Aujourd'hui, nous ferons un petit voyage dans le monde de la physique nucléaire. Le thème de notre excursion sera un réacteur nucléaire. Vous apprendrez comment il fonctionne, quels principes physiques sous-tendent son fonctionnement et où cet appareil est utilisé.

La naissance de l'énergie nucléaire

Le premier réacteur nucléaire au monde a été créé en 1942 aux États-Unis un groupe expérimental de physiciens dirigé par le lauréat du prix Nobel Enrico Fermi. Dans le même temps, ils ont procédé à une réaction auto-entretenue de fission de l’uranium. Le génie atomique est sorti.

Le premier réacteur nucléaire soviétique a été lancé en 1946, et 8 ans plus tard, la première centrale nucléaire au monde, dans la ville d'Obninsk, produisait du courant. Le directeur scientifique en chef des travaux de l'industrie de l'énergie nucléaire de l'URSS était un physicien exceptionnel. Igor Vasilievich Kurchatov.

Depuis, plusieurs générations de réacteurs nucléaires ont changé, mais les principaux éléments de sa conception sont restés inchangés.

Anatomie d'un réacteur nucléaire

Cette installation nucléaire est une cuve en acier à paroi épaisse, d'une capacité cylindrique allant de quelques centimètres cubes à plusieurs mètres cubes.

A l'intérieur de ce cylindre se trouve le Saint des Saints - coeur du réacteur. C’est là que se produit la réaction en chaîne de fission nucléaire.

Voyons comment ce processus se déroule.

Noyaux d'éléments lourds, en particulier Uranium-235 (U-235), sous l'influence d'un petit choc énergétique, ils sont capables de se désagréger en 2 fragments de masse à peu près égale. L'agent causal de ce processus est le neutron.

Les fragments sont le plus souvent des noyaux de baryum et de krypton. Chacun d'eux porte une charge positive, de sorte que les forces de répulsion coulombiennes les forcent à se séparer dans des directions différentes à une vitesse d'environ 1/30 de la vitesse de la lumière. Ces fragments sont porteurs d’une énergie cinétique colossale.

Pour l’utilisation pratique de l’énergie, il est nécessaire que sa libération soit auto-entretenue. Réaction en chaîne, La fission en question est particulièrement intéressante car chaque événement de fission s'accompagne de l'émission de nouveaux neutrons. En moyenne, 2 à 3 nouveaux neutrons sont produits par neutron initial. Le nombre de noyaux d'uranium fissile augmente comme une avalanche, provoquant la libération d’une énorme énergie. Si ce processus n’est pas contrôlé, une explosion nucléaire se produira. Cela se déroule en .

Pour réguler le nombre de neutrons des matériaux absorbant les neutrons sont introduits dans le système, assurant une libération douce de l’énergie. Le cadmium ou le bore sont utilisés comme absorbeurs de neutrons.

Comment freiner et utiliser l’énorme énergie cinétique des fragments ? Le liquide de refroidissement est utilisé à ces fins, c'est-à-dire un environnement particulier, en mouvement dans lequel les fragments sont ralentis et chauffés à des températures extrêmement élevées. Un tel milieu peut être de l'eau ordinaire ou lourde, des métaux liquides (sodium), ainsi que certains gaz. Afin de ne pas provoquer la transition du liquide de refroidissement vers l'état de vapeur, une haute pression est maintenue dans le noyau (jusqu'à 160 atm). Pour cette raison, les parois du réacteur sont en acier de dix centimètres de qualités spéciales.

Si des neutrons s'échappent au-delà du combustible nucléaire, la réaction en chaîne peut être interrompue. Il existe donc une masse critique de matières fissiles, c’est-à-dire sa masse minimale à laquelle une réaction en chaîne sera maintenue. Elle dépend de différents paramètres, dont la présence d'un réflecteur entourant le cœur du réacteur. Il sert à empêcher les fuites de neutrons dans l’environnement. Le matériau le plus courant pour cet élément structurel est le graphite.

Les processus se produisant dans le réacteur s'accompagnent de la libération du type de rayonnement le plus dangereux - le rayonnement gamma. Pour minimiser ce danger, il est équipé d'une protection anti-radiation.

Comment fonctionne un réacteur nucléaire ?

Le combustible nucléaire, appelé barres de combustible, est placé dans le cœur du réacteur. Ce sont des comprimés formés à partir d'un matériau écrasable et placés dans des tubes minces d'environ 3,5 m de long et 10 mm de diamètre.

Des centaines d’assemblages combustibles similaires sont placés dans le cœur et deviennent des sources d’énergie thermique libérée lors de la réaction en chaîne. Le liquide de refroidissement circulant autour des crayons de combustible forme le premier circuit du réacteur.

Chauffée à des paramètres élevés, elle est pompée dans un générateur de vapeur, où elle transfère son énergie à l'eau du circuit secondaire, la transformant en vapeur. La vapeur résultante fait tourner le turbogénérateur. L'électricité générée par cette unité est transmise au consommateur. Et la vapeur d'échappement, refroidie par l'eau du bassin de refroidissement, sous forme de condensat, retourne au générateur de vapeur. Le cycle est terminé.

Ce fonctionnement en double circuit d'une installation nucléaire élimine la pénétration des rayonnements accompagnant les processus se déroulant dans le cœur au-delà de ses limites.

Ainsi, une chaîne de transformations d'énergie se produit dans le réacteur : énergie nucléaire de la matière fissible → en énergie cinétique des fragments → énergie thermique du liquide de refroidissement → énergie cinétique de la turbine → et en énergie électrique dans le générateur.

Les pertes d'énergie inévitables entraînent Le rendement des centrales nucléaires est relativement faible, 33 à 34 %.

En plus de produire de l'énergie électrique dans les centrales nucléaires, les réacteurs nucléaires sont utilisés pour produire divers isotopes radioactifs, pour la recherche dans de nombreux domaines industriels et pour étudier les paramètres admissibles des réacteurs industriels. Les réacteurs de transport, qui fournissent de l'énergie aux moteurs des véhicules, sont de plus en plus répandus.

Types de réacteurs nucléaires

Généralement, les réacteurs nucléaires fonctionnent à l’uranium U-235. Cependant, sa teneur en matière naturelle est extrêmement faible, seulement 0,7 %. La majeure partie de l'uranium naturel est l'isotope U-238. Seuls les neutrons lents peuvent provoquer une réaction en chaîne dans l'U-235, et l'isotope U-238 n'est divisé que par les neutrons rapides. À la suite de la division du noyau, naissent des neutrons lents et rapides. Les neutrons rapides, soumis à une inhibition dans le liquide de refroidissement (eau), deviennent lents. Mais la quantité d'isotope U-235 dans l'uranium naturel est si faible qu'il est nécessaire de recourir à son enrichissement, portant sa concentration à 3-5 %. Ce procédé est très coûteux et économiquement peu rentable. De plus, le temps nécessaire à l'épuisement des ressources naturelles de cet isotope est estimé à seulement 100-120 ans.

Ainsi, dans l’industrie nucléaire Il y a une transition progressive vers des réacteurs fonctionnant aux neutrons rapides.

Leur principale différence est qu'ils utilisent des métaux liquides comme liquide de refroidissement, qui ne ralentissent pas les neutrons, et que l'U-238 est utilisé comme combustible nucléaire. Les noyaux de cet isotope passent par une chaîne de transformations nucléaires en Plutonium-239, qui subit une réaction en chaîne au même titre que l'U-235. Autrement dit, le combustible nucléaire est reproduit, et en quantités dépassant sa consommation.

D'après les experts les réserves de l'isotope Uranium-238 devraient suffire pour 3000 ans. Ce temps est suffisant pour que l’humanité ait suffisamment de temps pour développer d’autres technologies.

Problèmes liés à l'utilisation de l'énergie nucléaire

Outre les avantages évidents de l'énergie nucléaire, l'ampleur des problèmes liés à l'exploitation des installations nucléaires ne peut être sous-estimée.

