Uranium naturel graphite gaz

Un article de Wikipédia, l'encyclopédie libre.
Aller à : navigation, rechercher
Les tranches A1 et A2 de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux.

La filière des réacteurs nucléaires à l'uranium naturel graphite gaz (UNGG) est une technologie de réacteur refroidi au gaz, maintenant obsolète et en cours de démantèlement, développée en France dans les années 1950.

Ces centrales ont été utilisées pour produire du plutonium, pour la fabrication d'armement atomique, et de l'électricité.

Technologie[modifier | modifier le code]

La filière UNGG regroupe les réacteurs nucléaires ayant pour caractéristiques communes :

Le design des UNGG fut continuellement amélioré et aucune unité, sauf G2 et G3, n'était identique à une autre.

Caractéristiques générales des réacteurs nucléaires UNGG français.
Site nucléaire Marcoule[1] Chinon Saint-Laurent-des-Eaux Bugey
Réacteur G1 G2 G3 EDF1 EDF2 EDF3 EDF4 EDF5 Bugey-1
Dates Divergence 1956 1958 1959 1963 1965 1966 1969 1971 1972
Arrêt 1968 1980 1984 1973 1985 1990 1990 1992 1994
Puissance thermique (MWt) 46 260 300 850 1580 1650 1700 1920
Puissance brute (MWe) 5 43 80 230 480 500 530 555
Puissance net (MWe) 2 39 40 70 180 360 390 465 540
Facteur de charge (%) 74
Coût du kWh (c francs)[2] 22.52 8.79 7 8.32 7.54

Réacteur[modifier | modifier le code]

Schéma d'un réacteur de la centrale de Saint-Laurent-des-Eaux (EDF4/5).

Le cœur d'un réacteur UNGG est un bloc modérateur formé d'un empilement de briques hexagonales de graphite de qualité nucléaire, percé de canaux dans lesquels sont introduits cartouches de combustibles et barres de contrôle. L'orientation des canaux de combustible, d'abord horizontale sur les réacteurs plutonigènes (G1, G2 et G3), est devenue verticale avec les réacteurs électrogènes subséquents. À la périphérie du bloc modérateur des briques de graphite servent de réflecteur pour limiter les pertes de neutrons. Dans les réacteurs des centrales de Saint-Laurent-des-Eaux et du Bugey des tubes de graphite de support séparent le cœur des échangeurs de chaleur situés immédiatement en dessous et permettent de limiter l'activation neutronique de ces derniers[3]. Chaque canal de combustible est surmonté de thermomètres, débitmètres et d'un système de détection de rupture de gaine (DRG) qui fonctionne en révélant la présence de produits de fission dans le gaz caloporteur[4].

Le cœur du réacteur est enfermé dans un caisson en béton précontraint de plusieurs mètres d'épaisseur, qui peut contenir soit tout le circuit de CO2 et son échangeur de chaleur (cas des réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et du Bugey), soit uniquement le cœur du réacteur. Dans ce second cas, le circuit de CO2 sortait du caisson pour traverser un générateur de vapeur situé à proximité immédiate du cœur (Chinon) ou à l’extérieur du bâtiment réacteur (Marcoule).

Le fluide caloporteur, circulant entre les cartouches de combustible et le graphite, est sous une pression allant de la pression atmosphérique pour G1 à 42 bars pour Chinon-1. Une pression plus élevée permet de diminuer le débit de gaz pour une même quantité de chaleur extraite et donc réduit d'autant la puissance des soufflantes nécessaires pour le faire circuler[5]. Le sens d’écoulement du gaz, longitudinal dans les piles de Marcoule, est du bas vers le haut dans les réacteurs de Chinon pour profiter de la convection naturelle et du haut vers le bas dans les réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et Bugey car leurs échangeurs de chaleur sont situés immédiatement en dessous du cœur[3]. Cette dernière disposition, outre sa sécurité accrue, permet la simplification du coûteux système de manutention du combustible qui est mieux refroidis et ne risque pas de laisser « s'envoler » les cartouches dans un flux de gaz ascendant[6],[7].

