Réacteur de grande puissance à tubes de force

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Schéma simplifié d'un RBMK
Schéma détaillé d'un RBMK
Système de circulation d'un RBMK illustrant les séparateurs de vapeur (rouge), les pompes (jaune) et le réseau de canalisations.
Dessin et vue en coupe d'une barre de combustible d'un réacteur RBMK.

Le réacteur de grande puissance à tube de force (russe : Реактор Большой Мощности Канальный / Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalnyi, ou RBMKРБМК — en abrégé) est un type de réacteur nucléaire de conception soviétique, connu pour avoir été impliqué dans la catastrophe nucléaire de Tchernobyl en 1986.

Ce réacteur est destiné à la production industrielle d’électricité et à la production de plutonium. Les plus puissants réacteurs RBMK (exemple : la centrale nucléaire d'Ignalina) atteignent une puissance électrique de 1 500 mégawatts chacun, ce qui était un record jusqu'à la mise en service de l'EPR de la centrale nucléaire de Taishan.

Ce type de réacteur est connu pour être à l'origine de la catastrophe nucléaire de Tchernobyl. Depuis, tous les autres réacteurs RBMK ont été revus et modifiés. Le dernier réacteur de la centrale nucléaire de Tchernobyl a été définitivement arrêté en décembre 2000. À cette époque, il existait 17 réacteurs de ce type. En 2005, il en restait encore 12 en activité dans le monde, situés en Russie et en Lituanie (4 à Koursk, 4 à Léningrad et 3 à Smolensk et un à Ignalina). Ceux-ci ont cependant subi des modifications, notamment au niveau des barres d'arrêt d'urgence afin de les rendre plus sûres. Le dernier en date à avoir été fermé se situe dans la centrale nucléaire d'Ignalina en 2009, la Lituanie l'ayant fermé dans le but d'entrer dans l'Union européenne.

Le RBMK est l’aboutissement du programme nucléaire soviétique pour la conception d’un réacteur refroidi à l’eau légère, basé sur les modèles existants de réacteurs militaires au plutonium modérés par du graphite. Le premier de ces réacteurs, AM-1 (Atom Mirnyi, littéralement Atome pacifique), produisait 5 MW d’électricité (30 MW thermiques) et alimenta la ville de Obninsk entre 1954 et 1959.

Avec de l’eau légère pour liquide de refroidissement et du graphite comme modérateur, il est possible d’utiliser de l’uranium peu enrichi comme combustible nucléaire (à 1,8 % de U235, contre 3% environ pour l'uranium utilisé dans les réacteurs à eau pressurisée). Ainsi, ce puissant réacteur ne nécessite ni séparation d’isotopes, ni enrichissement massif de l'uranium, ni eau lourde. Pour les militaires soviétiques, il avait aussi l’intérêt de produire d’importantes quantités de plutonium (élément utilisé dans la fabrication de certaines armes nucléaires).

Tous les RBMK ont été construit et connectés au réseau entre 1973 (Leningrad-1) et 1990 (Smolensk-3). Ils appartiennent à trois générations ayant des caractéristiques de sûreté sensiblement différentes.

Cette technologie fait appel essentiellement à des métiers de "tuyauteurs" et la fabrication des principaux composants peut être assurée par les moyens existants à l'époque dans les usines. Les contraintes de fabrication, de montage et de transport ne sont pas de nature à limiter une augmentation de puissance des tranches. La présence de plus de 1000 circuits primaires indépendants a été jugée à l'époque comme un gage de sûreté du réacteur (pas de grosses ruptures).

