Une réaction en chaîne et son contrôle, ou la vie d’un réacteur nucléaire

Séminaire FRE pour élus : Au fait, l‘énergie, c‘est quoi ?

Nuclear Energy and Safety

CJ40_20090504_1

MATGEN-IV Cargèse, Sept.-Oct. 2007

Une réaction en chaîne et son contrôle, ou la vie d’un réacteur nucléaire

Jean-Marc CavedonDr ès sciences

Directeur du département Energie Nucléaire et Sûreté, Institut fédéral Paul-Scherrer (PSI)

4 mai 2009



CJ40_20090504_2

Fission, le dessin

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



CJ40_20090504_3

Franchir la barrière de fission: un investissement qui rapporte jusqu’à 8 milliards de fois sa mise

200 MeV

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



CJ40_20090504_4

Produits de fission = déchets



CJ40_20090504_5

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…)



CJ40_20090504_6

La réaction en chaîne, le dessin



CJ40_20090504_7

Réaction en chaîne contrôlée, le dessin



CJ40_20090504_8

Sections efficaces U-235(n,f) et Pu-239(n,f)

?

?



CJ40_20090504_9

formule des 4 facteurs k∞∞ = pf

• Combustible = noyau lourd

• Moderateur = noyau léger

MODERATOR



CJ40_20090504_10

Contrôle de la réaction en chaîne

• 1 000 neutrons absorbés

• 1 000 neutrons produits

p

f



CJ40_20090504_11

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



CJ40_20090504_12

Filières de réacteurs : choix possiblesFissile

elementFertile

elementNeutron energy

Fuel mix Coolant Moderator Fuel formBarriers

U-235 U-238 Thermal U naturalH2O pressurized or

boilingH2O

Pellets in rods Fuel in pebble/matrix

U-233 Th-232 Fast 3% U-235 D2O D2OPellets in

platesFuel element +

cladding

Pu-239 + Spallation U + Pu MOX

CO2 gasGraphite Pebbles in

bedsF+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 Molten salt Molten salt

3 x 2 x 3 x 3 x 7 x 5 x 4 x 6

45360 !



CJ40_20090504_13

Filières actuelles et prochaines : 2x2 choixFissile

elementFertile

elementNeutron energy

Fuel mix Coolant Moderator Fuel formBarriers

U-235 U-238 Thermal U naturalH2O pressurized or

boilingH2O

Pellets in rods Fuel in pebble/matrix

U-233 Th-232 Fast 3% U-235 D2O D2OPellets in

platesFuel element +

cladding

Pu-239 + Spallation U + Pu MOX

CO2 gasGraphite Pebbles in

bedsF+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 Molten salt Molten salt

1 x 1 x 1 x 2 x 1 x 1 x 1 x 2



CJ40_20090504_14

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

U enriched 3% U-235 Boiling water 70 bar

CANDU U natural Heavy water Pressurized heavy water

RBMK U enriched 1.8% U-235 graphite Boiling water



CJ40_20090504_15

Reactors operating worldwide (end 2005)

Acronym Coolant + moderator Power GWe

Units connected

PWR Pressurized water 205 214

BWR Boiling water 78 89

WWER Pressurized water 36 53

PHWR Pressurized heavy water

21 41

LWGR Water + graphite 11 16

AGR Gas + graphite 8 14

Others 9 14

Total 368 441



CJ40_20090504_16

Réacteur à Eau sous Pression



CJ40_20090504_17

Reactor pressure vessel

Fuel

Coolant

Pump Pump

Cooling tower

Cooling water

Generator

Turbine

Condensator

Principe du réacteur nucléaireContainment



CJ40_20090504_18

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



CJ40_20090504_19

Neutron retardé : exemple du 93Rb

• 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

6 s

n



CJ40_20090504_20

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)



CJ40_20090504_21

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



CJ40_20090504_22

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



CJ40_20090504_23

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)



CJ40_20090504_24

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



CJ40_20090504_25

Reaktordruckgefäss

Fuel

Kühlmittel

Pump Pump

Coolingtower

Coolingwater

Generator

Turbine

Condensator

Accident de fusion de coeurContainment

≤10-5

Grundbegriffe



CJ40_20090504_26

EPR : Compartiment d‘étalement du coeur fondu

Quelle: AREVA, 2006



CJ40_20090504_27

EPR : Rétention et refroidissement du coeur fondu

Quelle: AREVA, 2006



CJ40_20090504_28

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)

Disposition et séparation des 4 systèmes de sûreté

CCWSSIS / RHRSCHRSEFWS

CCWSSIS / RHRS

CHRSEFWS

CCWSSIS / RHRSEFWS

CCWSSIS / RHRS

EFWS

SLFW

SLFW

FPCSEBS

FPCSEBS

Fuel pool

Control room

IRWST

Spreading compartment

Division 2 Division 3

Division 1 Division 4

Protection against aircraft crash

Quelle: AREVA, 2006



CJ40_20090504_29

Olkiluoto, Finland

Quelle: TVO, 2007



CJ40_20090504_30

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



CJ40_20090504_31

MATGEN-IV Cargèse, Sept.-Oct. 2007

Merci de votre attention

Documents

Une réaction en chaîne et son contrôle, ou la vie d’un réacteur nucléaire