Caractéristiques du cœur des réacteurs nucléaires UNGG français
Site nucléaire Marcoule Chinon[8] Saint-Laurent-des-Eaux Bugey
Coeur G1 G2 G3 EDF1 EDF2 EDF3 EDF4 EDF5 Bugey-1
Orientation Horizontale Verticale
Longueur (m) 9,05 10,02 8,4 10,2
Diamètre (m) 9,53d 9,5 12,2 16
Masse de graphite (t) 1200 1300 1120 1650 2350 2572 2440 2039
Nombre de canaux 1200 1148 1977 852
Température du gaz (°C) 230 400 360 390 410 430 470 450
Pression du gaz (bar)[9] 1 15 25 27 29 43

d : Le cœur a la forme d'un prisme.

Combustible[modifier | modifier le code]

section d'une cartouche de combustible
Section d'une cartouche de combustible annulaire INCA de la centrale du Bugey.

Le combustible des UNGG est un alliage d'uranium naturel métallique et de molybdène (1,1 %) gainé d'un alliage de magnésium et de zirconium (0,6 %). Avec l’optimisation des réacteurs la forme des cartouches de combustible a changée. D'un barreau de 26 centimètres de long pour 3,1 cm de diamètre (G2 et G3), elle est devenue un tube rempli d’hélium de 56 cm de long de diamètre croissant avec la puissance des réacteurs et enfin un anneau de 9,5 cm de diamètre (Bugey-1) refroidi extérieurement et intérieurement. Pour augmenter encore l’efficacité des échanges thermiques, ces différentes formes étaient toutes munies d'ailettes configurées en chevrons. Pour augmenter les rendements de fission, elles furent insérées dans un tube, ou chemise, de graphite à partir d'EDF2. Des cartouches de combustible tubulaire à âme de graphite furent aussi testées sur les réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux[3].

Sur tous les UNGG sauf EDF1, le rechargement du combustible pouvait se faire en marche. Sur les réacteurs de Marcoule une machine de chargement se connectait hermétiquement à un canal pour y pousser une barre de combustible neuve. La barre usagée correspondante, à l'autre extrémité du canal, tombait le long d'un toboggan dans une piscine où elle refroidissait plusieurs semaines avant d'être envoyée pour retraitement[10].

Caractéristiques du combustible des réacteurs nucléaires UNGG français[3]
Site nucléaire Marcoule Chinon Saint-Laurent-des-Eaux Bugey
Combustible G1 G2 G3 EDF1 EDF2 EDF3 EDF4 EDF5 Bugey-1
Format Barreau Tube fermé aux extrémités Anneau
Diamètre (cm) 3,1 3,5 4 4,3 9,5
Longueur (cm) 26 56 56
Alliage Sicral U-Mo 0,5 % U-Mo 1 % Sicral

Avantages[modifier | modifier le code]

Inconvénients[modifier | modifier le code]

  • Pas de structure secondaire de confinement ;
  • Au delà d'une certaine puissance (> 600 MWe) le réacteur devient instable et donc difficile à contrôler. Le cœur se divise en différentes zones au comportement neutronique indépendant ;
  • Le CO2 à haute pression et haute température (> 360 °C) est corrosif pour l'acier et le graphite, accélérant l'usure du réacteur ;
  • Le combustible ne peut être stocké pendant de longues durées en piscines car son gainage ne résiste pas à l'eau. Il doit donc être rapidement retraité ;
  • La faible teneur en isotope fissile de l'uranium naturel conduit à des taux de combustion modestes (< 6 000 MWj/t[11]), ce qui nécessite un renouvellement fréquent du combustible, et donc un dispositif de retraitement important ;
  • Les circuits de refroidissement sont volumineux car la capacité de transport de la chaleur (capacité thermique) dépend de la densité de la matière et à volume égal un gaz transporte beaucoup moins de chaleur qu'un liquide. Le réacteur Bugey-1, d'une puissance presque huit fois supérieure à EDF1, démontre que cette augmentation est obtenue avec un cœur à peine plus volumineux (2 039 tonnes de graphite contre 1 120 t), mais coté structures de refroidissement le volume nécessaire croit très rapidement. Chinon A3 atteint ainsi une puissance difficile à dépasser en raison de la taille des tuyauteries de refroidissement, donc des bâtiments qui les contiennent. Pour extraire davantage de puissance il faut abandonner le refroidissement par un gaz pour passer au refroidissement par un liquide. Ce sera la filière « REP » des réacteurs à eau pressurisée dont un démonstrateur a été réalisé à Chooz (dans les Ardennes). Toutefois les réacteurs REP ne sont pas capables de fonctionner avec de l'uranium naturel et nécessitent de l'uranium enrichi, qui doit être acheté aux états-Unis, seul pays a en posséder. Il faudra donc attendre la création d'une filière d'enrichissement de l'uranium en France (installée à Pierrelatte) pour lancer la génération des réacteurs REP.