Six unités sont de la «première génération» (Leningrad-1 et 2, Koursk-1 et 2 et Tchernobyl-1 et 2). Elles ont été conçues et mises au point dans la première moitié des années 70 avant l’adoption en Union soviétique des nouvelles normes de conception et de construction des réacteurs (OPB-82). Les réacteurs installés depuis la fin des années 70 et la première moitié des années 80, sont généralement classés comme «deuxième génération» (Leningrad-3 et 4, Koursk-3 et 4, Ignalina-1, Tchernobyl-3 et 4, Smolensk-1 et 2) Ignalina-2 quant à lui incorpore des caractéristiques de sûreté allant au-delà de celles des autres réacteurs de la deuxième génération, lesquels ont été conçus et construits conformément à des normes révisées publiées en 1982. Après l'accident de Tchernobyl, les normes de sûreté soviétiques ont été revues une fois encore (OPB-88). Le RBMK Smolensk-3 a été construit selon ces normes de «troisième génération». De nouvelles modifications de conception ont été encore apportées à l'unité Koursk-5 qui était en construction jusqu’à son annulation en 2012[1].

Conception[modifier | modifier le code]

Chargement du réacteur d'Ignalina avec en arrière plan au fond la machine de chargement-déchargement.

La conception d'un RBMK repose sur des tubes de force d'un diamètre 88 mm et d'une épaisseur de 4 mm en alliage zirconium-niobium susceptibles de résister à une température et une pression très élevées. Il y a 1681 tubes de force en tout dans le cœur, d'une longueur de sept mètres, ils sont disposés verticalement dans un empilement de blocs de graphite d'une longueur de 12 mètres faisant office de modérateur. Le réacteur est refroidi à l’eau ordinaire, qui entre en ébullition à la température de 290 °C dans le cœur (de façon comparable aux réacteurs à eau bouillante). Le combustible du cœur est composé de 192 tonnes d'oxyde d'uranium légèrement enrichi à 2% sous forme de barres de 3,5 mètres et de 13,5 mm de diamètre regroupées par deux placées l'une au-dessus de l'autre et déchargées simultanément dans chaque tube de force. La puissance spécifique dans le combustible est assez faible, le taux de combustion moyen est de 20 000 MWj par tonne. Ce type de réacteur produit environ 3 kg de plutonium par tonne d'uranium brûlé. Environ 6 % de l'énergie thermique du réacteur est produite dans le graphite. Le mélange hélium-azote facilite le transfert de chaleur entre le graphite et les canaux et protège le graphite contre l'oxydation.

D'autre part, le cœur d'un réacteur RBMK est très volumineux, 20 fois celui d’un REP.

L'ensemble du bloc réacteur repose sur une structure mécano-soudée qui est contenue dans une cavité en béton. Au-dessus du réacteur, une machine permet le chargement - déchargement du combustible de manière continue sans arrêter le réacteur. Elle comporte un circuit de refroidissement particulier. Après accostage de la machine sur la tête d'un canal de combustible, l'ensemble des deux assemblages du canal est retiré puis, après rotation d'un barillet, deux assemblages neufs sont descendus dans le canal et celui-ci est refermé,la machine va ensuite déposer les assemblages irradiés dans une piscine de désactivation.

Le contrôle du réacteur est assuré par 211 barres absorbantes de neutrons qui occupent des tubes de force analogues à ceux qui contiennent le combustible et réparties un peu partout dans le cœur. Ces barres sont actionnées par des mécanismes situés au-dessus du cœur sous le plancher de protection du hall.

Le refroidissement du réacteur est effectué par deux boucles évacuant chacune l'énergie produite par la moitié du cœur. Chaque boucle comprend deux séparateurs de vapeur et quatre pompes de recirculation (3 en fonctionnement et 1 en réserve). Le mélange d'eau et de vapeur sortant de chaque tube de force arrive par une tuyauterie dans un de ces ballons séparateurs de 30 m de long et de 2,30 m de diamètre dans lequel l'eau et la vapeur sont séparées. La vapeur est envoyée à la turbine et l'eau retourne par 12 tuyauteries vers les collecteurs et les pompes de recirculation qui alimentent les tubes de force par un système de collecteurs, de sous-collecteurs et de tuyauteries. Sur chaque boucle, il y a 22 sous-collecteurs de 300 mm de diamètre.