Le premier est élimination des déchets radioactifs et des équipements démantelésénergie nucléaire. Ces éléments ont un rayonnement de fond actif qui persiste pendant une longue période. Pour éliminer ces déchets, des conteneurs spéciaux en plomb sont utilisés. Ils sont censés être enterrés dans des zones de pergélisol jusqu'à 600 mètres de profondeur. Par conséquent, des travaux sont constamment en cours pour trouver un moyen de recycler les déchets radioactifs, ce qui devrait résoudre le problème de l'élimination et contribuer à préserver l'écologie de notre planète.

Le deuxième problème, non moins grave, est assurer la sécurité pendant l'exploitation de la centrale nucléaire. Des accidents majeurs comme Tchernobyl peuvent faire de nombreuses victimes et rendre de vastes territoires inutilisables.

L'accident survenu à la centrale nucléaire japonaise de Fukushima-1 n'a fait que confirmer le danger potentiel qui se manifeste lorsqu'une situation d'urgence survient dans les installations nucléaires.

Cependant, les possibilités de l’énergie nucléaire sont si grandes que les problèmes environnementaux passent au second plan.

Aujourd’hui, l’humanité n’a pas d’autre moyen de satisfaire sa faim énergétique toujours croissante. La base de l’énergie nucléaire du futur sera probablement constituée de réacteurs « rapides » ayant pour fonction de reproduire le combustible nucléaire.

Si ce message vous a été utile, je serais ravi de vous revoir

Qu'est-ce qu'un réacteur nucléaire ?

Un réacteur nucléaire, anciennement connu sous le nom de « chaudière nucléaire », est un dispositif utilisé pour déclencher et contrôler une réaction nucléaire en chaîne soutenue. Les réacteurs nucléaires sont utilisés dans les centrales nucléaires pour produire de l'électricité et pour la propulsion des navires. La chaleur de la fission nucléaire est transférée à un fluide actif (eau ou gaz) qui passe dans des turbines à vapeur. L'eau ou le gaz mettent les pales du navire en mouvement ou font tourner les générateurs électriques. La vapeur générée par une réaction nucléaire peut en principe être utilisée pour l'industrie thermique ou pour le chauffage urbain. Certains réacteurs sont utilisés pour produire des isotopes utilisés à des fins médicales et industrielles ou pour produire du plutonium de qualité militaire. Certains d'entre eux sont uniquement destinés à des fins de recherche. Aujourd’hui, environ 450 réacteurs nucléaires sont utilisés pour produire de l’électricité dans une trentaine de pays à travers le monde.

Principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire

Tout comme les centrales électriques conventionnelles produisent de l'électricité en utilisant l'énergie thermique libérée par la combustion de combustibles fossiles, les réacteurs nucléaires convertissent l'énergie libérée par la fission nucléaire contrôlée en énergie thermique pour une conversion ultérieure sous forme mécanique ou électrique.

Le processus de fission nucléaire

Lorsqu’un nombre important de noyaux atomiques en décomposition (comme l’uranium 235 ou le plutonium 239) absorbent un neutron, une fission nucléaire peut se produire. Un noyau lourd se décompose en deux ou plusieurs noyaux légers (produits de fission), libérant de l'énergie cinétique, des rayonnements gamma et des neutrons libres. Certains de ces neutrons peuvent ensuite être absorbés par d’autres atomes fissiles et provoquer une nouvelle fission, qui libère encore plus de neutrons, et ainsi de suite. Ce processus est connu sous le nom de réaction nucléaire en chaîne.

Pour contrôler une telle réaction nucléaire en chaîne, les absorbeurs et modérateurs de neutrons peuvent modifier la proportion de neutrons qui servent à fissionner davantage de noyaux. Les réacteurs nucléaires sont contrôlés manuellement ou automatiquement pour pouvoir arrêter la réaction de désintégration lorsque des situations dangereuses sont détectées.

Les régulateurs de flux de neutrons couramment utilisés sont l'eau ordinaire (« légère ») (74,8 % des réacteurs dans le monde), le graphite solide (20 % des réacteurs) et l'eau « lourde » (5 % des réacteurs). Dans certains types expérimentaux de réacteurs, il est proposé d'utiliser du béryllium et des hydrocarbures.

Dégagement de chaleur dans un réacteur nucléaire

La zone de travail du réacteur génère de la chaleur de plusieurs manières :

• L'énergie cinétique des produits de fission est convertie en énergie thermique lorsque les noyaux entrent en collision avec les atomes voisins.
• Le réacteur absorbe une partie du rayonnement gamma généré lors de la fission et convertit son énergie en chaleur.
• La chaleur est générée par la désintégration radioactive des produits de fission et des matériaux exposés lors de l'absorption des neutrons. Cette source de chaleur restera inchangée pendant un certain temps, même après l'arrêt du réacteur.

Lors de réactions nucléaires, un kilogramme d'uranium 235 (U-235) libère environ trois millions de fois plus d'énergie qu'un kilogramme de charbon brûlé de manière conventionnelle (7,2 × 1 013 joules par kilogramme d'uranium 235 contre 2,4 × 107 joules par kilogramme de charbon) ,

Système de refroidissement du réacteur nucléaire

Le liquide de refroidissement d'un réacteur nucléaire – généralement de l'eau, mais parfois du gaz, du métal liquide (comme le sodium liquide) ou du sel fondu – circule autour du cœur du réacteur pour absorber la chaleur générée. La chaleur est évacuée du réacteur puis utilisée pour générer de la vapeur. La plupart des réacteurs utilisent un système de refroidissement physiquement isolé de l'eau qui bout et génère la vapeur utilisée pour les turbines, comme un réacteur à eau sous pression. Cependant, dans certains réacteurs, l'eau des turbines à vapeur bout directement dans le cœur du réacteur ; par exemple, dans un réacteur du type à eau sous pression.

Surveillance du flux neutronique dans le réacteur

La puissance du réacteur est régulée en contrôlant le nombre de neutrons capables de provoquer davantage de fissions.

Des barres de contrôle, constituées de « poison neutronique », sont utilisées pour absorber les neutrons. Plus la barre de contrôle absorbe de neutrons, moins il y a de neutrons susceptibles de provoquer une fission supplémentaire. Ainsi, immerger profondément les barres d’absorption dans le réacteur réduit sa puissance de sortie et, à l’inverse, retirer la barre de commande va l’augmenter.

Au premier niveau de contrôle de tous les réacteurs nucléaires, le processus d'émission retardée de neutrons provenant d'un certain nombre d'isotopes de fission enrichis en neutrons est un processus physique important. Ces neutrons retardés représentent environ 0,65 % du nombre total de neutrons produits lors de la fission, le reste (les « neutrons rapides ») étant produit immédiatement lors de la fission. Les produits de fission qui forment les neutrons retardés ont des demi-vies allant de quelques millisecondes à plusieurs minutes, et il faut donc beaucoup de temps pour déterminer avec précision quand le réacteur atteint le point critique. Le maintien du réacteur en mode réactivité en chaîne, où des neutrons retardés sont nécessaires pour atteindre la masse critique, est réalisé à l'aide de dispositifs mécaniques ou de contrôle humain pour contrôler la réaction en chaîne en « temps réel » ; sinon, le temps entre l'atteinte du point critique et la fonte du cœur du réacteur nucléaire en raison de la surtension exponentielle lors d'une réaction nucléaire en chaîne normale sera trop court pour intervenir. Cette étape finale, où les neutrons retardés ne sont plus nécessaires pour maintenir la criticité, est connue sous le nom de criticité rapide des neutrons. Il existe une échelle pour décrire la criticité sous forme numérique, dans laquelle la criticité initiale est désignée par « zéro dollar », la criticité rapide par « un dollar », les autres points du processus sont interpolés en « cents ».

Dans certains réacteurs, le liquide de refroidissement agit également comme modérateur de neutrons. Le modérateur augmente la puissance du réacteur en faisant perdre de l'énergie aux neutrons rapides libérés lors de la fission et en neutrons thermiques. Les neutrons thermiques sont plus susceptibles que les neutrons rapides de provoquer une fission. Si le liquide de refroidissement est également un modérateur de neutrons, les changements de température peuvent affecter la densité du liquide de refroidissement/modérateur et donc la modification de la puissance du réacteur. Plus la température du liquide de refroidissement est élevée, moins il sera dense, et donc moins le ralentisseur sera efficace.