Histoire[modifier | modifier le code]

La filière française des UNGG a été développée conjointement par le CEA et EDF après la Seconde Guerre mondiale, jusqu’à son abandon en 1969 au profit de la filière des réacteurs à eau légère pressurisée (REP) développée ensuite sous licence américaine Westinghouse. Dans les années 1950 et 1960, dix réacteurs nucléaires UNGG furent construits, dont un en Espagne.

Le choix du graphite plutôt que l'eau lourde comme modérateur, alors que les piles construites jusqu'alors (Zoé, EL2) employaient ce liquide, est avant tout un choix économique. En effet, depuis 1950 du graphite suffisamment pur était produit par le CEA en collaboration avec Pechiney pour un coup bien inférieur à celui de l'eau lourde[12]. Une raison politique motiva aussi ce choix car beaucoup de ceux qui avaient travaillés sur les piles à eau lourde étant communistes et opposés à la fabrication de la bombe choisir la filière graphite permettait de les exclure du programme industriel du CEA[13].

G1, G2, G3 : du plutonium et de l'électricité[modifier | modifier le code]

Le , le premier plan quinquennal de l'énergie nucléaire est voté à l’Assemblée nationale. Le CEA se voit attribuer un budget de 37,7 milliards de francs pour construire deux piles au graphite et une usine d'extraction du plutonium. Le plutonium produit, bien qu'étant de qualité militaire, était présenté comme le combustible de l'avenir, garant de l’indépendance énergétique du pays, qu'utiliserait la prochaine génération de réacteurs surgénérateurs[14].

Une Direction Industrielle est créé au sein du CEA pour superviser la construction des piles plutonigènes. Le réacteur G1, très inspiré de la pile américaine de Brookhaven que les scientifiques du Commissariat avaient visitée, diverge le après un an et demi de travaux[15]. L'ajout d'un système de récupération de l'énergie thermique du réacteur, actionnant un groupe turboalternateur de 5 MW, ne fut proposé que durant la dernière phase de son design par EDF qui y voyait l'opportunité de s'immiscer dans la filière nucléaire, alors chasse gardée du CEA[16]. Cet ajout est le bienvenu car Marcoule ne pouvant officiellement être le pilier de la future puissance nucléaire française qu'il était, ses réacteurs étaient dés lors présentés au public comme des prototypes de centrales électriques[17]. Ainsi, début octobre 1956, G1 produit de l'électricité. Moins de deux mois après les piles britanniques de Calder Hall.

Les deux réacteurs suivants, G2 et G3, engagés en 1956, entrent en service respectivement le puis le . Refroidis par gaz carbonique sous pression, ils sont plus puissants que G1 et constitueront la tête de série de la filière électrogène à venir.

Les réacteurs EDF[modifier | modifier le code]

« Étant le peuple français, il nous faut accéder au rang de grand État industriel ou nous résigner au déclin. Notre choix est fait. Notre développement est en cours. »

— Charles de Gaulle, Président de la République, 14 juin 1960.

Chinon : de l'électricité et du plutonium[modifier | modifier le code]

De gauche à droite, quatre génération de réacteurs: les UNGG EDF1, EDF2, EDF3 et les REP Chinon-B1 et B2.

