MATGEN-IV Cargèse, Sept.-Oct. 2007 Une réaction en chaîne et son contrôle, ou la vie d’un réacteur nucléaire Jean-Marc Cavedon Dr ès sciences Directeur du département Energie Nucléaire et Sûreté, Institut fédéral Paul-Scherrer (PSI) 4 mai 2009

Fission, le dessin 1 neutron thermique + 1 noyau fissile -> 2 fragments de fission inégaux + 2-3 neutrons rapides

Franchir la barrière de fission: un investissement qui rapporte jusqu’à 8 milliards de fois sa mise quelques MeV Barrière à franchir pour l’uranium ~ 5 Millions d’eV Pour l’uranium-235: 1/40 d’eV suffit à franchir la barrière Energie restituée 200 Millions d’eV 200 MeV Krane_481 3

Produits de fission = déchets 4

Radioactivité des produits de fission et actinides mineurs Quelques produits de fission (Cs-137, Sr-90) dominent les premiers siècles Les actinides mineurs (Am, Np) dominent pendant des centaines de milliers d’années Quelques produits de fission dominent au long terme (Cs-135, I-129, Se-79…) 5

La réaction en chaîne, le dessin 6

Réaction en chaîne contrôlée, le dessin 7

Sections efficaces U-235(n,f) et Pu-239(n,f) ? ? Australia uranium 8

formule des 4 facteurs k∞∞ = hepf Combustible = noyau lourd Moderateur = noyau léger MODERATOR

Contrôle de la réaction en chaîne f p h 1 000 neutrons absorbés 1 000 neutrons produits e 10

Réacteur = isotope fissile + neutrons + modérateur Réacteur = isotope fissile + neutrons + modérateur + caloporteur + matériaux + systèmes de sûreté Combustible : contient l’isotope fissile et d’autres Neutrons : induisent la fission lorsqu’ils sont capturés Modérateur : ralentit les neutrons Caloporteur : fluide circulant et évacuant la chaleur produite Matériaux: gaines de combustible, supports internes, cuve étanche Systèmes de sûreté : contrôlent les conditions anormales et limitent les conséquences d’accidents graves éventuels

Filières de réacteurs : choix possibles 45360 ! Fissile element Fertile element Neutron energy Fuel mix Coolant Moderator Fuel form Barriers U-235 U-238 Thermal U natural H2O pressurized or boiling H2O Pellets in rods Fuel in pebble/matrix U-233 Th-232 Fast 3% U-235 D2O Pellets in plates Fuel element + cladding Pu-239 + Spallation U + Pu MOX CO2 gas Graphite Pebbles in beds F+C+ pressure vessel/tube He gas none Spheres in matrix F+C+PV + concrete shell Na liquid metal F+C+PV+CS + steel liner Pb or Pb/Bi liquid metal F+C+PV+CS+SL + core catcher Molten salt 3 x 2 x 3 x 3 x 7 x 5 x 4 x 6

Filières actuelles et prochaines : 2x2 choix Fissile element Fertile element Neutron energy Fuel mix Coolant Moderator Fuel form Barriers U-235 U-238 Thermal U natural H2O pressurized or boiling H2O Pellets in rods Fuel in pebble/matrix U-233 Th-232 Fast 3% U-235 D2O Pellets in plates Fuel element + cladding Pu-239 + Spallation U + Pu MOX CO2 gas Graphite Pebbles in beds F+C+ pressure vessel/tube He gas none Spheres in matrix F+C+PV + concrete shell Na liquid metal F+C+PV+CS + steel liner Pb or Pb/Bi liquid metal F+C+PV+CS+SL + core catcher Molten salt 1 x 1 x 1 x 2 x 1 x 1 x 1 x 2

Principaux types de réacteurs en service à ce jour Fuel Moderator Coolant PWR Pressurized Water Reactor or WWER (Russia) U enriched 3% U-235 Pressurized water 155 bar BWR Boiling Water reactor Boiling water 70 bar CANDU U natural Heavy water Pressurized heavy water RBMK U enriched 1.8% U-235 graphite Boiling water 14

Reactors operating worldwide (end 2005) Acronym Coolant + moderator Power GWe Units connected PWR Pressurized water 205 214 BWR Boiling water 78 89 WWER 36 53 PHWR Pressurized heavy water 21 41 LWGR Water + graphite 11 16 AGR Gas + graphite 8 14 Others 9 Total 368 441

Réacteur à Eau sous Pression

Principe du réacteur nucléaire Containment Turbine Generator Cooling tower Fuel Condensator Cooling water Coolant Pump Reactor pressure vessel Pump