Dans d'autres types de réacteurs, le liquide de refroidissement agit comme un « poison neutronique », absorbant les neutrons de la même manière que les barres de commande. Dans ces réacteurs, la puissance de sortie peut être augmentée en chauffant le liquide de refroidissement, le rendant ainsi moins dense. Les réacteurs nucléaires disposent généralement de systèmes automatiques et manuels pour arrêter le réacteur en cas d'arrêt d'urgence. Ces systèmes placent de grandes quantités de « poison neutronique » (souvent du bore sous forme d'acide borique) dans le réacteur afin d'arrêter le processus de fission si des conditions dangereuses sont détectées ou suspectées.

La plupart des types de réacteurs sont sensibles à un processus connu sous le nom de « fosse à xénon » ou « fosse à iode ». Le produit de désintégration très répandu, le xénon-135, issu de la réaction de fission, joue le rôle d'un absorbeur de neutrons qui tend à arrêter le réacteur. L'accumulation de xénon 135 peut être contrôlée en maintenant un niveau de puissance suffisamment élevé pour le détruire en absorbant les neutrons aussi rapidement qu'il est produit. La fission entraîne également la formation d'iode 135, qui à son tour se désintègre (avec une demi-vie de 6,57 heures) pour former du xénon 135. Lorsque le réacteur est arrêté, l'iode 135 continue de se désintégrer pour former du xénon 135, ce qui rend le redémarrage du réacteur plus difficile en un jour ou deux, car le xénon 135 se désintègre pour former du césium 135, qui n'est pas un absorbeur de neutrons comme le xénon. -135,135, avec une demi-vie de 9,2 heures. Cet état temporaire est un « trou d’iode ». Si le réacteur dispose d’une puissance supplémentaire suffisante, il peut être redémarré. Plus le xénon 135 se transforme en xénon 136, qui est moins absorbeur de neutrons, et en quelques heures le réacteur subit ce qu'on appelle une « étape de combustion du xénon ». De plus, des barres de contrôle doivent être insérées dans le réacteur pour compenser l’absorption des neutrons afin de remplacer le xénon 135 perdu. Le non-respect d’une telle procédure a été l’une des principales causes de l’accident de Tchernobyl.

Les réacteurs utilisés dans les centrales nucléaires embarquées (en particulier les sous-marins nucléaires) ne peuvent souvent pas fonctionner en continu pour produire de l'électricité de la même manière que les réacteurs de puissance terrestres. De plus, ces centrales électriques doivent avoir une longue période de fonctionnement sans changement de combustible. Pour cette raison, de nombreux modèles utilisent de l'uranium hautement enrichi mais contiennent un absorbeur de neutrons combustible dans les barres de combustible. Cela permet de concevoir un réacteur avec un excès de matière fissile, qui est relativement sûr au début de la combustion du cycle du combustible du réacteur en raison de la présence d'un matériau absorbant les neutrons, qui est ensuite remplacé par un matériau classique à longue durée de vie. des absorbeurs de neutrons (plus durables que le xénon 135), qui s'accumulent progressivement au cours de la durée de vie du combustible.

Comment est produite l’électricité ?

L'énergie générée lors de la fission génère de la chaleur, dont une partie peut être convertie en énergie utile. Une méthode courante d'utilisation de cette énergie thermique consiste à l'utiliser pour faire bouillir de l'eau et produire de la vapeur sous pression, qui à son tour entraîne une turbine à vapeur, qui fait tourner un alternateur et produit de l'électricité.

L'histoire des premiers réacteurs

Les neutrons ont été découverts en 1932. Le schéma de réaction en chaîne déclenché par des réactions nucléaires suite à une exposition aux neutrons a été mis en œuvre pour la première fois par le scientifique hongrois Leo Sillard en 1933. Il a déposé une demande de brevet pour son idée simple de réacteur au cours de l'année suivante de travail à l'Amirauté de Londres. Cependant, l'idée de Szilard n'incluait pas la théorie de la fission nucléaire comme source de neutrons, puisque ce processus n'avait pas encore été découvert. Les idées de Szilard concernant des réacteurs nucléaires utilisant des réactions nucléaires en chaîne médiées par des neutrons dans des éléments légers se sont révélées irréalisables.

L'impulsion pour la création d'un nouveau type de réacteur utilisant l'uranium a été la découverte de Lise Meitner, Fritz Strassmann et Otto Hahn en 1938, qui ont « bombardé » l'uranium avec des neutrons (en utilisant la réaction de désintégration alpha du béryllium, un « canon à neutrons ») pour produire le baryum, qui, selon eux, provenait de la désintégration des noyaux d'uranium. Des recherches ultérieures au début de 1939 (Szilard et Fermi) montrèrent que certains neutrons étaient également produits lors de la fission de l'atome, rendant possible la réaction nucléaire en chaîne envisagée par Szilard six ans plus tôt.

Le 2 août 1939, Albert Einstein a signé une lettre écrite par Szilard au président Franklin D. Roosevelt, qui déclarait que la découverte de la fission de l'uranium pourrait conduire à la création de « bombes extrêmement puissantes d'un nouveau type ». Cela a donné une impulsion à l'étude des réacteurs et de la désintégration radioactive. Szilard et Einstein se connaissaient bien et travaillaient ensemble depuis de nombreuses années, mais Einstein n'avait jamais pensé à cette possibilité d'énergie nucléaire jusqu'à ce que Szilard l'informe au début de sa quête d'écrire une lettre à Einstein-Szilard pour avertir le gouvernement américain,

Peu de temps après, en 1939, l’Allemagne hitlérienne attaqua la Pologne, déclenchant la Seconde Guerre mondiale en Europe. Les États-Unis n'étaient pas encore officiellement en guerre, mais en octobre, lorsque la lettre d'Einstein-Szilard fut remise, Roosevelt nota que le but de l'étude était de s'assurer que « les nazis ne nous feront pas exploser ». Le projet nucléaire américain a démarré, bien qu’avec un certain retard, en raison du scepticisme persistant (en particulier de la part de Fermi) et du petit nombre de responsables gouvernementaux qui ont initialement supervisé le projet.

L'année suivante, le gouvernement américain a reçu du Royaume-Uni le mémorandum Frisch-Peierls, qui déclarait que la quantité d'uranium nécessaire pour réaliser la réaction en chaîne était bien inférieure à ce que l'on pensait auparavant. Le mémorandum a été rédigé avec la participation du comité Maud, qui a travaillé sur le projet de bombe atomique en Grande-Bretagne, connu plus tard sous le nom de code « Tube Alloys » et inclus plus tard dans le projet Manhattan.

Finalement, le premier réacteur nucléaire artificiel, appelé Chicago Woodpile 1, fut construit à l'Université de Chicago par une équipe dirigée par Enrico Fermi à la fin de 1942. À cette époque, le programme atomique américain avait déjà été accéléré en raison de l'adhésion du pays. dans la guerre. Le Chicago Woodpile a atteint son point critique le 2 décembre 1942, à 15h25. La charpente du réacteur était en bois, retenant ensemble un empilement de blocs de graphite (d'où son nom) avec des « briquettes » ou « pseudo-sphères » imbriquées d'oxyde d'uranium naturel.

À partir de 1943, peu après la création du Chicago Woodpile, l’armée américaine a développé une série de réacteurs nucléaires pour le projet Manhattan. L'objectif principal des plus grands réacteurs (situés dans le complexe de Hanford, dans l'État de Washington) était de produire en masse du plutonium destiné aux armes nucléaires. Fermi et Szilard déposèrent une demande de brevet pour les réacteurs le 19 décembre 1944. Son obtention fut retardée de 10 ans en raison du secret de guerre.

"World's First" est l'inscription sur le site du réacteur EBR-I, qui est maintenant un musée près d'Arco, dans l'Idaho. Initialement appelé Chicago Woodpile 4, ce réacteur a été créé sous la direction de Walter Sinn pour le laboratoire national d'Aregon. Ce réacteur expérimental surgénérateur rapide était exploité par la Commission américaine de l'énergie atomique. Le réacteur a produit 0,8 kW de puissance lors de ses tests le 20 décembre 1951 et 100 kW de puissance (électrique) le lendemain, avec une capacité nominale de 200 kW (puissance électrique).