Après le succès des réacteurs expérimentaux de Marcoule, EDF est chargé de mettre en place le programme électronucléaire français avec des réacteurs du même type. Plutôt que de faire appel à l'industrie en lui transférant des compétences, comme le CEA l'avait fait pour G2 et G3, EDF décide de construire ses propre réacteurs. Afin de faire baisser les coûts, chaque centrale est divisée en une multitude de lots soumis à des appels d'offres de façon à cantonner l'industrie au rôle de simple fournisseur. Le design proposé par le CEA, basé sur G2, est largement modifié pour optimiser la production d'électricité. Ainsi, les échangeurs de chaleurs sont placés à côté du réacteur, le caisson en béton précontraint enfermant le cœur est remplacé par un caisson en acier moins coûteux et la capacité de rechargement en marche est abandonnée[18]. Mais, alors que le chantier s’achève, la cuve se fissure le suite au choix d'un alliage métallique inadéquat. Cet incident entraîne trois ans de retards pour EDF1, qui ne sera en service qu'en juin 1963. Ce premier échec est le résultat des choix d'EDF, qui tente de faire baisser les coûts quitte à prendre des risques[19].

Pour atteindre au plus vite la compétitivité, l'entreprise nationale lance des prototypes de puissance croissante tous les 18 mois en tirant les leçons de la construction des précédents sans attendre qu'ils soient en service. Ainsi la construction des réacteurs successifs à la centrale nucléaire de Chinon, très différents les uns des autres, débute alors que le précédent n'est pas achevé[20]. Pour le prototype suivant, EDF propose en 1956 un réacteur de 100 MWe puis augmente le volume du cœur et la puissance à 167 MWe pour satisfaire les besoins en plutonium du CEA, ce qui n'est pas pour plaire au Commissariat car plus de puissance, donc un flux de neutrons plus intense, rendrait plus difficile l'extraction de plutonium de qualité militaire. Finalement, en 1958, le choix est arrêté pour un réacteur de 250 MWe qui ne sera exploité qu'à 175 MWe pour faciliter la production du précieux métal[21]. EDF2, deux fois plus coûteux (30 milliards de francs) mais trois fois plus puissant que son prédécesseur, emploi lui aussi un caisson en acier mais de forme cylindrique et non plus sphérique. Il diverge le mais n'est couplé au réseau qu'en mars de l’année suivante à cause de problèmes avec son échangeur de chaleur.

Le chantier d'EDF3 démarre début 1961 et réintroduit l'usage du béton précontraint pour le caisson mais avec un revêtement métallique calorifuge. Le même compromis que pour son prédécesseur limite la puissance annoncée d'EDF3, construit pour 500 MWe, à 375 MWe[22]. Tout en familiarisant EDF avec la technique le CEA conserve ainsi une marge de manœuvre. Quand EDF3 diverge, le , Chinon est alors la centrale nucléaire la plus puissante du monde[23] mais, le 10 octobre, une semaine avant la cérémonie d'inauguration, le réacteur doit être arrêté pendant dix mois car il faut remplacer ses détecteurs de rupture de gaine et ses échangeurs de chaleur. Par la suite sa puissance devra être limitée jusqu'en 1970. Ces revers sont un échec grave pour EDF et pour la politique d’indépendance nationale du président de Gaulle d'autant qu'ils retardent la livraison de plutonium militaire et donc le développement de la force de frappe[24]. La même année la dénomination EDF est abandonnée, les réacteurs deviennent Chinon-1, 2 et 3.

Saint-Laurent et Bugey[modifier | modifier le code]

