Réacteur à eau pressurisée

Le réacteur à eau pressurisée ou REP (PWR pour Pressurized Water Reactor en anglais) est une technique de réacteur nucléaire dite de deuxième génération. C'est la filière de réacteurs nucléaires la plus répandue dans le monde en 2006. Elle est utilisée dans l'immense majorité des navires à propulsion nucléaire et les 58 réacteurs français de puissance en fonctionnement utilisent cette technique.

Le combustible nucléaire d'un REP est de l'oxyde d'uranium faiblement enrichi : la proportion d'isotope U-235 fissile varie de 3 à 5 % selon les pays. Le combustible se présente sous la forme de pastilles empilées et maintenues dans des gaines en zircaloy appelées crayons. Les crayons combustibles sont agencés sous forme d'assemblages dont la tenue mécanique est assurée par des grilles. Selon les modèles de REP, on charge entre 120 et 250 assemblages dans la cuve du réacteur.

Dans le circuit primaire, de l'eau ordinaire (par opposition à l'eau lourde D₂O) sous pression est chargée de récupérer la chaleur produite par le cœur : c'est ce fluide caloporteur qui circule au sein des assemblages entre les crayons où se produit la réaction en chaîne. Les produits de la réaction nucléaire (produits de fission et transuraniens) sont confinés avec l'oxyde d'uranium à l'intérieur de la gaine des crayons pour éviter leur dissémination et la contamination du circuit primaire.

L'eau du circuit primaire fait également office de modérateur : elle a la capacité de ralentir ou thermaliser les neutrons de fission.

Comme n'importe quel type de réacteur thermique (nucléaire ou à flamme), un REP est refroidi par une grande quantité d'eau froide pompée dans un fleuve ou une mer. À proximité d'un REP, on trouve aussi parfois une tour de réfrigération pour refroidir et condenser la vapeur à la sortie de la turbine.

Le contrôle de la réaction est assuré par la concentration de bore dans l'eau du circuit primaire et par la hauteur des barres de contrôle insérées dans les assemblages combustibles.

Les paramètres typiques de fonctionnement de l'eau du circuit primaire sont :

• pression : 155 bar ;
• température : 296 °C (en entrée de cuve du réacteur) - 327 °C (en sortie de cuve) ;
• débit : environ 60 000 m³/h.

Plusieurs générateurs de vapeur (3 à 4) situés dans l'enceinte du réacteur transfèrent la chaleur de la chaudière nucléaire (circuit primaire) vers le circuit secondaire comportant la turbine à vapeur.

En sortie des générateurs de vapeur, la vapeur d'eau possède les caractéristiques moyennes suivantes :

• pression : 55 bar ;
• température : 270 °C ;
• débit : 7000 m³/h.

La vapeur haute pression (HP) est détendue dans le corps HP de la turbine, puis surchauffée avant de poursuivre sa détente dans les corps basse pression (BP). La turbine entraîne un alternateur qui produit l'électricité.

Le rendement global de conversion de la chaleur en électricité est d'environ 33 %.

À la sortie de la turbine, la vapeur passe dans un condenseur afin de condenser l'eau et d'extraire certains gaz incondensables (tels le dioxygène) de l'eau. Cette eau est ensuite réchauffée avant de retourner aux générateurs de vapeur.

La chaleur du circuit secondaire est transférée au circuit tertiaire. Le circuit tertiaire est :

• soit envoyé dans une tour de réfrigération, pour être réparti en fines gouttelettes, ce qui permet un bon échange entre l'eau et l'air et donc ramène l'eau à une température ambiante. Une partie de l'eau s'évapore (environ 500 L/s), le reste est pompé dans le bassin situé en dessous de la tour et retourne refroidir le condenseur. L'eau évaporée est remplacée par de l'eau venant d'un fleuve ou d'une rivière ;
• soit déversé dans un fleuve, une rivière ou la mer, ce qui augmente la température au moins localement. L'eau qui sert au refroidissement du réacteur est pompée plus en amont dans le fleuve, la rivière ou la mer.

On suppose que le seul matériau fissile est U. Les nombres indiqués sont des ordres de grandeur. 100 fissions d'uranium 235 libèrent en moyenne 250 neutrons, qui donnent lieu aux réactions suivantes :

• 100 neutrons provoquent 100 nouvelles fissions, entretenant ainsi la réaction en chaîne, et consommant 100 noyaux du matériau fissile ;
• 70 neutrons subissent des captures fertiles par 70 noyaux du matériau fertile U, les transformant en autant de noyaux fissiles de Pu ;
• 75 neutrons subissent des captures stériles, soit par des noyaux fissiles (30 neutrons) soit par des noyaux du réfrigérant, des structures du cœur, des éléments de contrôle ou des produits de fission ;
• 5 neutrons fuient hors du cœur (pour être capturés par des protections neutroniques).

Une centrale nucléaire équipée de REP est organisée autour de plusieurs bâtiments, dont les principaux sont détaillés ci-après.

Bâtiment réacteur (code R)

L'enceinte, formée d'une double paroi de béton, est hermétiquement fermée lors du fonctionnement (taux de fuite < 1,5 %). Elle constitue la troisième barrière de confinement de la matière radioactive, après la gaine en zircaloy du combustible et l'enveloppe du circuit primaire.

Bâtiment combustible (K)

Accolé au bâtiment réacteur, il sert surtout de sas d'accès pour le combustible.

La partie principale de ce bâtiment est la piscine de désactivation. Dans cette dernière, on entrepose le combustible usé avant son évacuation. Une règle à ne jamais enfreindre est de laisser quoi qu'il arrive toujours assez de place dans cette piscine pour stocker tout le combustible contenu dans le cœur (en cas d'incident ou d'accident).

L'eau de la piscine est appelée eau pure, c'est-à-dire qu'elle ne contient strictement aucune impureté. Pour preuve, les contacts électriques des lampes immergées ne sont pas isolés (aucun court-circuit).

Bâtiment des auxiliaires nucléaires (N)

Toujours accolé au bâtiment réacteur et au bâtiment combustible, le « N » sert essentiellement au bon fonctionnement du circuit primaire (chimie de l’eau traitée, ...) et au retraitement des différents effluents nucléaires.
On retrouve aussi dans ce bâtiment des systèmes de sauvegarde utilisés en cas d’incident ou d’accident.
Pour les centrales de 900 MWe, ce bâtiment est commun à deux tranches.

Bâtiment électrique (L)

On retrouve dans ce bâtiment tous les équipements électriques nécessaires au bon fonctionnement d’une tranche mais aussi une majeure partie des matériels de sauvegarde.
On retrouve aussi un local de repli, qui permet d’arrêter la tranche en toute sécurité si la salle de commande est indisponible.
Pour les centrales de 900 MWe, ce bâtiment est commun à deux tranches.

Salle des machines (M)

On retrouve ici toute la partie du circuit secondaire de la tranche (la turbine, le condenseur, les réchauffeurs, les pompes, etc.), ainsi que ses auxiliaires (graissage turbine, ...).
Pour les centrales de 900 MWe de palier CP0 et CP1, la salle des machines est commune à deux tranches ; par contre, la salle des machines est séparée pour les centrales nucléaires de palier CP2 (cas de Chinon, Cruas et Saint-Laurent).

Sûreté en CNPE

De nombreux systèmes et matériels (surtout les matériels importants pour la sûreté, dits IPS) sont redondants dans une centrale nucléaire de production d'électricité (CNPE), surtout ceux en relation avec les circuits primaire et secondaire, afin de diminuer le risque de défaillance.

• WWER (réacteur russe)
• EPR (réacteur européen en projet)