Outre l’utilisation militaire des réacteurs nucléaires, il existe des raisons politiques de poursuivre la recherche sur l’énergie atomique à des fins pacifiques. Le président américain Dwight Eisenhower a prononcé son célèbre discours « Des atomes pour la paix » devant l'Assemblée générale des Nations Unies le 8 décembre 1953. Cette démarche diplomatique a conduit à la diffusion de la technologie des réacteurs aux États-Unis et dans le monde.

La première centrale nucléaire construite à des fins civiles fut la centrale nucléaire AM-1 d'Obninsk, lancée le 27 juin 1954 en Union soviétique. Elle produisait environ 5 MW d'énergie électrique.

Après la Seconde Guerre mondiale, l’armée américaine a cherché d’autres applications pour la technologie des réacteurs nucléaires. Les recherches menées par l'armée et l'armée de l'air n'ont pas été mises en œuvre ; Cependant, la marine américaine a réussi à lancer le sous-marin nucléaire USS Nautilus (SSN-571) le 17 janvier 1955.

La première centrale nucléaire commerciale (Calder Hall à Sellafield, Angleterre) a ouvert ses portes en 1956 avec une capacité initiale de 50 MW (plus tard 200 MW).

Le premier réacteur nucléaire portable, l'Alco PM-2A, a été utilisé pour produire de l'électricité (2 MW) pour la base militaire américaine Camp Century en 1960.

Principaux composants d'une centrale nucléaire

Les principaux composants de la plupart des types de centrales nucléaires sont :

Éléments de réacteur nucléaire

• Combustible nucléaire (cœur de réacteur nucléaire; modérateur de neutrons)
• Source de neutrons originale
• Absorbeur de neutrons
• Canon à neutrons (fournit une source constante de neutrons pour relancer la réaction après l'arrêt)
• Système de refroidissement (souvent le modérateur de neutrons et le liquide de refroidissement sont la même chose, généralement de l'eau purifiée)
• Barres de commande
• Cuve de réacteur nucléaire (NRP)

Pompe d'alimentation en eau de chaudière

• Générateurs de vapeur (pas dans les réacteurs nucléaires à eau bouillante)
• Turbine à vapeur
• Générateur d'électricité
• Condensateur
• Tour de refroidissement (pas toujours nécessaire)
• Système de traitement des déchets radioactifs (partie de la station de stockage des déchets radioactifs)
• Site de rechargement de combustible nucléaire
• Piscine de combustible usé

Système de radioprotection

• Système de protection du recteur (RPS)
• Générateurs diesel de secours
• Système de refroidissement d'urgence du cœur du réacteur (ECCS)
• Système de contrôle des liquides d'urgence (injection de bore d'urgence, uniquement dans les réacteurs nucléaires à eau bouillante)
• Système de fourniture d'eau de procédé aux consommateurs responsables (SOTVOP)

Coque de protection

• Télécommande
• Installation d'urgence
• Complexe de formation nucléaire (en règle générale, il existe un panneau de contrôle d'imitation)

Classifications des réacteurs nucléaires

Types de réacteurs nucléaires

Les réacteurs nucléaires sont classés de plusieurs manières ; Un résumé de ces méthodes de classification est présenté ci-dessous.

Classification des réacteurs nucléaires par type de modérateur

Réacteurs thermiques utilisés :

• Réacteurs à graphite
  
• Réacteurs à eau sous pression
• Réacteurs à eau lourde(utilisé au Canada, en Inde, en Argentine, en Chine, au Pakistan, en Roumanie et en Corée du Sud).
• Réacteurs à eau légère(LVR). Les réacteurs à eau légère (le type de réacteur thermique le plus courant) utilisent de l'eau ordinaire pour contrôler et refroidir les réacteurs. Si la température de l’eau augmente, sa densité diminue, ralentissant suffisamment le flux de neutrons pour provoquer d’autres réactions en chaîne. Cette rétroaction négative stabilise la vitesse de la réaction nucléaire. Les réacteurs à graphite et à eau lourde ont tendance à chauffer plus intensément que les réacteurs à eau légère. Grâce au chauffage supplémentaire, ces réacteurs peuvent utiliser de l'uranium naturel/du combustible non enrichi.
• Réacteurs basés sur des modérateurs d'éléments légers.
• Réacteurs modérés aux sels fondus(MSR) sont dus à la présence d'éléments légers tels que le lithium ou le béryllium, que l'on retrouve dans les sels matriciels du liquide de refroidissement/carburant LiF et BEF2.
• Réacteurs avec refroidisseurs à métal liquide, où le liquide de refroidissement est un mélange de plomb et de bismuth, peut utiliser l'oxyde de BeO comme absorbeur de neutrons.
• Réacteurs à base de modérateur organique(OMR) utilisent du biphényle et du terphényle comme modérateurs et composants de refroidissement.

Classification des réacteurs nucléaires par type de caloporteur

• Réacteur refroidi à l'eau. Il y a 104 réacteurs en activité aux États-Unis. Parmi eux, 69 sont des réacteurs à eau sous pression (REP) et 35 sont des réacteurs à eau bouillante (REB). Les réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) constituent la grande majorité de toutes les centrales nucléaires occidentales. La principale caractéristique du type RVD est la présence d'un compresseur, un récipient spécial à haute pression. La plupart des réacteurs RVD commerciaux et des installations de réacteurs navals utilisent des compresseurs. Pendant le fonctionnement normal, le ventilateur est partiellement rempli d'eau et une bulle de vapeur est maintenue au-dessus, créée en chauffant l'eau avec des thermoplongeurs. En mode normal, le compresseur est relié à la cuve du réacteur haute pression (HRVV) et le compensateur de pression assure la présence d'une cavité en cas de modification du volume d'eau dans le réacteur. Ce schéma permet également de contrôler la pression dans le réacteur en augmentant ou en diminuant la pression de vapeur dans le compensateur à l'aide de réchauffeurs.

• Réacteurs à eau lourde haute pression appartiennent à un type de réacteur à eau sous pression (REP), combinant les principes d'utilisation de la pression, un cycle thermique isolé, supposant l'utilisation d'eau lourde comme caloporteur et modérateur, ce qui est économiquement avantageux.
• Réacteur à eau bouillante(BWR). Les modèles de réacteurs à eau bouillante se caractérisent par la présence d’eau bouillante autour des barres de combustible au fond de la cuve principale du réacteur. Le réacteur à eau bouillante utilise comme combustible de l'235U enrichi, sous forme de dioxyde d'uranium. Le combustible est assemblé en barres placées dans une cuve en acier, elle-même immergée dans l’eau. Le processus de fission nucléaire provoque l’ébullition de l’eau et la formation de vapeur. Cette vapeur passe par des canalisations dans des turbines. Les turbines sont entraînées par la vapeur et ce processus génère de l'électricité. Pendant le fonctionnement normal, la pression est contrôlée par la quantité de vapeur d’eau s’écoulant de la cuve sous pression du réacteur vers la turbine.
• Réacteur de type piscine
• Réacteur refroidi par métal liquide. L’eau étant un modérateur de neutrons, elle ne peut pas être utilisée comme liquide de refroidissement dans un réacteur à neutrons rapides. Les liquides de refroidissement métalliques comprennent le sodium, le NaK, le plomb, l'eutectique plomb-bismuth et, pour les réacteurs de génération précédente, le mercure.
• Réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium.
• Réacteur à neutrons rapides avec liquide de refroidissement au plomb.
• Réacteurs refroidis au gaz refroidi par circulation de gaz inerte, conçu par de l'hélium dans des structures à haute température. Parallèlement, le dioxyde de carbone était auparavant utilisé dans les centrales nucléaires britanniques et françaises. L'azote a également été utilisé. L'utilisation de la chaleur dépend du type de réacteur. Certains réacteurs sont si chauds que le gaz peut directement entraîner une turbine à gaz. Les conceptions de réacteurs plus anciennes impliquaient généralement le passage du gaz à travers un échangeur de chaleur pour créer de la vapeur pour une turbine à vapeur.
• Réacteurs à sels fondus(MSR) sont refroidis par circulation de sel fondu (généralement des mélanges eutectiques de sels fluorés tels que FLiBe). Dans un MSR typique, le liquide de refroidissement est également utilisé comme matrice dans laquelle la matière fissile est dissoute.

