Réacteur CANDU

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Deux réacteurs CANDU 6 du site chinois de la centrale nucléaire de Qinshan, construits en 2003.

Le réacteur CANDU, conçu au Canada dans les années 1950 et 1960, est un réacteur nucléaire à l'uranium naturel (non enrichi) à eau lourde pressurisée (PHWR) développé par Énergie atomique du Canada Limitée. L'acronyme « CANDU » signifie CANada Deuterium Uranium en référence à l'utilisation de l'oxyde de deutérium (eau lourde) et du combustible à l'uranium naturel.

Généralités[modifier | modifier le code]

Architecture d'un réacteur CANDU
Zones chaude      et froide      du circuit primaire (eau lourde); Zones chaude      et froide      du circuit secondaire (eau légère); Modérateur froid      (eau lourde) de la calandre.
1. Combustible 8. Machine à manutention de combustible
2. Calandre 9. Eau lourde (modérateur)
3. Barres de contrôle 10. Canal
4. Pressuriseur 11. Vapeur vive
5. Générateur de vapeur 12. Eau légère pressurisée
6. Pompe d'eau du circuit secondaire 13. Enceinte étanche
7. Pompe du caloporteur

Eau lourde[modifier | modifier le code]

Les réacteurs CANDU utilisent l'uranium naturel comme combustible. L'uranium naturel est formé de plusieurs isotopes de l'uranium dont les plus abondants sont l'uranium 238 (238U) et l'uranium 235 (235U). Seul l'isotope 235U est fissile, il peut entretenir une réaction en chaîne.

Cependant, la concentration en 235U dans l'uranium naturel (0.72% de la masse) ne lui permet pas d'entretenir seul cette réaction en chaîne. Pour faire fonctionner un réacteur nucléaire le « truc » est de ralentir suffisamment les neutrons produits par la fission d'un atome pour que la probabilité qu'ils entraînent la fission d'un autre atome atteigne un niveau permettant une réaction en chaîne dans l'ensemble du combustible. Ce procédé est appelé : thermalisation des neutrons.

La thermalisation se fait au moyen d'un modérateur pouvant ralentir efficacement les neutrons produits par la fission sans trop les absorber. Pour la concentration en 235U de l'uranium naturel, trois matériaux répondent à ces critères : le béryllium, le graphite et l'eau lourde. Le graphite, moins coûteux que l'eau lourde et le béryllium, a été utilisé dans les premiers réacteurs nucléaires de l'histoire (CP-1, X-10 (en)).

Tubes de force[modifier | modifier le code]

Les CANDU sont des réacteurs à tubes de force, c'est-à-dire que le combustible et le modérateur sont séparés. Ils sont en ce sens comparables au réacteurs à gaz (UNGG, AGR) et au réacteurs RBMK.

L'eau lourde « froide », qui joue le rôle de modérateur, est contenue dans un réservoir cylindrique nommé calandre. Cette calandre est traversée par des canaux remplis de gaz (dioxyde de carbone) abritant des tubes de force (380 pour un CANDU 600). Dans ces tubes de forces, renfermant chacun des grappes de combustible (12 ou 13), circule de l'eau lourde sous pression « chaude » servant de fluide caloporteur. Ainsi à la différence des réacteurs à eau pressurisée (REP), qui forment la majeure partie du parc nucléaire mondial, les réacteurs CANDU possèdent deux réseaux de canalisations: l'un transportant le liquide caloporteur « chaud » sous pression et l'autre le liquide modérateur « froid ». Dans les réacteurs de type REP, un seul réseau de canalisation assure ces deux fonctions.

La pression de l'eau lourde dans les tubes de force est maintenue à 10 mégapascals, soit près de 100 fois la pression atmosphérique au niveau de la mer. À cette pression, l'eau ne rentre pas en ébullition bien que sa température atteigne °C au contact du combustible. L'eau lourde sous pression transfert l'énergie thermique acquise à de l'eau légère en passant par des générateurs de vapeur à proximité du réacteur. Au sein de ces derniers l'eau légère est portée à ébullition et la vapeur est utilisée pour faire tourner des turbines reliés à des alternateurs produisant de l'électricité. Ce procédé, commun à tous les réacteurs nucléaires électrogènes, n'est pas sans pertes puisque pour 2776 mégawatts de chaleur (MWt) générés par un réacteur CANDU-850, seulement 934 mégawatts d'électricité (MWe) bruts sont produits (rendement de 30%).