Un circuit de refroidissement de secours permet de refroidir le cœur en cas de brèche du circuit principal de refroidissement (rupture d'une tuyauterie du circuit de circulation, rupture d'un conduit de vapeur ou rupture d'une tuyauterie d'alimentation en eau).

Comme la modération des neutrons est essentiellement due à des éléments de graphite fixes, une augmentation de l’ébullition se traduit par une diminution du refroidissement et de l’absorption des neutrons sans qu’il y ait inhibition de la réaction de fission dans le réacteur, d’où un coefficient de vide fortement positif. Ceci rend le système vulnérable à un accident de rétroaction positive, comme ce fut le cas à Tchernobyl.

Néanmoins les réacteurs RBMK présentes certains avantages techniques sur d'autres réacteurs. Par exemple, ils comportent une quantité d'eau environ deux fois supérieur à celle d'un réacteur à eau bouillante occidental classique, tandis que la puissance spécifique du combustible est égale à environ 75% de celle d'un réacteur à eau pressurisée occidental. Ces éléments jouent un rôle significatif dans la montée en température progressive du combustible lors de nombreux scénarios accidentels. D'autre part le grand inventaire en eau signifie que l'enceinte de confinement et les systèmes de décharge doivent être capables de gérer davantage d'énergie stockée.

Sécurité[modifier | modifier le code]

Le graphite, les blindages et le système de refroidissement sont, avec les barres de contrôle et les instruments de contrôle et de calcul, les premiers moyens destinés à assurer la sécurité du réacteur. Outre ces systèmes (classiques), le cœur du réacteur est entouré, sur toute sa hauteur, d'un réservoir annulaire d'eau, lui-même ceinturé d'une enceinte contenant du sable (1 300 kg/m3) qui constituent un double système passif supplémentaire de protection. Le fond et le couvercle de la cuve sont étayés et isolés thermiquement. Les parois verticales du cœur du réacteur et d'autres éléments sont conçus pour offrir une bonne souplesse face aux dilatations thermiques, mais l'ensemble du système est toutefois jugé trop instable par les spécialistes des pays qui ne l'utilisent pas, notamment dans les pays occidentaux qui ont choisi d'entourer leurs réacteurs d'une seconde enceinte plus dure et plus étanche chargée de mieux confiner les produits d'une fuite ou d'une explosion.

En matière de sûreté et de sécurité les RBMK sont équipés des différents systèmes comme le système de refroidissement d'urgence du cœur (SRUC) qui consiste à parer l'éventualité d'une double rupture totale d'une conduite, avec coupure d'électricité hors du site. Cela implique la rupture des collecteurs de pression ou du collecteur d'aspiration de la pompe de circulation principale. Dans cette éventualité, le SRUC assure à la fois le refroidissement immédiat du cœur du réacteur et l'évacuation à long terme de la chaleur de désintégration avec six pompes alimentées par le système de localisation des accidents pour refroidir la moitié endommagée du cœur et trois pompes alimentées par les réservoirs de condensat épuré pour refroidir la moitié non endommagée du réacteur en cas d'accident ou d'incident.

Il y a également sur les RBMK un système de localisation des accidents (SLA). Les RBMK sont protégés par le SLA. Celui-ci détendeur de pression, englobe une partie du circuit de circulation principal et se compose de compartiments étanches.

D’autre part les RBMK sont équipés d'un système de protection contre les surpressions dans le caisson du réacteur. C'est un élément important du système de sûreté des RBMK. Ce système protège contre les suppressions qui pourrait y avoir en cas de rupture de tube de force à l'intérieur du caisson, la détente est assurée par des tubes qui relient le caisson au SLA par l'intermédiaire d'une garde hydraulique. Ce système peut accepter la rupture de deux ou trois tubes de force (pour les réacteurs de la première et de la deuxième génération respectivement). Actuellement ce système a été amélioré pour pouvoir supporter la rupture simultanée d'un maximum de neuf tubes de force.