Générations de réacteurs nucléaires

• Réacteur de première génération(premiers prototypes, réacteurs de recherche, réacteurs de puissance non commerciaux)
• Réacteur de deuxième génération(centrales nucléaires les plus modernes 1965-1996)
• Réacteur de troisième génération(améliorations évolutives des conceptions existantes de 1996 à aujourd'hui)
• Réacteur de quatrième génération(technologies encore en développement, date de début inconnue, éventuellement 2030)

En 2003, le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) a introduit pour la première fois la dénomination « Gen II » lors de la Semaine de la Nucléonique.

La première mention de « Gen III » en 2000 a été faite à l'occasion du lancement du Forum international Génération IV (GIF).

La « Gen IV » a été évoquée en 2000 par le Département américain de l'Énergie (DOE) pour le développement de nouveaux types de centrales électriques.

Classification des réacteurs nucléaires par type de combustible

• Réacteur à combustible solide
• Réacteur à combustible liquide
• Réacteur refroidi par eau homogène
• Réacteur à sels fondus
• Réacteurs alimentés au gaz (théoriquement)

Classification des réacteurs nucléaires par destination

• Production d'électricité
• Centrales nucléaires, y compris les petits réacteurs en grappe
• Engins automoteurs (voir centrales nucléaires)
• Installations nucléaires offshore
• Différents types de moteurs-fusées proposés
• Autres formes d'utilisation de la chaleur
• Dessalement
• Production de chaleur pour le chauffage domestique et industriel
• Production d'hydrogène pour utilisation dans l'énergie hydrogène
• Réacteurs de production pour la conversion d'éléments
• Réacteurs surgénérateurs capables de produire plus de matière fissile qu'ils n'en consomment lors d'une réaction en chaîne (en convertissant les isotopes parents U-238 en Pu-239, ou Th-232 en U-233). Ainsi, après avoir terminé un cycle, le réacteur surgénérateur d'uranium peut être rempli d'uranium naturel ou même appauvri. À son tour, le réacteur surgénérateur de thorium peut être rempli de thorium. Toutefois, un approvisionnement initial en matière fissile est nécessaire.
• Création de divers isotopes radioactifs, tels que l'américium pour utilisation dans les détecteurs de fumée et le cobalt-60, le molybdène-99 et autres, utilisés comme indicateurs et pour le traitement.
• Production de matériaux pour armes nucléaires, comme le plutonium de qualité militaire
• Création d'une source de rayonnement neutronique (par exemple, le réacteur pulsé Lady Godiva) et de rayonnement positon (par exemple, analyse d'activation neutronique et datation potassium-argon)
• Réacteur de recherche : les réacteurs sont généralement utilisés pour la recherche et l'enseignement scientifiques, pour tester des matériaux ou pour produire des radio-isotopes pour la médecine et l'industrie. Ils sont beaucoup plus petits que les réacteurs de puissance ou les réacteurs de navires. Beaucoup de ces réacteurs sont situés sur des campus universitaires. Il existe environ 280 réacteurs de ce type en activité dans 56 pays. Certains fonctionnent avec du combustible à l'uranium hautement enrichi. Des efforts internationaux sont en cours pour remplacer les carburants faiblement enrichis.

Réacteurs nucléaires modernes

Ces réacteurs utilisent une cuve à haute pression pour contenir le combustible nucléaire, les barres de commande, le modérateur et le liquide de refroidissement. Le refroidissement des réacteurs et la modération des neutrons se font avec de l'eau liquide sous haute pression. L'eau chaude radioactive qui sort du récipient haute pression passe par un circuit générateur de vapeur, qui à son tour chauffe le circuit secondaire (non radioactif). Ces réacteurs constituent la majorité des réacteurs modernes. Il s'agit d'un dispositif de structure chauffante pour réacteur à neutrons, dont les plus récents sont le VVER-1200, le réacteur avancé à eau sous pression et le réacteur européen à eau sous pression. Les réacteurs de l'US Navy sont de ce type.

Les réacteurs à eau bouillante sont similaires aux réacteurs à eau sous pression sans générateur de vapeur. Les réacteurs à eau bouillante utilisent également de l'eau comme liquide de refroidissement et modérateur de neutrons comme réacteurs à eau sous pression, mais à une pression plus faible, permettant à l'eau de bouillir à l'intérieur d'une chaudière, créant de la vapeur qui fait tourner les turbines. Contrairement à un réacteur à eau sous pression, il n’y a pas de circuit primaire ou secondaire. La capacité de chauffage de ces réacteurs peut être plus élevée, leur conception peut être plus simple et encore plus stable et sûre. Il s'agit d'un réacteur à neutrons thermiques, dont les plus récents sont le réacteur avancé à eau bouillante et le réacteur nucléaire à eau bouillante simplifié et économique.

De conception canadienne (connue sous le nom de CANDU), il s'agit de réacteurs à caloporteur sous pression, modérés à l'eau lourde. Au lieu d’utiliser un seul récipient sous pression, comme dans les réacteurs à eau sous pression, le combustible est contenu dans des centaines de passages à haute pression. Ces réacteurs fonctionnent à l'uranium naturel et sont des réacteurs à neutrons thermiques. Les réacteurs à eau lourde peuvent être ravitaillés tout en fonctionnant à pleine puissance, ce qui les rend très efficaces dans l'utilisation de l'uranium (cela permet de contrôler précisément le débit dans le cœur). Des réacteurs CANDU à eau lourde ont été construits au Canada, en Argentine, en Chine, en Inde, au Pakistan, en Roumanie et en Corée du Sud. L'Inde exploite également un certain nombre de réacteurs à eau lourde, souvent appelés « dérivés CANDU », construits après que le gouvernement canadien a mis fin à ses relations nucléaires avec l'Inde à la suite de l'essai d'armes nucléaires du Bouddha souriant en 1974.

Un développement soviétique, conçu pour produire du plutonium ainsi que de l'électricité. Les RBMK utilisent de l'eau comme liquide de refroidissement et du graphite comme modérateur de neutrons. Les RBMK ressemblent aux CANDU à certains égards, car ils peuvent être rechargés pendant le fonctionnement et utilisent des tubes de force au lieu d'un récipient à haute pression (comme dans les réacteurs à eau sous pression). Cependant, contrairement aux CANDU, ils sont très instables et encombrants, ce qui rend le capot du réacteur coûteux. Un certain nombre de défauts critiques en matière de sécurité ont également été identifiés dans les conceptions du RBMK, bien que certains de ces défauts aient été corrigés après la catastrophe de Tchernobyl. Leur principale caractéristique est l'utilisation d'eau légère et d'uranium non enrichi. En 2010, 11 réacteurs restent ouverts, en grande partie grâce à l'amélioration des niveaux de sécurité et au soutien des organisations internationales de sécurité telles que le Département américain de l'énergie. Malgré ces améliorations, les réacteurs RBMK sont toujours considérés comme l’un des modèles de réacteurs les plus dangereux à utiliser. Les réacteurs RBMK n’étaient utilisés que dans l’ex-Union soviétique.

Ils utilisent généralement un modérateur de neutrons en graphite et un liquide de refroidissement au CO2. En raison de leurs températures de fonctionnement élevées, ils peuvent produire de la chaleur plus efficacement que les réacteurs à eau sous pression. Il existe un certain nombre de réacteurs opérationnels de cette conception, principalement au Royaume-Uni, où le concept a été développé. Les développements les plus anciens (c'est-à-dire la station Magnox) sont soit fermés, soit le seront dans un avenir proche. Toutefois, les réacteurs améliorés refroidis au gaz ont une durée de vie prévue de 10 à 20 ans supplémentaires. Les réacteurs de ce type sont des réacteurs à neutrons thermiques. Les coûts monétaires du déclassement de tels réacteurs peuvent être élevés en raison du grand volume du cœur.