Si les réacteurs CANDU ont tous en communs l'eau lourde comme modérateur, historiquement d'autres fluides caloporteurs ont été testés, tels l'eau légère bouillante (CANDU-BLW) dans le réacteur Gentilly-1 de la centrale nucléaire de Gentilly, ou l'huile (CANDU-OCR) dans le réacteur expérimental WR-1 des laboratoires Whiteshell.

Avantages et inconvénients[modifier | modifier le code]

Avantages[modifier | modifier le code]

Combustible[modifier | modifier le code]

Grappes de combustible.
  • Aucun coûteux enrichissement de l'uranium n'est nécessaire pour faire fonctionner un réacteur CANDU. L'eau lourde absorbant moins les neutrons que l'eau légère, la faible concentration en matière fissile de l'uranium naturel (0.7% 235U) est suffisante pour y entretenir une réaction en chaîne.
  • La capacité des CANDU à entretenir une réaction en chaîne malgré une faible concentration de matière fissile leurs permet de brûler des combustibles alternatifs. L'uranium de retraitement (0.5-1% 235U) peut être utilisé pour en extraire 30 à 40% d'énergie supplémentaire ou même directement le combustible usé des réacteurs à eau légère. Un mélange d'uranium et de plutonium (le MOX) provenant d'armes nucléaires démantelés ou de combustible retraité peut être choisi. Enfin le thorium peut être transmuté en 233U fissile et ce dernier brûlé.
  • Une fois la durée de vie utile du combustible atteinte, après 12 à 18 mois dans le réacteur, les grappes contiennent encore 0.2% de 235U, ainsi que 4% de plutonium. Ce combustible usé peut être retraité. Au Canada, il est stocké en vue d'un entreposage permanent ou d'une utilisation future dans des réacteurs de prochaine génération.

Opération[modifier | modifier le code]

  • La réaction en chaîne est plus stable dans un CANDU du fait de la production de neutrons supplémentaires par les noyaux de deutérium de l'eau lourde bombardée par les neutrons issus de la fission et les rayons gamma produit à la fois par la fission puis par la décroissance radioactive des produits de cette fission. La période radioactive des produits de fission variant de quelques secondes à plusieurs années, les neutrons générés, via le deutérium, par leur décroissance, ralenti la réponse du réacteur. Les rayons gamma traversant plusieurs mètres d'eau, un accroissement du taux de fission dans une partie du réacteur entraîne une réponse lente du reste du réacteur. D'un autre côté les neutrons de fission, fortement ralentis avant d'atteindre une autre barre de combustible, mettent plus de temps à traverser le réacteur. Si la réaction s'accélère dans une partie du réacteur ce changement se propagera lentement au reste du cœur, laissant plus de temps aux opérateurs de réagir.
  • Dans un CANDU la majeure partie du modérateur (dans la calandre) est à une température peu élevée (moins de 80 °C). Cela implique que la plupart des neutrons vont être modérés (thermalisés) à des énergies plus basse et ainsi être plus susceptible d'engendrer la fission. Presque tous les événements de fissions sont engendrés par des neutrons thermalisés, ainsi l'uranium est plus efficacement "brûlé" que dans un réacteur à eau légère.

Sécurité[modifier | modifier le code]

  • Deux systèmes indépendants permettent de stopper la fission. Des barres absorbantes sont maintenues au-dessus de la calandre par des électroaimants et tombent dans le cœur pour stopper la réaction. Un système injecte du nitrate de gadolinium sous pression, un poison à neutrons, dans l'eau de la calandre.
  • Les barres de contrôle étant insérés dans la calandre et non dans les tubes de forces sous haute pression ils ne peuvent pas être éjectés par la vapeur comme ils pourraient l'être de la cuve d'un REP.
  • Le modérateur de la calandre dissipe 4,5% de la chaleur (induite principalement par rayonnement gamma) en opération normale. Ce ratio est semblable à la quantité de chaleur produite par la décroissance radioactive peu après l'arrêt du réacteur. La calandre peut ainsi agir comme un dissipateur thermique en cas d'accident (perte du caloporteur).
  • Les tubes de force ne peuvent maintenir le cœur du réacteur critique que si leur géométrie est maintenue. Si la température du combustible augmente au point de les rendre mécaniquement instables leur orientation horizontale implique qu'ils se courberaient sous l'effet de la gravité, changeant l'arrangement des assemblages. L'uranium naturel ayant peu de réactivité en excès, toute déformation significative de l'arrangement du cœur du réacteur ou des assemblages eux-mêmes réduit l'efficacité de la réaction en chaîne. Dans l'éventualité où une tube de force serait déformé par la chaleur au point de toucher le canal l'entourant, la capacité thermique de la calandre permettrait à cette chaleur d'être efficacement dissipée par le volume de modérateur.
  • La calandre étant entourée d'un réservoir d'eau elle fait office de récupérateur de corium en cas de fusion de cœur.
  • En cas de fusion du cœur, le combustible n'étant pas critique dans l'eau légère, il peut être refroidi avec de l'eau provenant de sources proches sans risque d'augmenter sa réactivité.
  • Pour la même raison, le stockage et la manutention du combustible usé est simplifié car il n'y a pas de risque d'accident de criticité en piscine.

