Centrale nucléaire à eau pressurisée (REP / PWR)

Réaction clé

Conditions opératoires

Température

280-320°C

Pression

155bar

Catalyseur

U-235 enrichi (3-5 %), modérateur H₂O, contrôle B/Cd

Phase

liquid

Schéma de fonctionnement

Comment ça marche

Composants clés

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

• Enceinte de confinement

  Dernière barrière de sûreté — confine la radioactivité même en cas de rupture du circuit primaire ou de fusion partielle du cœur.

  Bâtiment cylindrique en béton précontraint (~1 m d'épaisseur), souvent doublé d'une peau métallique étanche. Dimensionné pour résister à une surpression interne (~5 bar), à une chute d'avion et à des séismes. Sur les EPR (gen III+), une double enceinte avec espace ventilé en dépression assure une étanchéité quasi-totale.

  Béton précontraint ~1 m · résiste 5 bar interne · double peau (EPR)

• Cuve réacteur

  Contient le cœur (assemblages combustibles + barres de contrôle) immergé dans l'eau primaire pressurisée.

  Cylindre d'acier forgé monobloc, fond bombé, ~12 m de haut, ~4-5 m de diamètre, parois de 20-25 cm. Pressurisée à 155 bar pour empêcher l'eau de bouillir à 320 °C. Les neutrons sortants sont absorbés par une cuve revêtue intérieurement d'acier inoxydable. La cuve est l'élément non-remplaçable qui définit la durée de vie du réacteur (40-80 ans).

  Acier forgé · 155 bar · 320 °C · 12 m × 4-5 m · paroi 20-25 cm

  Voir aussi :uo2h2ofe

• Assemblages combustibles UO₂

  Siège de la fission nucléaire — l'énergie de chaque ²³⁵U fissionné devient la chaleur du fluide primaire.

  Pastilles céramiques d'UO₂ (Ø 8-9 mm × 10 mm de haut) frittées et empilées dans des gaines en alliage de zirconium (Zircaloy ou M5™), formant des crayons de ~4 m. ~250 crayons par assemblage, ~150-200 assemblages par cœur. L'enrichissement en ²³⁵U est de 3-5 % (vs 0,72 % naturel). Chaque fission libère ~200 MeV — soit ~80 GJ par gramme d'²³⁵U fissionné.

  Pastilles UO₂ Ø 8 mm · gaine zirconium · enrichissement ²³⁵U 3-5 %

  Voir aussi :uo2u

• Barres de contrôle

  Régulent la puissance et arrêtent la réaction en chaîne en absorbant les neutrons libres.

  Barres en alliage Ag-In-Cd (80 % Ag, 15 % In, 5 % Cd) ou en B₄C, descendues entre les crayons combustibles depuis le haut de la cuve. Le bore et le cadmium ont une énorme section efficace de capture des neutrons thermiques. Insertion totale en cas d'arrêt d'urgence (« scram ») : ~2 secondes. La régulation fine de la puissance se fait aussi via le bore soluble dans l'eau primaire (~600 ppm en début de cycle).

  Ag-In-Cd ou B₄C · scram en ~2 s · bore soluble 0-1500 ppm

  Voir aussi :bcdagin

• Générateur de vapeur (GV)

  Échangeur de chaleur entre le circuit primaire (radioactif) et le circuit secondaire (eau propre vaporisée).

  Cylindre vertical (~21 m de haut, ~5 m de diamètre) contenant ~5500 tubes en U en alliage Inconel 690 (résistant à la corrosion sous tension). L'eau primaire à 320 °C circule à l'intérieur des tubes, l'eau secondaire à 70 bar les baigne par l'extérieur et bout à 285 °C. Surface d'échange ~7000 m². Chaque PWR en a 3 ou 4 — leur intégrité est critique : une fuite tube est l'incident le plus surveillé du parc.

  Inconel 690 · ~5500 tubes en U · ~7000 m² · 70 bar / 285 °C secondaire

  Voir aussi :h2ofenicr

• Pressuriseur

  Maintient la pression du circuit primaire à 155 bar pour empêcher l'eau de bouillir à 320 °C.

  Cuve verticale partiellement remplie d'eau, surmontée d'un coussin de vapeur (équilibre liquide/vapeur saturée à 345 °C / 155 bar). Une dilatation du fluide primaire chauffé fait monter le niveau d'eau et compresse la vapeur — la pression augmente. Des chauffages électriques en bas et des pulvérisateurs d'eau froide en haut permettent un contrôle fin (±2 bar). Si la pression dérive trop, des soupapes de sûreté évacuent la vapeur vers un réservoir de décharge.

  155 bar · 345 °C · chauffages électriques + spray · soupapes sûreté

• Turbine-alternateur

  Convertit l'énergie cinétique de la vapeur en électricité (~37 % de rendement net).