Ce réacteur est conçu pour être refroidi par métal liquide, sans modérateur, et produit plus de combustible qu'il n'en consomme. On dit qu'ils sont des « reproducteurs » de combustible car ils produisent du combustible fissible par capture de neutrons. De tels réacteurs peuvent fonctionner de la même manière que les réacteurs à eau sous pression en termes d'efficacité, mais ils nécessitent une compensation pour l'augmentation de la pression car ils utilisent du métal liquide qui ne crée pas de surpression même à très haute température. Les réacteurs BN-350 et BN-600 en URSS et Superphénix en France étaient des réacteurs de ce type, tout comme le Fermi-I aux États-Unis. Le réacteur de Monju au Japon, endommagé par une fuite de sodium en 1995, a repris ses activités en mai 2010. Tous ces réacteurs utilisent/ont utilisé du sodium liquide. Ces réacteurs sont des réacteurs à neutrons rapides et n'appartiennent pas aux réacteurs à neutrons thermiques. Ces réacteurs sont de deux types :

L'utilisation du plomb comme métal liquide offre une excellente protection contre les rayonnements radioactifs et permet un fonctionnement à des températures très élevées. De plus, le plomb est (principalement) transparent aux neutrons, donc moins de neutrons sont perdus dans le liquide de refroidissement et celui-ci ne devient pas radioactif. Contrairement au sodium, le plomb est généralement inerte, il y a donc moins de risques d'explosion ou d'accident, mais de telles quantités de plomb peuvent poser des problèmes du point de vue de la toxicité et de l'élimination des déchets. Des mélanges eutectiques plomb-bismuth peuvent souvent être utilisés dans ce type de réacteur. Dans ce cas, le bismuth présentera peu d’interférences avec le rayonnement car il n’est pas complètement transparent aux neutrons et peut muter plus facilement en un isotope différent que le plomb. Le sous-marin russe de classe Alpha utilise un réacteur rapide refroidi au plomb-bismuth comme principal système de production d’électricité.

La plupart des réacteurs surgénérateurs à métaux liquides (LMFBR) sont de ce type. Le sodium est relativement facile à obtenir et à travailler, et il aide à prévenir la corrosion des différentes parties du réacteur qui y sont immergées. Cependant, le sodium réagit violemment au contact de l'eau, il faut donc être prudent, même si de telles explosions ne seront pas beaucoup plus puissantes que, par exemple, des fuites de liquide surchauffé d'un réacteur SCWR ou RWD. L'EBR-I est le premier réacteur de ce type dont le cœur est constitué d'un matériau fondu.

Ils utilisent du carburant pressé dans des billes en céramique dans lesquelles du gaz circule à travers les billes. Le résultat est des réacteurs efficaces, sans prétention et très sûrs, avec un combustible standardisé et peu coûteux. Le prototype était le réacteur AVR.

Dans ceux-ci, le carburant est dissous dans des sels de fluorure ou les fluorures sont utilisés comme liquide de refroidissement. Leurs divers systèmes de sécurité, leur rendement élevé et leur densité énergétique élevée sont adaptés aux véhicules. Notamment, ils ne contiennent aucune pièce à haute pression ni composant inflammable dans le noyau. Le prototype était le réacteur MSRE, qui utilisait également un cycle du combustible au thorium. En tant que réacteur surgénérateur, il retraite le combustible usé, extrayant à la fois l'uranium et les éléments transuraniens, ne laissant que 0,1 % des déchets transuraniens par rapport aux réacteurs conventionnels à eau légère à uranium à passage unique actuellement en exploitation. Un autre problème concerne les produits de fission radioactifs, qui ne sont pas retraités et doivent être éliminés dans des réacteurs conventionnels.

Ces réacteurs utilisent du combustible sous forme de sels solubles, dissous dans l’eau et mélangés à un liquide de refroidissement et un modérateur de neutrons.

Systèmes et projets nucléaires innovants

Réacteurs avancés

Plus d’une douzaine de projets de réacteurs avancés sont à différents stades de développement. Certains ont évolué à partir des conceptions des réacteurs RWD, BWR et PHWR, d'autres diffèrent de manière plus significative. Les premiers comprennent le réacteur avancé à eau bouillante (ABWR) (dont deux sont actuellement en fonctionnement et d'autres en construction), ainsi que le projet de réacteur à eau bouillante simplifié (ESBWR) et les centrales AP1000 (voir Programme d'énergie nucléaire 2010).

Réacteur nucléaire à neutrons rapides intégré(IFR) a été construit, testé et testé au cours des années 1980, puis a été retiré après le départ de l'administration Clinton dans les années 1990 en raison des politiques de non-prolifération nucléaire. Le retraitement du combustible nucléaire usé est intégré à sa conception et ne produit donc qu’une fraction des déchets des réacteurs en fonctionnement.

Réacteur modulaire refroidi par gaz à haute température(HTGCR), est conçu de telle manière que les températures élevées réduisent la puissance de sortie en raison de l'élargissement Doppler de la section transversale du faisceau de neutrons. Le réacteur utilise un combustible de type céramique, de sorte que ses températures de fonctionnement sûres dépassent la plage de températures de réduction de puissance. La plupart des structures sont refroidies à l'hélium inerte. L'hélium ne peut pas provoquer d'explosion due à la dilatation de la vapeur, n'est pas un absorbeur de neutrons qui provoquerait de la radioactivité et ne dissout pas les contaminants qui pourraient être radioactifs. Les conceptions typiques comprennent plus de couches de protection passive (jusqu'à 7) que dans les réacteurs à eau légère (généralement 3). Une caractéristique unique qui peut garantir la sécurité est que les boules de combustible forment en fait le noyau et sont remplacées une par une au fil du temps. Les caractéristiques de conception des piles à combustible rendent leur recyclage coûteux.

Petit, fermé, mobile, réacteur autonome (SSTAR) a été initialement testé et développé aux États-Unis. Le réacteur a été conçu comme un réacteur à neutrons rapides, doté d'un système de protection passive qui pouvait être arrêté à distance en cas de suspicion de problèmes.

Propre et respectueux de l'environnement réacteur avancé (CAESAR) est un concept de réacteur nucléaire utilisant la vapeur comme modérateur de neutrons - une conception encore en développement.

Le réacteur réduit modéré à eau est basé sur le réacteur amélioré à eau bouillante (ABWR) actuellement en service. Il ne s'agit pas d'un réacteur à neutrons rapides, mais il utilise principalement des neutrons épithermiques, qui ont des vitesses intermédiaires entre thermique et rapide.

Module de puissance nucléaire autorégulé avec modérateur de neutrons hydrogène (HPM) est un type de réacteur de conception produit par le Laboratoire national de Los Alamos qui utilise de l'hydrure d'uranium comme combustible.

Réacteurs nucléaires sous-critiques sont destinés à être plus sûrs et plus stables, mais sont complexes en termes d’ingénierie et économiques. Un exemple est l’Energy Booster.

Réacteurs à base de thorium. Il est possible de convertir le thorium 232 en U 233 dans des réacteurs spécialement conçus à cet effet. Le thorium, quatre fois plus abondant que l’uranium, peut ainsi être utilisé pour produire du combustible nucléaire à base d’U-233. On pense que l'U-233 possède des propriétés nucléaires favorables par rapport à l'U-235 utilisé de manière conventionnelle, notamment une meilleure efficacité neutronique et une réduction de la quantité de déchets transuraniens à vie longue produits.

Réacteur à eau lourde amélioré (AHWR)- un projet de réacteur à eau lourde qui représentera le développement du type PHWR de nouvelle génération. En cours de développement au Bhabha Nuclear Research Center (BARC), Inde.

KAMINI- un réacteur unique utilisant l'isotope de l'uranium 233 comme combustible. Construit en Inde au Centre de recherche BARC et au Centre Indira Gandhi pour la recherche nucléaire (IGCAR).

L'Inde envisage également de construire des réacteurs rapides utilisant le cycle du combustible thorium-uranium-233. Le FBTR (Fast Breeder Reactor) (Kalpakkam, Inde) utilise du plutonium comme combustible et du sodium liquide comme liquide de refroidissement pendant son fonctionnement.