Économie[modifier | modifier le code]

  • Le combustible n'ayant pas besoin d'être enrichit, les réacteurs CANDU consomment au total 30% de moins d'uranium naturel que leurs homologues à eau légère.
  • Parce qu'ils utilisent des tubes de force les réacteurs CANDU peuvent être rechargés en fonctionnement. Deux robots se connectent à chaque extrémité d'un tube de force et tandis qu'un y introduit des grappes de combustible neufs, l'autre récupère les grappes usagés. Pour cette raison, à leur introduction les réacteurs CANDU offraient des facteurs de charge plus importants que leurs homologues à gaz ou à eau légère. Cependant depuis les années 1980 des progrès dans la gestion des rechargements ont réduits l'écart au point que les REP les dépassent aujourd'hui.

Inconvénients[modifier | modifier le code]

Sécurité[modifier | modifier le code]

  • Les réacteurs CANDU ont un coefficient de vide positif entraînant un coefficient de puissance positif. Cela implique que l'augmentation de la température du fluide caloporteur accroît la réactivité du combustible qui en retour augmente la température du caloporteur et ainsi de suite. Prévenir ce phénomène, impliqué dans la catastrophe nucléaire de Tchernobyl, est l'une des raisons d'être de la calandre car une production importante de vapeur dans les tubes de force n'aurait qu'une incidence limitée sur la modération. Si l'eau dans la calandre se mettait à bouillir cela aurait cependant un effet significatif mais le volume important de cette dernière et sa basse température assure que cela n'arrive que lentement.

Déchets[modifier | modifier le code]

  • Les réacteurs CANDU produisent plus de déchets pour une même quantité d’énergie produite que les réacteurs à eau légère (140 t.GWe/an contre 20 t.GWe/an pour un REP)[1] car leur combustible est moins riche en 235U (0.7% contre 3 à 5%).
  • Les réacteurs CANDU sont ceux qui produisent, dans le cadre de leur fonctionnement normal le plus de tritium[2] car l'eau lourde peut se transformer en tritium par capture neutronique. Isotope radioactif de l'hydrogène difficile à confiner, ce tritium est susceptible de contaminer l'air et l'eau, puis de se diffuser dans les écosystèmes. Ses effets sur l'environnement ou la santé humaine sont discutés depuis plusieurs décennies ; les risques sanitaires initialement jugés très faibles, pourraient être réévalués à la hausse à la suite de plusieurs rapports produits dans les années 2000.

Prolifération nucléaire[modifier | modifier le code]

  • Les réacteurs CANDU peuvent produire du plutonium militaire et sont pour cette raison parfois montrés du doigt comme susceptibles de participer au risque de prolifération nucléaire. Néanmoins, même si la filière CANDU fait partie des plus risquées de ce point de vue à cause de sa capacité de rechargement en marche, un pays possédant seulement des réacteurs CANDU (mais non d'une usine de retraitement) ne pourrait pas se doter si simplement de l'arme nucléaire ; et au-delà du travail de recherche nécessaire sur la technologie de la bombe, le plutonium produit par ces réacteurs n'a pas forcément la bonne constitution isotopique[3].
  • Le tritium produit par les CANDU peut être utilisé pour booster une bombe A ou réaliser une bombe H. Il peut cependant aussi être utile pour réaliser la fusion dans des réacteurs tel qu'ITER.

Économie[modifier | modifier le code]

  • La fabrication d'eau lourde étant coûteuse, son emploi nécessite un investissement initial important. 11% du coût de construction de la centrale Darlington par exemple.
  • Bien qu'un réacteur utilisant une calandre soit moins onéreux à construire, ses dimensions et son orientation horizontale accroissent son volume total et donc le coût de construction de l'enceinte de confinement qui doit être plus vaste que pour un REP.

