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Énergie nucléaireHaute pressionHaute températureÉchelle industrielle

Réacteur à eau bouillante (BWR)

Filière nucléaire à cycle direct : l'eau du cœur bout à 285 °C / 70 bar pour produire directement la vapeur qui entraîne la turbine, sans circuit secondaire. ~70 réacteurs en service (~25 % du parc mondial), principalement aux États-Unis, au Japon et en Suède.

Production d'électricité par fission ou fusion

Réaction clé

²³⁵U + n → fragments + 2-3 n + ~200 MeV ; eau saturée à 285 °C / 70 bar entraîne directement la turbine

Conditions opératoires

Température
285°C
Pression
70bar
Catalyseur
Aucun (réaction nucléaire)
Phase
two-phase (water + steam)

Schéma de fonctionnement

Schéma à venir

Comment ça marche

Le réacteur à eau bouillante est l'alternative architecturale principale au PWR (REP). Conçu par General Electric à partir de 1955, il a été promu comme une simplification : en faisant directement bouillir l'eau dans le cœur plutôt que de la maintenir liquide sous pression et de transférer la chaleur à un circuit secondaire, on supprime les générateurs de vapeur, les pressuriseurs et tout le circuit secondaire. Le résultat est un système plus compact et théoriquement moins coûteux à construire. La contrepartie est lourde : la vapeur qui entraîne la turbine est légèrement radioactive (activation de ¹⁶N en ¹⁶O à courte demi-vie, traces de tritium et de produits de corrosion). La salle des machines doit donc être en zone contrôlée — ce qui n'est pas le cas pour un PWR. La pression de fonctionnement est aussi plus faible (70 bar vs 155 bar pour le PWR), ce qui limite le rendement thermodynamique à ~33 % contre ~36 % pour le PWR. La sécurité passive est un autre enjeu : la séparation et le séchage de la vapeur se font directement au-dessus du cœur, dans la cuve, ce qui complexifie la conception. La catastrophe de Fukushima Daiichi en mars 2011 a marqué l'histoire de la filière. Les six réacteurs étaient des BWR Mark I, conçus dans les années 1960, dont la piscine de combustible est située au-dessus du cœur dans le bâtiment réacteur. La perte simultanée du réseau électrique et des diesels de secours après le tsunami a entraîné la fusion partielle de trois cœurs et des explosions hydrogène (radiolyse de l'eau et oxydation du gaine zirconium au-delà de 1200 °C). Les conceptions modernes (ESBWR, ABWR Gen III+) intègrent désormais des systèmes de refroidissement passifs (convection naturelle, réservoirs gravitaires de plusieurs jours d'autonomie) qui visent à éliminer ce mode de défaillance. Les SMR à eau bouillante (BWRX-300 de GE Hitachi, NuScale Power) prolongent cette démarche en miniaturisation.

Composants clés

Le rôle de chaque pièce maîtresse, et les éléments / composés qu'elle met en jeu.

  • Cuve sous pression du BWR

    Contient le cœur, le séparateur de vapeur et le sécheur — toute la chaîne thermohydraulique tient dans une seule enveloppe.

    Cuve cylindrique en acier ferritique d'environ 21 m de haut et 6 m de diamètre, plus haute qu'une cuve PWR (15 m) parce qu'elle accueille la séparation et le séchage internes de la vapeur. Pression de service 70 bar, température 285 °C. L'épaisseur de paroi (~150 mm) est moindre qu'en PWR grâce à la pression plus basse — un atout économique de la filière.

    21 m × 6 m · 70 bar · 285 °C · acier ferritique

  • Cœur de combustible UO₂

    Soutient la fission contrôlée du ²³⁵U et fait bouillir l'eau de refroidissement.

    ~600 à 800 assemblages de combustible (selon la taille du réacteur), chacun composé de 92 crayons d'UO₂ enrichi à 3-5 % en ²³⁵U dans une gaine en zircaloy. Les barres de contrôle (B₄C ou Ag-In-Cd) sont insérées par le bas — particularité du BWR — parce que le sommet est occupé par les séparateurs de vapeur. Le cycle de combustible dure typiquement 18 à 24 mois avant rechargement.

    600-800 assemblages · UO₂ enrichi 3-5 % · gaine zircaloy

    Voir aussi :uo2
  • Séparateur et sécheur de vapeur

    Sépare la vapeur des gouttelettes d'eau pour livrer une vapeur sèche à la turbine.

    Au-dessus du cœur, le mélange eau/vapeur traverse d'abord ~250 cyclones (centrifugation), puis un sécheur à plaques chevronnes. La vapeur en sortie contient moins de 0,1 % d'humidité, condition nécessaire pour ne pas éroder les aubes de la turbine. L'eau séparée retombe au cœur via une chemise de descente — c'est la convection naturelle du circuit primaire.

    ~250 cyclones · sécheur chevronnes · humidité < 0,1 %

  • Pompes à jet de recirculation

    Modulent le débit du cœur sans pièces mobiles à l'intérieur de la cuve.

