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19.7: Électricité nucléaire
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TRANSCRIPTION

19.7: Électricité nucléaire

Des réactions de fission nucléaire contrôlées sont utilisées pour produire de l'électricité. Tout réacteur nucléaire produisant de l'énergie via la fission d'uranium ou de plutonium par un bombardement de neutrons a six composants : le combustible nucléaire constitué de matière fissile, un modérateur nucléaire, une source de neutrons, des barres de contrôle, le liquide de refroidissement du réacteur, et un système de protection et de confinement.

Combustibles nucléaires

Le combustible nucléaire se compose d'un isotope fissile, tel que l'uranium 235, qui doit être présent en quantité suffisante pour fournir une réaction en chaîne autosuffisante. Dans la plupart des réacteurs à eau pressurisée, chaque assemblage de combustible se compose de barres de combustible contenant de nombreuses pastilles d'uranium enrichi (généralement UO2) de la taille d'un dé à coudre, avec un revêtement en céramique. Les réacteurs nucléaires modernes peuvent contenir jusqu'à 10 millions de pastilles de combustible.

L'uranium 235 est un combustible utile car il produit en moyenne plus d'un neutron par fission, mais son abondance naturelle est d'environ 0,7 pour cent en poids. La plupart des réacteurs nucléaires exigent que leur combustible soit enrichi en poids d'au moins 3 à 5 pour cent d'uranium 235.

Modérateurs nucléaires

Les neutrons produits par les réactions nucléaires se déplacent trop rapidement pour provoquer une fission fiable de l'U-235. Ils doivent d'abord être ralentis pour être absorbés par le combustible et produire des réactions nucléaires supplémentaires. Un modérateur nucléaire est une substance qui ralentit les neutrons à une vitesse suffisamment basse pour provoquer la fission. Les premiers réacteurs ont utilisé du graphite de haute pureté comme modérateur. Les réacteurs modernes utilisent généralement de l'eau lourde ou de l'eau légère comme modérateurs.

Comme les neutrons ont une taille similaire à celle des noyaux d'hydrogène, lorsqu'ils heurtent les atomes d'hydrogène dans les molécules d'eau, ils perdent une quantité importante d'énergie cinétique. L'eau lourde est un meilleur modérateur, car le deutérium a déjà un neutron et il est peu probable qu'il absorbe un autre neutron comme l'hydrogène 1 le fera parfois. Les modérateurs comme l'eau et le graphite fonctionnent également comme un réflecteur de neutrons pour maintenir les neutrons dans le cœur dans une distribution uniforme.

Source de neutrons

Bien que la fission de l'uranium 238 et de l'uranium 235 soit spontanée, le processus est imprévisible et ces sources intrinsèques produisent très peu de neutrons. Ainsi, un réacteur nécessite un émetteur de neutrons pour initier la réaction en chaîne de fission. Une source de neutrons comme le béryllium 9 couplée à un émetteur alpha comme l'américium 249 ou le plutonium 239 est installée dans un réacteur afin de produire des neutrons pour l'initiation de la réaction en chaîne.

Barres de contrôle

Le niveau de puissance du réacteur est décrit par le facteur de multiplication des neutrons, indiqué par k. Il s'agit du rapport entre le nombre de neutrons produits par fission en une génération et le nombre de neutrons produits par fission dans la génération précédente.

Lorsque k est inférieur à 1, le réacteur est sous-critique et la production d'énergie diminue ; lorsque k est égal à 1, le réacteur est critique et la production d'énergie est stable ; et lorsque k est supérieur à 1, le réacteur est supercritique et la production d'énergie augmente.

Les réacteurs nucléaires utilisent des barres de contrôle pour contrôler le taux de fission du combustible nucléaire en ajustant le nombre de neutrons lents présents afin de maintenir la vitesse de la réaction en chaîne à un niveau sécurisé. Les barres de contrôle sont faites de bore, de cadmium, de hafnium ou d'autres éléments capables d'absorber les neutrons.

Lorsque les ensembles de barres de contrôle sont insérées dans l'élément de combustible au cœur du réacteur, elles absorbent une plus grande fraction des neutrons lents, ce qui ralentit la vitesse de la réaction de fission et diminue la puissance produite. À l'inverse, si les barres de contrôle sont retirées, moins de neutrons sont absorbés et la vitesse de fission ainsi que la production d'énergie augmentent. En cas d'urgence, la réaction en chaîne peut être arrêtée en insérant complètement toutes les barres de contrôle dans le cœur nucléaire entre les barres de combustible.

Liquides de refroidissement du réacteur

Dans un réacteur à eau pressurisée, le liquide de refroidissement du réacteur est utilisé pour transporter la chaleur produite par la réaction de fission vers une chaudière et une turbine externes, où elle est transformée en électricité. Deux boucles de liquide de refroidissement échangeant la chaleur sont souvent utilisées pour empêcher le transfert du liquide de refroidissement contaminé vers la turbine à vapeur et la tour de refroidissement. Le plus souvent, l'eau est utilisée comme liquide de refroidissement. Les autres liquides de refroidissement des réacteurs spécialisés comprennent le sodium fondu, le plomb, un mélange plomb–bismuth ou des sels fondus. Une grande tour de refroidissement hyperboloïde condense la vapeur dans le circuit de refroidissement secondaire et est souvent située à une certaine distance du réacteur réel.

Système de protection et de confinement

Les réacteurs à eau pressurisée sont équipés d'un système de confinement (ou bouclier) qui se compose généralement de trois parties : (i) une couche en acier de 3 à 20 centimètres d'épaisseur ; le modérateur à l'intérieur de la couche absorbe une grande partie du rayonnement de neutrons produit par le réacteur ; (ii) un bouclier principal de 1 à 3 mètres de béton à haute densité qui absorbe les rayons γ et les rayons X ; (iii) un blindage supplémentaire pour absorber les rayonnements incidents des processus de blindage de (i) et (ii). En outre, les réacteurs à eau pressurisée sont souvent recouverts d'un dôme en acier ou en béton conçu pour contenir toute matière radioactive susceptible d'être libérée par un accident de réacteur.

Ce texte est adapté de  Openstax, Chimie 2e, Section 21.4 : Transmutation et énergie nucléaire.

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