Stabilité et contrôle L’existence de neutrons retardés (fractions de seconde) suffit à donner le temps d’agir à des éléments mécaniques, comme le déplacement de barres Boucles de rétroaction naturelles liées à la température Décalage de résonances par effet Doppler Variations de densité du modérateur Boucles de rétroaction par construction

Neutron retardé : exemple du 93Rb 6 s Neutron retardé : exemple du 93Rb n More than 99% of the neutrons are emitted with the fission fragments (prompt neutrons) The rest is emitted after a beta decay, that may delay the neutron by seconds This delay is essential to give time for a mechanical control of reactivity : moving control bars

Effet Doppler dans le combustible : toujours stabilisant If T increases in fuel, the absorbing resonances are broadened by  Doppler  effect (increased dispersion of relative speeds) Then p(antitrap) decreases, k decreases, T decreases Natural negative feedback loop Immediate effect, with fuel temperature Bigger effect for hotter spots -1.8 pcm per °C (1 pcm = 10-5 variation in k)

Variation de densité du modérateur : fixée par les dispositions constructives pour être stabilisante If T increases in moderator, density decreases, H/U decreases, The right slope of the pf curve is unstable (k increases) The left slope of the pf curve is stable : one builds under-moderated reactors to impose stability Slow response, due to the thermal inertia of the moderator

Coefficient de vide ( = vidange ou suppression du modérateur) : stabilisant dans la grande majorité des configurations If T increases until the moderator boils : loss of moderator higher end energy lower cross section lower f lower k stability

Contrôles par l’ingénierie : barres De compensation Compensate fuel burnup along months of operation, very slow, wide range in terms of reactivity worth De contrôle/régulation Weakly absorbing, fast, accurate to a few pcm, permanent control of k=1 D’arrêt d’urgence Very absorbent, very fast and complete penetration in core, very reliable (gravity-driven free fall or spring-loaded rods) 23

Contrôles par l’ingénierie : poisons Poison soluble (eau boratée) Injection of water loaded with boric acid lowers f instantly, due to the very high neutron absorption cross section of 10B At low concentration : -10 pcm per ppm of boron At high concentration : emergency stop by choking the neutron flux Poison consommable (gadolinium) Mixed with the fuel during production , the highly absorbent Gd isotopes (Gd-155 and Gd-157) consume excess neutrons at the very reactive beginning of life of the fuel, disappear (are burnt) by the end of life, when more reactivity is needed 24

≤10-5 Accident de fusion de coeur Containment Turbine Generator Cooling tower Fuel Condensator Cooling water Kühlmittel ≤10-5 Pump Reaktordruckgefäss Pump Grundbegriffe

EPR : Compartiment d‘étalement du coeur fondu Quelle: AREVA, 2006

EPR : Rétention et refroidissement du coeur fondu Quelle: AREVA, 2006

Spreading compartment Disposition et séparation des 4 systèmes de sûreté Division 2 Division 3 Component cooling water system (CCWS) Safety Injection System (SIS) Residual Heat Removal System (RHRS) Containmeent Heat Removaql System (CHRS) Emergency Feedwater System (EFWS) In-containment refueling water storage tank (IRWST) Fuel Pool Cooling System (FPCS) Emergyncy Borating System (EBS) Control station - Steam Line (SL) - Feedwater (FW) CCWS SIS / RHRS EFWS CCWS SIS / RHRS EFWS Control room IRWST Spreading compartment Division 1 Division 4 CCWS SIS / RHRS CHRS EFWS CCWS SIS / RHRS CHRS EFWS SL FW SL FW FPCS EBS FPCS EBS Protection against aircraft crash Fuel pool Quelle: AREVA, 2006

Olkiluoto, Finland Quelle: TVO, 2007

Remarques conclusives La vie d‘un réacteur est un long fleuve tranquille… … et les cas de „débordement du fleuve“ sont étudiés et prévus en détail Les déchets radioactifs sont indissociables de la production d‘énergie par fission… … et il y a une solution technique pour les isoler et les empêcher de nous nuire. Cette solution, le stockage profond, est particulièrement efficace dans le sous-sol suisse (présence de couches argileuses bien adaptées) Le nucléaire est partie intégrante du patrimoine énergétique suisse et à son indépendance… … et le restera demain. Il contribue grandement à limiter les émissions de gaz à effet de serre

Merci de votre attention MATGEN-IV Cargèse, Sept.-Oct. 2007 Merci de votre attention 31