Histoire[modifier | modifier le code]

Le développement du CANDU a connu quatre étapes majeures. Les premiers réacteurs étaient des systèmes expérimentaux et de puissance limitée. Ils furent remplacés par une seconde génération de réacteurs de 500 MWe, puis une série de 800-900 MWe. Une troisième génération (ACR-1000) a été développée mais n'est pas à ce jour déployée.

Pourquoi l'eau lourde ?[modifier | modifier le code]

Après l'invasion de la France au début de la Seconde Guerre mondiale, une équipe de scientifiques français étudiant comment un mélange d'uranium et d'eau lourde pouvait maintenir une réaction en chaîne fuit au Royaume-Uni avec son stock d'eau lourde. Quand Londres comprit qu'un réacteur à eau lourde pourrait fabriquer du plutonium pour le projet de bombe atomique britannique Tube Alloys, il établit le laboratoire de Montréal pour relocaliser les scientifiques étrangers au plus prêt des matières premières nécessaires à l'entreprise et des chercheurs Américains. Le Canada était en effet producteur d'eau lourde et d'uranium, bien que ces ressources soient alors sous contrôle Américain. En 1943, Tube Alloys est fusionné au projet Manhattan et les Américains investissent dans le réacteur à eau lourde Canadien.

Un laboratoire dédié à la recherche nucléaire est établi à Chalk River en 1944. La, le 5 septembre 1945 le premier réacteur en dehors des États-Unis entre service. Le ZEEP, un petit réacteur construit pour tester la véracité des calculs des chercheurs canadiens, est bientôt rejoint par d'autres réacteurs expérimentaux plus puissants tel le NRX en 1947 et le NRU en 1957.

Fort de cette expérience, quand vint le temps de dessiner un réacteur commercial canadien, l'emploi de l'eau lourde apparut évident. D'autant que le pays ne disposant pas d'usine d'enrichissement d'uranium et la technologie américaine étant alors gardée secrète, la perspective d'utiliser directement l'uranium naturel était la plus économique.

Génération I[modifier | modifier le code]

Dans les années 1950 le développement de réacteurs nucléaires de puissance amène plusieurs pays à tester différentes conceptions.

En 1955, le projet de construction d'un réacteur prototype modéré et refroidi à l'eau lourde est lancé conjointement par Ontario Hydro (OH), Canadian General Electric (CGE) et Énergie Atomique du Canada Ltd (EACL). La conception initiale emploie une cuve sous pression, mais le Canada ne disposant pas de forges capables de réaliser une telle pièce, les concepteurs du CANDU s'orientent vers l'utilisation de tubes de force : une technologie bien maîtrisée puisqu'elle remonte aux premiers réacteurs militaires, avec pour avantage de permettre un rechargement en marche du réacteur.

Ces travaux amènent en 1962 au premier réacteur de type CANDU, le Nuclear Power Demonstration (NPD), construit à Rolphton (Ontario), non loin de Chalk River. Destiné à n'être qu'une preuve de concept, il ne produisait que 22 MW d'électricité mais il est resté en fonction jusqu'en 1987. Le second CANDU fut le réacteur de Douglas Point, une version de 200 MWe construite près de Kincardine (Ontario) face au Lac Huron. En service en 1968 ,il fut arrêté dès 1984 car ses performances étaient décevantes.

Un autre réacteur expérimental fut construit au Québec à Bécancour sur le fleuve Saint-Laurent. Connecté au réseau en avril 1971, il ne produisit de l'électricité que quelques mois avant d'être le premier éteint en 1977.

Génération II[modifier | modifier le code]

500 MWe[modifier | modifier le code]

NPD et Douglas Point ayant prouvés la viabilité du concept, la première centrale de plusieurs unités entra en service en 1971 à Pickering, Ontario. Contrairement aux réacteurs précédents, construits loin des populations, le site de Pickering fut choisis délibérément proche de Toronto pour réduire les coûts de transport de l'électricité et parce qu'une structure de confinement unique y a été ajoutée.

CANDU 6[modifier | modifier le code]

Le Canada entra sur le marché international avec la construction en Inde par EACL d'un réacteur de 200 MWe du type de Douglas Point (Rajasthan 1). Après la construction de la deuxième unité (Rajasthan 2) l'Inde continua seule son programme nucléaire.