Le CEA souhaitait baser l'avenir des UNGG sur un Chinon-3 (EDF3) progressivement amélioré qui permettrait de poursuivre un double usage du parc : civil et militaire. En effet, suite à une série d'accords signés au début des années 1960, EDF doit irradier une partie du combustible de ses réacteurs de Chinon selon des critères précis définis par le CEA qui lui rachète[25]. L’électricien, pour qui la compétitivité prime, ne l'entend pas de la sorte et engage un design radicalement différent devant augmenter la durée de vie et donc la période d'amortissement de ses futures centrales. Cette nouvelle conception s'exprime avec SL-1 (EDF4), dont le chantier débute alors que Chinon-1 (EDF1) entre tout juste en service. Le nouveau réacteur ne sera pas plus puissant que le précédent mais désormais ses échangeurs de chaleurs et ses soufflantes, faisant circuler le gaz carbonique, seront intégrés dans le caisson en béton précontraint directement sous le cœur en graphite, offrant une fiabilité et une sécurité accrue à l'ensemble[26]. Cette disposition particulière fait prendre aux UNGG la forme d'une tour de béton haute de plus de 50 mètres. SL-2 (EDF5) copie SL-1 pour former une première série homogène et permettre des économies d’échelles. À terme EDF souhaite que l'augmentation de la puissance se fasse par paliers, comme pour ses centrales thermiques. Pour simplifier son rôle de coordinateur, EDF rassemble des compétences pour former les grands lots : « chaudière nucléaire », « groupe turboalternateur » et « maîtrise d'ouvrage », comme pour ses centrales thermiques. Les entreprises peuvent ainsi se regrouper en consortium pour soumettre leurs offres et acquérir l’expérience requise pour exporter leurs produits[27].

Lorsque la construction de Bugey-1 commence en 1965 sa puissance n'est pas arrêtée. Ce réacteur devait être un nouveau prototype ouvrant la voie vers les 1 000 MWe de puissance pour concurrencer les réacteurs américains à eau légère, mais le combustible qui la permettrait, à âme de graphite, n'est pas encore au point. Après une année d’indécision qui retarde d'autant le chantier c'est finalement un réacteur de 540 MWe qui est construit, amélioré par un nouveau type de combustible de forme annulaire (INCA) développé à grand frais[28]. Bugey-1 serait la première d'une série de six centrales identiques. Mais alors que le chantier progresse, apparaissent les limites physiques de la technologie graphite-gaz[29].

Vandellòs[modifier | modifier le code]

À partir de 1967 un UNGG est construit sur le modèle de Saint Laurent-1 à Vandellos en Espagne. Il entre en fonction en 1972.

La fin des années 1960 sera marquée par une « guerre des filières » opposant deux visions du nucléaire : celle du CEA qui soutient une filière nationale civile et militaire utilisant l’uranium naturel et celle d’EDF qui recherche la technologie la plus compétitive pour une utilisation strictement civile[30].

L'industrie du nucléaire civile emploie plusieurs centaines de personnes en France, notamment au sein des entreprises :

Abandon de la filière[modifier | modifier le code]

« La filière UNGG est, depuis quelques années, considérée comme dépassée : elle n'a pratiquement pas de chance de l'emporter sur la filière concurrente : l'uranium enrichi. »

— André Decelle, directeur général d'EDF, juillet 1967.

Les deux premières tranches du premier palier de REP en construction derrière le réacteur UNGG, à la centrale du Bugey.

Alors qu'en décembre 1965 EDF prévoit encore de réaliser en UNGG l'ensemble du parc nucléaire français, cette perspective est remise en question par les déboires britanniques de la filière AGR et par le projet de Fessenheim. En juin 1964, le site alsacien avait été retenu pour développer un réacteur UNGG franco-allemand à la condition qu'il soit compétitif, or les études menées par RWE montrent dés 1965 que face aux réacteurs à eau légère cela ne serait pas le cas[32]. Le projet avec l'Allemagne prend fin mais le site de Fessenheim est conservé. Pour l’équiper, un appel d'offre est lancé en 1966 pour une chaudière nucléaire de 650 MWe puis de 800 MWe mais, après deux ans de tergiversations, aucun soumissionnaire ne propose une solution UNGG compétitive avec un marché international dominé par la technologie américaine[33]. Pendant ce temps les rapports Horowitz-Cabanius, remis fin janvier 1967, estiment le coût du kWh produit à 2,67 centimes de franc pour les centrales à eau légère contre 3,14 centimes pour les centrales UNGG. Dépourvu de fournisseurs et de débouchés en dehors de l'hexagone, la filière française ne saurait être rentable, comme le confirme le rapport de la commission PEON de mai 1969. Le , EDF propose, sans y croire, une ultime solution nationale pour Fessenheim : SL600, des réacteurs dérivés de ceux de Saint-Laurent-des-Eaux mais portés à 600 MWe grâce à l'emploi de cartouches de combustible à âme de graphite[34]. De son coté, pour sauver l'honneur, le CEA propose alors un réacteur à eau pressurisée (REP) français dérivé du réacteur naval PAT de Cadarache puis un réacteur à eau lourde plus économe en uranium naturel dont le prototype industriel vient d'entrer en service à Brennilis. Aucune de ces solutions n'est retenue car les industriels français sont réticents à l'idée de supporter les risques techniques et financiers liés au déploiement d'une technologie non prouvée; risques à la charge des industries américaines dans le cas des REP et REB[35].

