19 - L'ÉNERGIE DE FISSION
409
fissiles décroissent beaucoup plus vite avec l’énergie des neutrons que les sections
efficaces (microscopiques) de capture. Il s’ensuit que le nombre relatif de noyaux
fissiles nécessaire pour obtenir la criticité croît en fonction de l’énergie des neutrons.
Cela conduit naturellement, pour les systèmes à neutrons lents, à un inventaire
en matériau fissile nettement moins important que pour les systèmes à neutrons
rapides. Si l'on ajoute à cela le fait que
235 U ne représente que 0,7% de l’uranium
naturel, nous avons alors l'explication des choix initiaux du nucléaire : construire un
réacteur à neutrons thermiques sans avoir à sa disposition d'usine d'enrichissement de l'uranium. Dans ces conditions, les deux modérateurs suffisamment transparents aux neutrons sont respectivement le graphite et l'eau lourde, l'eau légère
étant trop absorbante.
LES RÉACTEURS GRAPHITE-GAZ
Pouvant fonctionner à l'uranium naturel d'une part, et permettant la conversion de
238 U en
239 Pu d'autre part, ce fut le choix de départ du nucléaire. Dans ce type de
réacteurs, le graphite joue le rôle de modérateur de neutrons, les calories étant évacuées par un débit de gaz (CO 2 ou He) à haute pression, en circuit fermé. Ce type
de réacteur ne permet pas d'atteindre de grandes puissances et n'a pas pu concurrencer les réacteurs à eau légère sur le plan économique. Ils ont été peu à peu abandonnés ; à l'heure actuelle, seule la Grande-Bretagne continue leur exploitation.
LES RÉACTEURS À EAU LOURDE - CANDU
Ce type de réacteur a été développé initialement au Canada, d'où son acronyme
CANDU pour CANada Deutérium Uranium. La section efficace d'absorption aux neutrons thermiques du deutérium (D =
2 H) étant beaucoup plus faible que celle de
l'hydrogène ordinaire permet de réaliser un réacteur à l'uranium naturel modéré
à l'eau lourde. Toutefois, le deutérium étant deux fois plus lourd que l'hydrogène,
les neutrons y parcourent des distances bien plus grandes que dans l'eau ordinaire
avant d'être thermalisés. Cela impose, pour une puissance donnée, un cœur de
grandes dimensions, difficile à pressuriser. La technologie CANDU fait donc appel
au concept de tube de force : le réacteur se présente sous la forme d'un grand
réservoir cylindrique horizontal contenant de l'eau lourde non-pressurisée, jouant
son rôle de modérateur. Ce réservoir est traversé par plusieurs centaines de tubes
horizontaux contenant le combustible et dans lesquels circule le caloporteur eau
lourde sous pression. Ce concept non seulement évite de pressuriser une trop
grande enceinte, mais permet également le remplacement du combustible tube
par tube, réacteur en fonctionnement, ce qui lui confère une excellente disponibilité. Le Canada dispose d'un parc de quatorze réacteurs de ce type, deux autres, de
conception différente, fonctionnent en Argentine.
409
fissiles décroissent beaucoup plus vite avec l’énergie des neutrons que les sections
efficaces (microscopiques) de capture. Il s’ensuit que le nombre relatif de noyaux
fissiles nécessaire pour obtenir la criticité croît en fonction de l’énergie des neutrons.
Cela conduit naturellement, pour les systèmes à neutrons lents, à un inventaire
en matériau fissile nettement moins important que pour les systèmes à neutrons
rapides. Si l'on ajoute à cela le fait que
235 U ne représente que 0,7% de l’uranium
naturel, nous avons alors l'explication des choix initiaux du nucléaire : construire un
réacteur à neutrons thermiques sans avoir à sa disposition d'usine d'enrichissement de l'uranium. Dans ces conditions, les deux modérateurs suffisamment transparents aux neutrons sont respectivement le graphite et l'eau lourde, l'eau légère
étant trop absorbante.
LES RÉACTEURS GRAPHITE-GAZ
Pouvant fonctionner à l'uranium naturel d'une part, et permettant la conversion de
238 U en
239 Pu d'autre part, ce fut le choix de départ du nucléaire. Dans ce type de
réacteurs, le graphite joue le rôle de modérateur de neutrons, les calories étant évacuées par un débit de gaz (CO 2 ou He) à haute pression, en circuit fermé. Ce type
de réacteur ne permet pas d'atteindre de grandes puissances et n'a pas pu concurrencer les réacteurs à eau légère sur le plan économique. Ils ont été peu à peu abandonnés ; à l'heure actuelle, seule la Grande-Bretagne continue leur exploitation.
LES RÉACTEURS À EAU LOURDE - CANDU
Ce type de réacteur a été développé initialement au Canada, d'où son acronyme
CANDU pour CANada Deutérium Uranium. La section efficace d'absorption aux neutrons thermiques du deutérium (D =
2 H) étant beaucoup plus faible que celle de
l'hydrogène ordinaire permet de réaliser un réacteur à l'uranium naturel modéré
à l'eau lourde. Toutefois, le deutérium étant deux fois plus lourd que l'hydrogène,
les neutrons y parcourent des distances bien plus grandes que dans l'eau ordinaire
avant d'être thermalisés. Cela impose, pour une puissance donnée, un cœur de
grandes dimensions, difficile à pressuriser. La technologie CANDU fait donc appel
au concept de tube de force : le réacteur se présente sous la forme d'un grand
réservoir cylindrique horizontal contenant de l'eau lourde non-pressurisée, jouant
son rôle de modérateur. Ce réservoir est traversé par plusieurs centaines de tubes
horizontaux contenant le combustible et dans lesquels circule le caloporteur eau
lourde sous pression. Ce concept non seulement évite de pressuriser une trop
grande enceinte, mais permet également le remplacement du combustible tube
par tube, réacteur en fonctionnement, ce qui lui confère une excellente disponibilité. Le Canada dispose d'un parc de quatorze réacteurs de ce type, deux autres, de
conception différente, fonctionnent en Argentine.