    Particularité élégante du BWR : 16 à 24 pompes à jet (sans rotor) à l'intérieur de la cuve, alimentées par 2 boucles externes de recirculation. Faire varier leur débit modifie le taux de vide en sortie de cœur, ce qui constitue un levier de régulation rapide de la puissance (sans bouger les barres de contrôle). Les BWR/4 et /6 utilisent ce principe ; les ABWR le remplacent par des pompes internes étanches (RIP).

    16-24 pompes à jet · 2 boucles externes · régulation par débit

  • Enceinte de confinement Mark I/II/III

    Confine la radioactivité en cas d'accident, avec piscine de suppression de pression.

    Conception emblématique : un puits sec en forme de poire (drywell) qui héberge la cuve, relié par des tubes plongeurs à un torus partiellement rempli d'eau (wetwell). En cas de fuite de vapeur, la vapeur traverse le wetwell qui la condense — la pression interne est limitée. Le Mark I (Fukushima) est compact mais a peu de volume libre, le Mark II et III agrandissent l'enceinte. Les BWR récents (ABWR, ESBWR) utilisent une enceinte cylindrique plus simple.

    Drywell + wetwell · suppression pression vapeur · Mark I/II/III · cylindrique sur Gen III+

Principes physico-chimiques

Les lois fondamentales qui rendent ce procédé possible — et les contraintes qu'elles imposent.

  • Cycle direct vapeur — simplicité contre radioprotection

    Là où le PWR sépare le circuit primaire (radioactif, sous pression) du circuit secondaire (propre) via un générateur de vapeur, le BWR utilise une seule eau qui traverse cœur, turbine et condenseur. C'est plus simple thermohydrauliquement, moins cher en investissement initial, mais oblige à classer toute la salle des machines en zone contrôlée à cause de la radioactivité résiduelle de la vapeur (¹⁶N principalement, demi-vie 7,1 s — la radioactivité disparaît rapidement à l'arrêt).

    Une seule boucle eau-vapeur · ¹⁶O(n,p)¹⁶N en cœur
    S'applique aux composants :cuve-bwrseparateur-vapeur
  • Coefficient de vide négatif (sécurité passive)

    Plus l'eau bout dans le cœur, plus la fraction de vapeur (vide) augmente, plus la modération neutronique diminue (la vapeur est ~1000× moins dense que l'eau liquide). Moins de modération = moins de fissions thermiques = moins de puissance. Cette boucle de rétroaction est intrinsèquement stabilisatrice : un emballement local s'auto-éteint. C'est l'un des avantages clés de la filière par rapport aux réacteurs RBMK soviétiques (à coefficient positif, à l'origine de Tchernobyl).

    α_void < 0 → P diminue quand fraction vapeur augmente

Composés impliqués

Applications principales

  • Production d'électricité de base95 %
  • Production de chaleur industrielle (rare)5 %

Héritage Fukushima et passage au passif

La filière BWR a payé le plus lourd tribut nucléaire civil de l'histoire à Fukushima Daiichi (2011) : trois fusions partielles, ~470 000 personnes évacuées, coûts supérieurs à 200 milliards USD. La leçon principale concerne l'autonomie en cas de perte totale de l'alimentation électrique externe (« station blackout ») : les nouveaux ESBWR et ABWR Gen III+ intègrent des systèmes de refroidissement passifs avec ~72 h d'autonomie sans intervention humaine, des recombineurs catalytiques d'hydrogène pour éviter les explosions de zirconium-eau, et des récupérateurs de corium en cas de fusion. Le SMR BWRX-300 (300 MWe), prévu pour 2028, vise à réduire le coût d'investissement de 40 % par rapport aux ABWR.
  • Refroidissement passif gravitaire (~72 h sans alimentation)
  • Recombineurs catalytiques d'hydrogène (passive autocatalytic)
  • Récupérateurs de corium (core catcher)
  • Pompes internes étanches (RIP) à la place des pompes à jet (ABWR)
  • BWRX-300 — SMR de 300 MWe en cycle direct simplifié

Procédés similaires ou concurrents

Procédés industriels apparentés — autre voie chimique, autre filière technologique.

  • centrale-pwr

    Filière concurrente dominante (~70 % du parc mondial) ; cycle indirect avec circuit secondaire séparé du cœur — turbine non radioactive.

  • candu

    Réacteur canadien à eau lourde et uranium naturel — pas besoin d'enrichissement, mais infrastructure plus complexe.

  • molten-salt-reactor

    Réacteur à sel fondu (Gen IV) : combustible dissous dans un sel liquide à pression atmosphérique, sécurité passive intrinsèque. Encore au stade démonstrateur.

Histoire et découverte

Année de découverte1955
Première mise en service industrielle1960
General Electric (Samuel Untermyer II et al.)· États-Unis
Sources
  • AIEA — Boiling Water Reactor Simulator (training material)
  • Lamarsh, J. — Introduction to Nuclear Engineering
  • GE Hitachi — ABWR / ESBWR Design Control Documents
  • TEPCO — Fukushima Daiichi Investigation Final Report (2012)
  • OECD/NEA — Nuclear Energy Data 2024
Procédés