Les UNGG ont longtemps été soutenus par Charles de Gaulle, qui voulait ainsi assurer à la France son indépendance énergétique et un rayonnement technologique dans le monde. Mais dans les derniers mois de sa présidence, mis au courant de l'inéluctabilité de l'abandon de la filière française après l'échec de Fessenheim, il se résigne à accepter la filière américaine à condition que l'uranium qu'elle consommera soit enrichi en Europe. En septembre 1969, Marcel Boiteux, directeur général d'EDF, déclare dans l'Express que son entreprise souhaite réaliser quelques centrales de type américain[36]. Et le 13 novembre, par décision interministérielle, le président Georges Pompidou choisit définitivement la filière américaine, pour des motifs économiques, mais aussi en raison d'un début de fusion du cœur de SL-1 un mois auparavant. Le CEA propose alors d'améliorer les REP américains pour les franciser rapidement, mais le projet « Champlain » restera théorique dans l'urgence de démarrer une filière après le premier choc pétrolier de 1973. Le CEA se tourne alors vers la maîtrise du cycle nucléaire avec le développement du combustible MOx et des surgénérateurs Phénix et Superphénix.

Arrêt des réacteurs[modifier | modifier le code]

Le premier UNGG et aussi le premier arrêté. Il est suivit par le premier réacteur EDF de la centrale nucléaire de Chinon (EDF1/Chinon-A1), arrêté le pour raison financière et converti en un musée qui ouvre au public le . Les réacteurs G2 et G3 sont arrêtés respectivement le et le pour des raisons d'usure[37]. La production de plutonium militaire est alors assurée par les réacteurs à eau lourde Célestin I et II, en service à Marcoule depuis 1967.

Au milieu des années 1970, les centrales nucléaires britanniques observent une oxydation accélérée de leurs pièces métalliques par le CO2 au delà de 360 °C. Pour ne pas dépasser cette température et ralentir la corrosion de l'acier, la puissance de tous les UNGG en service est limitée. Les UNGG de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux connaissent ces problèmes depuis leurs mise en service à cause d'un défaut de conception de leurs échangeurs de chaleur. Un autre problème, l'usure du graphite du cœur, est particulièrement prononcé à la centrale du Bugey du fait de sa pression de fonctionnement plus grande et de la puissance plus grande par canal de son combustible annulaire. Pour limiter la corrosion, Bugey-1 ne dépasse 470 MWe de puissance qu’exceptionnellement et à partir du du méthane est injecté dans son CO2 caloporteur, ce qui nécessite en contre-partie l'utilisation d'uranium faiblement enrichi à 0,76 % (U235)[38],[39].

Le second réacteur de Chinon (EDF2/Chinon-A2), ayant atteint ses 20 ans de durée de vie programmée, est stoppé le . Pour Chinon-A3, EDF commande en 1982 cinq bras articulés robotisés fait sur mesure par Hispano-Suiza pour le rénover, car la corrosion, malgré la réduction de la puissance d'opération, est plus grave qu'anticipée. Une maquette grandeur nature du réacteur est construite pour répéter les manœuvres. Le , Chinon-A3 est arrêté et la première phase de l'opération ISIS commence. Si EDF rénove l'un de ses plus vieux réacteur c'est parce-que le CEA à besoin de plutonium militaire pour construire une série de 400 armes à effets de radiation renforcés (bombes à neutrons) et il pourrait difficilement le faire depuis l'arrêt des réacteurs plutonigènes de Marcoule. Les réacteurs Célestins et Phénix dont le Commissariat dispose peuvent fournir le métal fissile mais pas en quantités suffisantes (environ 130 kilogrammes au total par an), alors que Chinon-A3 en fournirait à lui seul jusqu'à 240 kg par an[4]. Le réacteur est redémarré le puis arrêté de nouveau du à février 1989 pour une seconde campagne de réparations. La chute du mur de Berlin la même année, puis la fin de la guerre froide met fin aux programmes d'armement tactique et donc au besoin accru de plutonium. Chinon A3, prévu pour être arrêté en 1994, l'est dés le . Il aura été l'UNGG le plus longtemps en service[37].