De son côté CGE fournit au Pakistan un réacteur de 120 MWe basé sur le NPD. CGE abandonnant ensuite la construction de réacteurs EACL hérita de son concept de réacteur unitaire basé sur ceux de Pickering. Ce nouveau réacteur, à la puissance accrue de 100 MWe par rapport à Pickering, le CANDU 6, sera exporté en dehors de l'Ontario à Gentilly au Québec et Point Lepreau au Nouveau Brunswick et en dehors du Canada, en Argentine, en Corée du Sud, en Roumanie et en Chine. Face au succès du CANDU 6, EACL développera le petit CANDU 3 (450 MWe) et le grand CANDU 9 (900 MWe). Ces deux designs seront ensuite abandonnés par manque de clients.

800 MWe[modifier | modifier le code]

Pickering A est rapidement suivie par la centrale de Bruce, construite entre 1971 et 1987. Avec huit réacteurs d'environ 800 MWe chacun elle est la plus puissante installation nucléaire au monde avant d'être détrônée en 1997 par la centrale japonaise de Kashiwazari-Kariwa. Un autre agrandissement engendra la centrale de Darlington, similaire à Bruce mais générant 880 MWe par réacteurs. Comme dans le cas de Pickering, le design de Bruce donna naissance à une version repackagé, le CANDU 9.

Génération II+ et III+[modifier | modifier le code]

ACR-700/1000[modifier | modifier le code]

EACL développa d'abord un design de 700 MWe basé sur le CANDU 6 et CANDU 9 nommé Advanced CANDU Reactor (ACR). La renaissance du nucléaire dans les années 2000 réamorça la tendance à l'augmentation de la puissance et le ACR-700 devient le ACR-1000 de 1 200 MWe.

Le ACR-1000 abandonne l'uranium naturel comme combustible pour se tourner vers l'uranium légèrement enrichi (1-2% 235U). Ce choix permet un coefficient de vide négatif et l'utilisation d'eau légère comme caloporteur, réduisant les coûts. Dans le même but le volume de la calandre est réduit, la production de tritium en est d'autant diminué. Toujours dans l'optique de réduire les coûts ce léger enrichissement augmente le taux de combustion, réduisant la fréquence des rechargements et donc la quantité de déchets produits.

Enhanced CANDU 6[modifier | modifier le code]

Génération IV[modifier | modifier le code]

CANDU-SCWR

Répartition dans le monde[modifier | modifier le code]

Le Groupe de propriétaires de CANDU regroupe les pays actuellement propriétaires de réacteurs de ce type.

Canada[modifier | modifier le code]

Site de la centrale nucléaire de Bruce, à Tiverton en Ontario. Huit réacteurs CANDU y ont été aménagés entre 1970 et 1987.

Au XXIe siècle, tous les réacteurs nucléaires civils canadiens (au nombre de 22) sont de type CANDU. Vingt de ces réacteurs se trouvent en Ontario (aux centrales nucléaires de Pickering, de Bruce et de Darlington), un au Québec (à la centrale nucléaire de Gentilly, hors service depuis décembre 2012) et un au Nouveau-Brunswick (à la centrale nucléaire de Point Lepreau).

Ailleurs[modifier | modifier le code]

Le nombre de réacteurs CANDU vendus par le Canada est le suivant :

Beaucoup de ces transactions eurent lieu à l'époque avec des régimes dictatoriaux ou des pays à la démocratie chancelante. La construction de la centrale argentine d'Embalse par exemple, commence lors du troisième terme du général Juan Perón en 1974, se poursuit tout au long des années noires de la dictature, et se termine en 1984, alors que Raúl Alfonsín vient d'être démocratiquement élu. De plus, on soupçonne l'Inde et le Pakistan de s'être dotés du combustible nécessaire à l'arme atomique grâce aux réacteurs CANDU[4].

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. (en) Harold Feiveson, « Spent Fuel from Nuclear Power Reactors », The International Panel on Fissile Materials,‎ (lire en ligne)
  2. Osborne, R. V. (Atomic Energy of Canada Limited), Central Tritium Monitor for Candu Nuclear Power Stations ; février 1975 ; Volume: 22 Issue:1 ; p. 676-680; (ISSN 0018-9499) ; DOI:10.1109/TNS.1975.4327727, version du 12 novembre 2007 (Résumé)
  3. http://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm
  4. L'Inde à l'heure nucléaire - Télévision - Les Archives de Radio-Canada