Des modifications de conception non liées aux causes de l'accident de Tchernobyl ont été faites sur ces différents équipements de sûreté.

Caractéristiques techniques des RBMK[modifier | modifier le code]

Paramètres[2] RBMK-1000[3] RBMK-1500
Puissance thermique (MWt) 3200 4800
Puissance électrique (MWe) 1000 1500
Nombre de turbines x puissance du turbogénérateur (MWe) 2 x 500 2 x 750
Rendement (%) 30,4 31,3
Hauteur du cœur (m) 7,0 7,0
Diamètre du cœur (m) 11,8 11,8
Nombre d'assemblage

de combustibles

1693 1661
Charge initial d'uranium du cœur (tonnes) 192 189
Combustible UO2 UO2
Enrichissement 1,8% jusqu'à 2,4% 1,8% jusqu'à 2,4%
Combustion moyenne (MWj / tonne d'uranium) 18 100 18 100
Matériau de l'enveloppe du combustible Alliage de zirconium Alliage de zirconium
Circulation de la vapeur

vers la turbine (tonnes/heures)

5400 8200
Circulation de l'eau dans

le réacteur (tonnes/heures)

37 500 29 000
Pression d'entrées de la vapeur aux turbines

(bars)

65 65
Température d'entrée de la vapeur aux turbines

(c°)

280 280

Liste des réacteurs RBMK[modifier | modifier le code]

Nom du réacteur Type de réacteur Mise en service Statut Puissance brute(Mwe) Puissance nette(Mwe)
Ignalina-1 RBMK-1500 1983 Mise à l'arrêt définitif en [4] 1500 1185
Ignalina-2 RBMK-1500 1987 Mise à l'arrêt définitif en [4] 1500 1185
Ignalina-3 RBMK-1500 Construction annulée en 1988 1500 1380
Ignalina-4 RBMK-1500 Construction annulée en 1988 1500 1380
Kostroma-1[5] RBMK-1500 Construction annulée dans les années 80 1500 1380
Kostroma-2 RBMK-1500 Construction annulée dans les années 80 1500 1380
Leningrad-1 RBMK-1000 1973 Mise à l'arrêt définitif en [6] 1000 925
Leningrad-2 RBMK-1000 1975 Opérationnel jusqu’en 2021[4] 1000 925
Leningrad-3 RBMK-1000 1979 Opérationnel jusqu'en 2025[4] 1000 925
Leningrad-4 RBMK-1000 1981 Opérationnel jusqu'en 2026[4] 1000 925
Koursk-1 RBMK-1000 1976 Opérationnel jusqu'en 2022[4] 1000 925
Koursk-2 RBMK-1000 1979 Opérationnel jusqu'en 2024[4] 1000 925
Koursk-3 RBMK-1000 1984 Opérationnel jusqu'en 2029[4] 1000 925
Koursk-4 RBMK-1000 1986 Opérationnel jusqu'en 2031[4] 1000 925
Koursk-5 RBMK-1000 Construction annulé en 2012[4] 1000 925
Tchernobyl-1 RBMK-1000 1977 Mise à l'arrêt définitif en [7] 1000 925
Tchernobyl-2 RBMK-1000 1978 Mise à l'arrêt définitif en [8] 1000 925
Tchernobyl-3 RBMK-1000 1981 Mise à l'arrêt définitif en [9] 1000 925
Tchernobyl-4 RBMK-1000 1983 Détruit en 1000 925
Tchernobyl-5 RBMK-1000 Construction annulée 1000 925
Tchernobyl-6 RBMK-1000 Construction annulée 1000 925
Smolensk-1 RBMK-1000 1983 Opérationnel jusqu'en 2028[4] 1000 925
Smolensk-2 RBMK-1000 1985 Opérationnel jusqu'en 2030[4] 1000 925
Smolensk-3 RBMK-1000 1990 Opérationnel jusqu'en 2035[4] 1000 925
Smolensk-4 RBMK-1000 Construction annulée en 1993 1000 925

Améliorations après Tchernobyl[modifier | modifier le code]

Vue de la centrale nucléaire de Smolensk avec ses trois réacteurs RBMK encore en activité.