Pour des raisons économiques, les deux réacteurs graphite-gaz de Saint-Laurent-des-Eaux sont stoppés les (EDF4/SL-1) et (EDF5/SL-2) après utilisation complète de leurs stocks de combustible[40]. Deux ans plus tard jour pour jour c'est au tour de celui du Bugey, clôturant 38 années de service du parc UNGG.

Déconstruction[modifier | modifier le code]

La déconstruction des centrales nucléaires UNGG générera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités de faible activité à vie longue[41], en particulier du carbone-14 de demi-vie supérieure à 5 000 ans.

En 2011, six réacteurs UNGG français sont en cours de déconstruction dans trois centrales : Bugey, Saint-Laurent-des-Eaux et Chinon. Selon l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN), ces installations de première génération devraient être déconstruites par EDF d’ici 2036[42]. En juin 2016, EDF annonce cependant vouloir bouleverser le calendrier en raison des difficultés techniques imposées par ces démantèlements, les délais pourraient être ainsi reportés jusqu'à l'année 2115[43].

Incidents et accidents[modifier | modifier le code]

Au moins deux accidents nucléaires ont eu lieu en France sur les réacteurs UNGG de la centrale nucléaire de Saint-Laurent, entraînant la fusion partielle du cœur de ses réacteurs :

Centrales de cette filière hors de France[modifier | modifier le code]

Technologies similaires[modifier | modifier le code]

Le Royaume-Uni a développé une technologie similaire, appelée Magnox, en service de 1956 à 2015. Par rapport à la technologie française, les barres de combustible Magnox étaient gainées d’un alliage magnésium-aluminium. Son successeur, l'Advanced Gas-cooled Reactor (AGR), toujours en service, emploi l'uranium enrichi comme combustible car ce dernier est gainé d'acier inoxydable pour supporter une température de fonctionnement plus élevée.

Les États-Unis ont également développé un réacteur expérimental graphite-gaz au laboratoire de Los Alamos appelé Ultra High Temperature Reactor Experiment (UHTREX) dans les années 1960. Ce réacteur utilisait de l’uranium enrichi comme combustible, et de l’hélium comme gaz caloporteur.

Les réacteurs de conception soviétique RBMK (comme ceux de la centrale de Tchernobyl), en service depuis 1974, utilisent également le graphite comme modérateur, mais nécessitent de l’uranium légèrement enrichi car ils sont refroidis par de l’eau légère bouillante.

Références[modifier | modifier le code]