Que sont les réacteurs de quatrième génération ?

La quatrième génération de réacteurs est un ensemble de différentes conceptions théoriques actuellement envisagées. Il est peu probable que ces projets soient achevés d’ici 2030. Les réacteurs actuellement en service sont généralement considérés comme des systèmes de deuxième ou troisième génération. Les systèmes de première génération ne sont plus utilisés depuis un certain temps. Le développement de cette quatrième génération de réacteurs a été officiellement lancé lors du Forum international Génération IV (GIF) autour de huit objectifs technologiques. Les principaux objectifs étaient d'améliorer la sûreté nucléaire, d'accroître la résistance à la prolifération, de minimiser les déchets et l'utilisation des ressources naturelles et de réduire les coûts de construction et d'exploitation de ces centrales.

• Réacteur à neutrons rapides refroidi au gaz
• Réacteur rapide avec refroidisseur en plomb
• Réacteur à sel liquide
• Réacteur rapide refroidi au sodium
• Réacteur nucléaire refroidi par eau supercritique
• Réacteur nucléaire à ultra haute température

Que sont les réacteurs de cinquième génération ?

Les réacteurs de cinquième génération sont des projets dont la mise en œuvre est possible d'un point de vue théorique, mais qui ne font pas actuellement l'objet d'une réflexion et de recherches actives. Bien que de tels réacteurs puissent être construits à court ou à court terme, ils suscitent peu d'intérêt pour des raisons de faisabilité économique, de praticité ou de sécurité.

• Réacteur en phase liquide. Circuit fermé avec un liquide dans le cœur d'un réacteur nucléaire, où la matière fissile se présente sous la forme d'uranium fondu ou d'une solution d'uranium refroidie par un gaz de travail injecté dans des trous traversants à la base du récipient de stockage.
• Réacteur en phase gazeuse dans le cœur. Une option à cycle fermé pour une fusée à propulsion nucléaire, où la matière fissile est de l'hexafluorure d'uranium gazeux situé dans un conteneur en quartz. Le gaz de travail (comme l'hydrogène) circulera autour de ce récipient et absorbera le rayonnement ultraviolet résultant de la réaction nucléaire. Une telle conception pourrait être utilisée comme moteur de fusée, comme mentionné dans le roman de science-fiction Skyfall de Harry Harrison de 1976. En théorie, l’utilisation de l’hexafluorure d’uranium comme combustible nucléaire (plutôt que comme intermédiaire, comme c’est le cas actuellement) entraînerait une baisse des coûts de production d’énergie et réduirait également considérablement la taille des réacteurs. En pratique, un réacteur fonctionnant à des densités de puissance aussi élevées produirait un flux incontrôlé de neutrons, affaiblissant les propriétés de résistance d'une grande partie des matériaux du réacteur. Ainsi, le flux serait similaire au flux de particules rejetées dans les installations thermonucléaires. Cela nécessiterait à son tour l'utilisation de matériaux similaires à ceux utilisés dans le cadre du Projet international pour la mise en œuvre d'une installation d'irradiation de matériaux dans des conditions de réaction thermonucléaire.
• Réacteur électromagnétique en phase gazeuse. Identique à un réacteur en phase gazeuse, mais avec des cellules photovoltaïques qui convertissent directement la lumière ultraviolette en électricité.
• Réacteur à fragmentation
• Fusion nucléaire hybride. Les neutrons émis lors de la fusion et de la désintégration de l'original ou « substance dans la zone de reproduction » sont utilisés. Par exemple, la transmutation de l’U-238, du Th-232 ou du combustible usé/déchets radioactifs d’un autre réacteur en isotopes relativement inoffensifs.

Réacteur avec une phase gazeuse dans le cœur. Une option à cycle fermé pour une fusée à propulsion nucléaire, où la matière fissile est de l'hexafluorure d'uranium gazeux situé dans un conteneur en quartz. Le gaz de travail (comme l'hydrogène) circulera autour de ce récipient et absorbera le rayonnement ultraviolet résultant de la réaction nucléaire. Une telle conception pourrait être utilisée comme moteur de fusée, comme mentionné dans le roman de science-fiction Skyfall de Harry Harrison de 1976. En théorie, l’utilisation de l’hexafluorure d’uranium comme combustible nucléaire (plutôt que comme intermédiaire, comme c’est le cas actuellement) entraînerait une baisse des coûts de production d’énergie et réduirait également considérablement la taille des réacteurs. En pratique, un réacteur fonctionnant à des densités de puissance aussi élevées produirait un flux incontrôlé de neutrons, affaiblissant les propriétés de résistance d’une grande partie des matériaux du réacteur. Ainsi, le flux serait similaire au flux de particules rejetées dans les installations thermonucléaires. Cela nécessiterait à son tour l'utilisation de matériaux similaires à ceux utilisés dans le cadre du Projet international pour la mise en œuvre d'une installation d'irradiation de matériaux dans des conditions de réaction thermonucléaire.

Réacteur électromagnétique en phase gazeuse. Identique à un réacteur en phase gazeuse, mais avec des cellules photovoltaïques qui convertissent directement la lumière ultraviolette en électricité.

Réacteur à fragmentation

Fusion nucléaire hybride. Les neutrons émis lors de la fusion et de la désintégration de l'original ou « substance dans la zone de reproduction » sont utilisés. Par exemple, la transmutation de l’U-238, du Th-232 ou du combustible usé/déchets radioactifs d’un autre réacteur en isotopes relativement inoffensifs.

Réacteurs à fusion

La fusion nucléaire contrôlée peut être utilisée dans les centrales à fusion pour produire de l’électricité sans les complications associées au travail avec les actinides. Toutefois, d’importants obstacles scientifiques et technologiques subsistent. Plusieurs réacteurs à fusion ont été construits, mais ce n'est que récemment qu'ils ont pu libérer plus d'énergie qu'ils n'en consomment. Bien que les recherches aient débuté dans les années 1950, on estime qu’un réacteur à fusion commercial ne fonctionnera pas avant 2050. Des efforts sont actuellement déployés pour exploiter l’énergie de fusion dans le cadre du projet ITER.

Cycle du combustible nucléaire

Les réacteurs thermiques dépendent généralement du degré de purification et d’enrichissement de l’uranium. Certains réacteurs nucléaires peuvent être alimentés par un mélange de plutonium et d'uranium (voir Combustible MOX). Le processus par lequel le minerai d'uranium est extrait, traité, enrichi, utilisé, éventuellement recyclé et éliminé est connu sous le nom de cycle du combustible nucléaire.

L’isotope U-235, facilement fissile, représente jusqu’à 1 % de l’uranium naturel. Ainsi, la conception de la plupart des réacteurs implique l’utilisation de combustible enrichi. L'enrichissement consiste à augmenter la proportion d'U-235 et s'effectue généralement par diffusion gazeuse ou dans une centrifugeuse à gaz. Le produit enrichi est ensuite transformé en poudre de dioxyde d'uranium, qui est pressée et cuite en granulés. Ces granulés sont placés dans des tubes qui sont ensuite scellés. Ces tubes sont appelés barres de combustible. Chaque réacteur nucléaire utilise un grand nombre de ces barres de combustible.

La plupart des réacteurs commerciaux BWR et PWR utilisent de l'uranium enrichi à environ 4 % en 235U. De plus, certains réacteurs industriels offrant des économies de neutrons élevées ne nécessitent pas du tout de combustible enrichi (c'est-à-dire qu'ils peuvent utiliser de l'uranium naturel). Selon l'Agence internationale de l'énergie atomique, il existe au moins 100 réacteurs de recherche dans le monde utilisant du combustible hautement enrichi (qualité militaire/enrichissement de l'uranium à 90 %). Le risque de vol de ce type de combustible (possible pour la production d'armes nucléaires) a conduit à une campagne appelant au passage à des réacteurs utilisant de l'uranium faiblement enrichi (qui présente une moindre menace de prolifération).