  Turbine à vapeur multi-corps (HP + 2 ou 3 BP) tournant à 1500 ou 3000 tr/min, accouplée à un alternateur synchrone refroidi à l'hydrogène. Pour un PWR de 1300 MWe, la turbine consomme ~6500 t/h de vapeur. Le rendement de Carnot limite à ~40 % (vapeur saturée à 285 °C, source froide à 25 °C) — d'où l'importance d'une bonne source froide. C'est la partie « classique » du procédé, identique à une centrale au gaz ou au charbon.

  HP + LP · 1500-3000 tr/min · ~6500 t/h vapeur · rendement net ~37 %

• Condenseur tertiaire

  Condense la vapeur sortie de turbine en boucle fermée pour la renvoyer au générateur de vapeur.

  Échangeur immense (~30 000 m² de tubes laiton ou titane) refroidi par eau de rivière, eau de mer ou eau d'aéroréfrigérant. Le vide créé par la condensation (~50 mbar absolu) augmente le rendement de la turbine. Une centrale 1300 MWe rejette typiquement 2000 MW de chaleur résiduelle dans le circuit tertiaire — d'où les célèbres panaches blancs des aéroréfrigérants (vapeur d'eau pure, pas de radioactivité).

  ~30 000 m² · vide ~50 mbar · ~2000 MW chaleur rejetée · panache = vapeur pure

  Voir aussi :h2o

Principes physico-chimiques

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

• Fission nucléaire en chaîne contrôlée

  Un neutron thermique frappe un noyau d'²³⁵U → fission en deux fragments + 2 ou 3 neutrons + ~200 MeV. Si chaque fission produit en moyenne exactement 1 neutron qui provoque une autre fission (k_eff = 1), le réacteur est critique : la puissance reste constante. Au-dessus, la puissance grimpe ; en dessous, elle décroît. Toute la régulation consiste à maintenir k_eff au voisinage de 1 via les barres de contrôle et le bore soluble.

  ²³⁵U + n → ¹⁴¹Ba + ⁹²Kr + 3 n + ~200 MeV
  S'applique aux composants :combustible-uo2barres-controle

• Modération neutronique par l'eau

  Les neutrons issus de la fission sont rapides (~2 MeV) et trop énergétiques pour fissionner efficacement ²³⁵U. L'eau les ralentit par chocs élastiques avec les protons d'H₂O — typiquement 18-20 collisions pour passer à ~0,025 eV (vitesse thermique). À cette énergie, la section efficace de fission de ²³⁵U est ~580 barns, contre ~1 barn pour les neutrons rapides. C'est pourquoi un PWR a besoin d'eau au cœur — sans elle, la réaction s'éteint.

  n_rapide + H_eau → n_thermique (~0,025 eV)
  S'applique aux composants :cuve-reacteurcombustible-uo2

• Transport de chaleur biphasique et cycle de Rankine

  L'eau primaire reste liquide à 320 °C grâce aux 155 bar, transporte la chaleur vers le GV. L'eau secondaire à 70 bar y bout à 285 °C, devient vapeur surchauffée, détend dans la turbine en cédant son énergie cinétique, puis est recondensée dans le condenseur. C'est un cycle de Rankine classique — exactement le même qu'une centrale au charbon, sauf que la source de chaleur est nucléaire.

  η_Carnot ≈ 1 − T_froide / T_chaude ≈ 40 % théo · ~37 % réel
  S'applique aux composants :cuve-reacteurgenerateur-vapeurturbine-alternateurcondenseur-tertiaire

Composés impliqués

Génération IV, SMR et fermeture du cycle

• SMR (Small Modular Reactors) : réacteurs ~300 MWe préfabriqués (NuScale, Rolls-Royce SMR, NUWARD)
• EPR (gen III+) : récupérateur de corium, redondance quadruplée, double enceinte (Flamanville 3, Hinkley Point C)
• Combustible MOX : recyclage du Pu issu du retraitement (jusqu'à 30 % du cœur en France)
• Combustible ATF (Accident Tolerant Fuel) : gainages SiC ou revêtements Cr pour ralentir l'oxydation en cas d'accident
• Surveillance des cuves par éprouvettes témoins pour prolonger l'exploitation à 60-80 ans
• Réacteurs de IV génération (sels fondus, gaz à haute température, métal liquide) — démonstrateurs en cours

Procédés similaires ou concurrents

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

• centrale-bwr

  Réacteur à eau bouillante : l'eau bout directement dans la cuve (~70 bar). Une seule boucle, pas de générateur de vapeur — plus simple mais la vapeur qui entraîne la turbine est radioactive.

• centrale-candu

  Réacteur canadien à eau lourde (D₂O) : peut utiliser de l'uranium naturel non enrichi grâce à l'absorption neutronique très faible de D₂O. Rechargement en marche.

• epr

  Évolution gen III+ du REP français/allemand : 1600-1700 MWe, sécurités passives, durée de vie 60+ ans (Flamanville 3, Olkiluoto 3, Hinkley Point C).

• reacteur-sels-fondus

  Réacteur à sels fondus (gen IV) : combustible dissous dans des sels de fluorures liquides à 700 °C — sûreté intrinsèque, rendement supérieur, déchets réduits. Démonstrateurs en cours (TerraPower, Copenhagen Atomics).

Histoire et découverte