  1. Commissariat à l’énergie atomique, Marcoule : les réacteurs plutonigènes G1, G2 et G3 (lire en ligne)
  2. Dänzer-Kantof 2013, p. 95
  3. a, b, c et d Ludivine Vendé, Comportement des déchets graphite en situation de stockage : relâchement et répartition des espèces organiques et inorganiques du carbone 14 et du tritium en milieu alcalin, , 184 p. (lire en ligne)
  4. a et b Jacqueline Denis-Lempereur et Olivier Postel-Vinay, « À Chinon, EDF prépare la bombe à neutrons ? », Science & Vie, no 826,‎ , p. 65-73 (lire en ligne)
  5. Hecht 1998, p. 84
  6. Roger Martin et Roland Roche, Étude de structures nouvelles adaptées aux réacteurs graphite-gaz et eau lourde-gaz, CEA, , 20 p. (lire en ligne)
  7. Jean Bourgeois et Boris Saitcevsky, Développement des réacteurs a graphite et uranium naturel, CEA, , 28 p. (lire en ligne)
  8. C. Leduc et J. P. Roux, Les centrales nucléaires de puissance du programme Français, CEA, , 29 p. (lire en ligne)
  9. M. G. Douillet, « Auscultation des caissons d’Électricité de France pendant leur exploitation », International Working Group on High-Temperature Reactors,‎ , p. 176-183 (lire en ligne)
  10. Hecht 1998, p. 69
  11. Michel Rapin, CEA, « Historique des grandes décisions concernant le cycle du combustible nucléaire en France. », Conférence sur l’évolution comparative du cycle du combustible en France et en RFA,‎ (lire en ligne)
  12. Weart 1980, p. 338
  13. Hecht 1998, p. 62
  14. Hecht 1998, p. 63
  15. Rémy Carle, « La divergence de G1 », Recueil des Commémorations nationales 2006,‎ (lire en ligne)
  16. Hecht 1998, p. 64
  17. Hecht 1998, p. 76
  18. Hecht 1998, p. 82-83
  19. Dänzer-Kantof 2013, p. 97-98
  20. Dänzer-Kantof 2013, p. 98-99
  21. Hecht 2004, p. 84-88
  22. Hecht 2004, p. 89;95
  23. Dänzer-Kantof 2013, p. 100
  24. Dänzer-Kantof 2013, p. 148-149
  25. Dänzer-Kantof 2013, p. 117-118
  26. Hecht 1998, p. 119-120
  27. Hecht 2004, p. 118-120
  28. Dänzer-Kantof 2013, p. 164-165
  29. Dänzer-Kantof 2013, p. 102-103
  30. Dänzer-Kantof 2013, p. 139
  31. Le pari nucléaire français, histoire politique des décisions cruciales, par Lionel Taccoen, Editions L'Harmattan (1 novembre 2003)
  32. Dänzer-Kantof 2013, p. 143-146
  33. Dänzer-Kantof 2013, p. 122-123
  34. Dänzer-Kantof 2013, p. 165
  35. Hecht 2004, p. 376-377
  36. L'Express, 1er septembre 1969
  37. a et b (en) D. Bastien, « French Activities on Gas Cooled Reactors », Technical committee meeting on design and development of gas cooled reactors with closed cycle gas turbines,‎ , p. 51-53 (lire en ligne)
  38. (en) Y. Berthion, « Technical Evolution and Operation of French CO2 Cooled Reactors (UNGG) », Gas-Cooled Reactors and their Applications,‎ 20-23 octobre 1986, p. 53-59 (lire en ligne)
  39. (en) A. Petit et M. Brié, « Graphite Stack Corrosion of Bugey-1 Reactor (Synthesis) », Specialists meeting on graphite moderator lifecycle behaviour,‎ , p. 167-180 (lire en ligne)
  40. (en) D. Bastien, « Status of the French GCR Programmes », Meeting of the International Working Group on Gas Cooled Reactors,‎ , p. 43-45 (lire en ligne)
  41. http://www.ipnl.in2p3.fr/spip.php?article1389
  42. « Quels problèmes pose le démantèlement des centrales nucléaires ? », France Culture,‎ (lire en ligne)
  43. « Nucléaire : l'ASN juge "inacceptable" le calendrier de démantèlement d'EDF », sur RTL.fr (consulté le 14 juin 2016)

Bibliographie[modifier | modifier le code]

  • Boris Dänzer-Kantof et Félix Torres, L’Énergie de la France. De Zoé aux EPR, l’histoire du programme nucléaire, Éditions François Bourin, , 703 p. (ISBN 978-2-84941-213-8). 
  • Gabrielle Hecht, Le rayonnement de la France, Éditions La Découverte, , 455 p. (ISBN 978-2-35480-138-0). 
  • (en) Gabrielle Hecht, The Radiance of France: Nuclear Power and National Identity after World War II, The MIT Press, , 496 p. (ISBN 978-0-262-58281-0, lire en ligne). .
  • Spencer R. Weart, La grande aventure des atomistes français : Les savants au pouvoir, Fayard, , 394 p. (ISBN 2213006393, EAN 9782213006390). 

Liens externes[modifier | modifier le code]