En 2020, il reste 10 réacteurs RBMK en activité tous en Russie : 4 à Koursk, 3 à Sosnovy Bor, 3 à Smolensk.

La Russie poursuit aujourd’hui pour ces réacteurs une logique de prolongation de leur durée de vie de conception. Cette dernière qui était initialement de trente ans est portée à environ 45 ans. Si cette politique était menée à son terme, le dernier réacteur RBMK (Smolensk-3), mis en service en 1990, pourrait ainsi fonctionner jusqu’en 2035[10]

Changement de combustible[modifier | modifier le code]

Les RBMK actuels utilisent un combustible enrichi à 2,4 %, ce qui rend moins dangereuse l'utilisation du graphite comme modérateur.

Réduction du coefficient (effet) positif de température[modifier | modifier le code]

Pour réduire l'effet déstabilisant du coefficient positif de température des RBMK, les deux principales mesures ont été :

  • l'ajout, dans le cœur du réacteur, d'un certain nombre de barres absorbantes fixes en remplacement d'assemblages de combustible
  • l’augmentation progressive de l'enrichissement du combustible.

Sans rendre le coefficient négatif, ces mesures ont contribué à le réduire significativement.

Modification du système d'arrêt d'urgence[modifier | modifier le code]

Pour remédier aux défauts de ce système, les mesures immédiates d'amélioration ont été les suivantes :

  • Installation d'un système d'arrêt rapide (24 nouvelles barres)
  • Modification de la conception des barres absorbantes
  • Installation de nouveaux signaux d'alarme pour le déclenchement de l'arrêt d'urgence.

Amélioration de la capacité de dépressurisation du système de confinement[modifier | modifier le code]

Des modifications ont été apportées à ce système pour en augmenter la capacité d'évacuation et de dépressurisation lors de situations accidentelles. Il s'agit principalement d'un système de réduction de la pression par condensation de la vapeur.

Au-delà des modifications génériques rappelées ci-dessus, un programme de modernisation spécifique a été conçu par la suite pour chaque réacteur. Les système de sûreté les plus importants (comme par exemple le système d'arrêt d'urgence) ont été entièrement remplacés par de nouveaux systèmes plus modernes et plus fiables.

Une évaluation approfondie de la sûreté des réacteurs RBMK, après modernisation, a été menée par des groupes d'experts internationaux, à travers les deux cas concrets spécifiques des réacteurs Koursk-1 (1000 MWe) et Ignalina-2 (1500 MWe). Dans les deux cas, les conclusions ont souligné une amélioration très sensible de la sûreté de leur fonctionnement par rapport à leur situation initiale[11].

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. « PERSPECTIVES La sûreté des réacteurs RBMK: mise en place du cadre technique »
  2. « L'énergie d'origine nucléaire en URSS »
  3. « Main characteristics of RBMK », sur www.lnpp.ru (consulté le 10 avril 2020)
  4. a b c d e f g h i j k l et m « RBMK Reactors | reactor bolshoy moshchnosty kanalny | Positive void coefficient - World Nuclear Association », sur www.world-nuclear.org (consulté le 9 avril 2020)
  5. « Accident de Tchernobyl »
  6. « Russia retires Leningrad unit 1 : Corporate - World Nuclear News », sur world-nuclear-news.org (consulté le 11 avril 2020)
  7. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le 11 avril 2020)
  8. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le 11 avril 2020)
  9. « PRIS - Reactor Details », sur pris.iaea.org (consulté le 11 avril 2020)
  10. par The Conversation, « Que sont devenus les réacteurs RBMK ? », sur Infodujour.fr, (consulté le 18 avril 2020)
  11. « Les réacteurs RBMK », sur www.irsn.fr (consulté le 27 avril 2020)

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]