrique, à cette échelle, ne peut être stockée). Les opérateurs qui pilotent le réacteur doivent à tout moment prendre en compte les variations de la puissance fournie au réseau électrique par les groupes turbo-alternateurs. Il n'en reste pas moins que la puissance thermique du coeur doit être évacuée : c'est alors le circuit de refroidissement (circuit tertiaire) qui joue ce rôle : il est dimensionné pour pouvoir évacuer la totalité de la puissance thermique.

 


La salle de commande de la centrale de Civaux (Vienne)
médiathèque EDF / Gérald Halary

Les incidents

Comme toute installation industrielle, les réacteurs des centrales nucléaires peuvent connaître des incidents de fonctionnement. Ceux-ci peuvent être liés soit à des problèmes techniques, soit à des erreurs humaines de pilotage. Ces incidents doivent être notifiés par l'exploitant à l'ASN, Autorité de Sûreté Nucléaire, qui les classe sur une échelle de gravité (échelle INES) et les publie.

A - Incidents concernant les barres de contrôle
Des défauts sur les mécanismes de commande de certaines barres de contrôle peuvent se produire, amenant à leur blocage (ex : centrale du Blayais le 28 octobre 2000). Dans cette situation, le réacteur se met en arrêt automatique par chute des (autres) barres de contrôle.
Des erreurs de pilotage peuvent amener à dépasser les valeurs du flux neutronique autorisé - ou une mauvaise répartition de celui-ci entre le bas et le haut du coeur - provoquant alors la mise en arrêt automatique du réacteur par chute des barres de contrôle (ex : Gravelines, 2007).
Incident plus grave et plus ancien, en 1983, dans la centrale de Salem 1 (New Jersey, Etats-Unis) le dispositif de chute automatique des barres était tombé en panne, obligeant les opérateurs à stopper la réaction manuellement.
Un autre type d'accident grave concernant les barres de contrôle est envisagé dans les scenarii : il s'agirait de la remontée ou de l'éjection d'une barre de contrôle sous l'effet de la pression, à la suite de la perte d'étanchéité du mécanisme de commande de la barre ; dans ces conditions, la réaction nucléaire pourrait localement s'emballer, les pastilles de combustible montant alors très vite en température et gonflant, pouvant aller jusqu'à fissurer l'enveloppe métallique qui enferme le combustible, et mener à une dispersion du combustible dans le circuit primaire. Les différentes variantes de cette situation font l'objet d'études très poussées (simulations informatiques, expérimentation dans des réacteurs de recherche).

B - Incidents concernant l'eau borée
Des incidents sur des vannes sont susceptibles de rendre indisponible l'injection d'acide borique (ex : Chinon, 2000).
La concentration en acide borique doit être comprise entre dans des valeurs limites fixées par la réglementation (2000 - 2575 ppm), un excès pouvant provoquer la cristallisation de l'acide borique. Des erreurs de pilotage peuvent conduire à dépasser la limite autorisée (ex : Gravelines, 2007).

Pour en savoir plus sur le nucléaire :

Le fonctionnement d'une centrale nucléaire de type REP
Les barrières d'étanchéité des centrales nucléaires
Les déchets nucléaires
Les effets des rayonnements ionisants sur l'organisme
Les réacteurs de type EPR
L'accident de Tchernobyl
L'accident de Three Mile Island

[Groupe RME, 2009]