L'U-235 fissile et l'U-238 non fissile et fissile sont utilisés dans le processus de transformation nucléaire. L'U-235 est fissuré par des neutrons thermiques (c'est-à-dire à déplacement lent). Un neutron thermique se déplace à peu près à la même vitesse que les atomes qui l'entourent. Puisque la fréquence de vibration des atomes est proportionnelle à leur température absolue, un neutron thermique a une plus grande capacité à diviser l'U-235 lorsqu'il se déplace à la même vitesse de vibration. D’un autre côté, l’U-238 est plus susceptible de capturer un neutron si celui-ci se déplace très rapidement. L’atome d’U-239 se désintègre le plus rapidement possible pour former du plutonium-239, qui est lui-même un combustible. Le Pu-239 est un combustible précieux et doit être pris en compte même lors de l’utilisation de combustible à l’uranium hautement enrichi. Les processus de désintégration du plutonium domineront les processus de fission de l’U-235 dans certains réacteurs. Surtout après que l'U-235 chargé d'origine soit épuisé. Le plutonium se fissifie dans les réacteurs rapides et thermiques, ce qui le rend idéal pour les réacteurs nucléaires et les bombes nucléaires.

La plupart des réacteurs existants sont des réacteurs thermiques, qui utilisent généralement l'eau comme modérateur de neutrons (le modérateur signifie qu'elle ralentit un neutron jusqu'à la vitesse thermique) et également comme liquide de refroidissement. Cependant, un réacteur à neutrons rapides utilise un type de liquide de refroidissement légèrement différent qui ne ralentira pas trop le flux de neutrons. Cela permet aux neutrons rapides de prédominer, qui peuvent être utilisés efficacement pour reconstituer constamment l’approvisionnement en carburant. En plaçant simplement de l’uranium bon marché et non enrichi dans le cœur, l’U-238 spontanément non fissible se transformera en Pu-239, « reproduisant » le combustible.

Dans le cycle du combustible à base de thorium, le thorium 232 absorbe un neutron à la fois dans un réacteur rapide et dans un réacteur thermique. La désintégration bêta du thorium produit du protactinium-233 puis de l'uranium-233, qui à son tour est utilisé comme combustible. Ainsi, comme l’uranium 238, le thorium 232 est une matière fertile.

Maintenance des réacteurs nucléaires

La quantité d'énergie présente dans un réservoir de combustible nucléaire est souvent exprimée en termes de « jours à pleine puissance », c'est-à-dire le nombre de périodes de 24 heures (jours) pendant lesquelles le réacteur fonctionne à pleine puissance pour produire de l'énergie thermique. Les jours de fonctionnement à pleine puissance dans le cycle d'exploitation d'un réacteur (entre les intervalles nécessaires au ravitaillement) sont liés à la quantité d'uranium 235 (U-235) en décomposition contenue dans les assemblages combustibles au début du cycle. Plus le pourcentage d’U-235 dans le cœur est élevé en début de cycle, plus le nombre de jours de fonctionnement à pleine puissance permettra au réacteur de fonctionner.

À la fin du cycle d'exploitation, le combustible de certains assemblages est « élaboré », déchargé et remplacé sous forme d'assemblages combustibles neufs (frais). De plus, cette réaction d'accumulation de produits de désintégration dans le combustible nucléaire détermine la durée de vie du combustible nucléaire dans le réacteur. Même bien avant que le processus final de fission du combustible ne se produise, des sous-produits de désintégration à longue durée de vie absorbant les neutrons se sont accumulés dans le réacteur, empêchant ainsi la réaction en chaîne de se produire. La proportion du cœur du réacteur remplacée lors du ravitaillement du réacteur est typiquement d'un quart pour un réacteur à eau bouillante et d'un tiers pour un réacteur à eau sous pression. L'élimination et le stockage de ce combustible usé sont l'une des tâches les plus difficiles dans l'organisation de l'exploitation d'une centrale nucléaire industrielle. Ces déchets nucléaires sont extrêmement radioactifs et leur toxicité présente un risque pendant des milliers d'années.

Il n’est pas nécessaire que tous les réacteurs soient mis hors service pour le ravitaillement ; par exemple, les réacteurs nucléaires à noyaux de combustible sphérique, les réacteurs RBMK, les réacteurs à sels fondus, les réacteurs Magnox, AGR et CANDU permettent de déplacer les éléments combustibles pendant le fonctionnement de la centrale. Dans un réacteur CANDU, il est possible de placer des éléments combustibles individuels dans le cœur de manière à ajuster la teneur en U-235 de l'élément combustible.

La quantité d’énergie extraite d’un combustible nucléaire est appelée combustion, qui est exprimée en termes d’énergie thermique produite par le poids unitaire d’origine du combustible. Le taux de combustion est généralement exprimé en termes de mégawatts-jours thermiques par tonne de métal lourd parent.

Sûreté de l'énergie nucléaire

La sûreté nucléaire représente des actions visant à prévenir les accidents nucléaires et radiologiques ou à localiser leurs conséquences. L’énergie nucléaire a amélioré la sécurité et les performances des réacteurs et a également introduit de nouveaux modèles de réacteurs plus sûrs (qui n’ont généralement pas été testés). Cependant, rien ne garantit que ces réacteurs seront conçus, construits et pourront fonctionner de manière fiable. Des erreurs se sont produites lorsque les concepteurs du réacteur de la centrale nucléaire de Fukushima au Japon ne s'attendaient pas à ce qu'un tsunami généré par un tremblement de terre ferme le système de secours censé stabiliser le réacteur après le tremblement de terre, malgré les nombreux avertissements du NRG (l'organisme national de recherche). groupe) et l’administration japonaise sur la sûreté nucléaire. Selon UBS AG, l'accident nucléaire de Fukushima I remet en question la capacité même des économies avancées comme le Japon à garantir la sécurité nucléaire. Des scénarios catastrophiques, notamment des attaques terroristes, sont également possibles. Une équipe interdisciplinaire du MIT (Massachusetts Institute of Technology) estime qu'étant donné la croissance attendue de l'énergie nucléaire, on peut s'attendre à au moins quatre accidents nucléaires graves entre 2005 et 2055.

Accidents nucléaires et radiologiques

De graves accidents nucléaires et radiologiques se sont produits. Les accidents de centrales nucléaires comprennent l'incident SL-1 (1961), l'accident de Three Mile Island (1979), la catastrophe de Tchernobyl (1986) et la catastrophe nucléaire de Fukushima Daiichi (2011). Les accidents sur les navires à propulsion nucléaire comprennent les accidents de réacteurs sur les K-19 (1961), K-27 (1968) et K-431 (1985).

Des centrales nucléaires ont été mises en orbite autour de la Terre au moins 34 fois. Une série d'incidents impliquant le satellite soviétique à propulsion nucléaire sans pilote RORSAT a entraîné la libération de combustible nucléaire usé dans l'atmosphère terrestre depuis l'orbite.

Réacteurs nucléaires naturels

Bien que les réacteurs à fission soient souvent considérés comme un produit de la technologie moderne, les premiers réacteurs nucléaires se produisent dans des environnements naturels. Un réacteur nucléaire naturel peut être formé dans certaines conditions qui imitent celles d'un réacteur construit. À ce jour, jusqu'à quinze réacteurs nucléaires naturels ont été découverts dans trois gisements distincts de la mine d'uranium d'Oklo au Gabon (Afrique de l'Ouest). Les fameux réacteurs Okllo « morts » ont été découverts pour la première fois en 1972 par le physicien français Francis Perrin. Une réaction de fission nucléaire autonome s'est produite dans ces réacteurs il y a environ 1,5 milliard d'années et s'est maintenue pendant plusieurs centaines de milliers d'années, produisant en moyenne 100 kW de puissance au cours de cette période. Le concept de réacteur nucléaire naturel a été expliqué en termes théoriques en 1956 par Paul Kuroda de l'Université de l'Arkansas.

De tels réacteurs ne peuvent plus être formés sur Terre : la désintégration radioactive au cours de cette très longue période a réduit la proportion d'U-235 dans l'uranium naturel en dessous du niveau nécessaire pour entretenir une réaction en chaîne.

Les réacteurs nucléaires naturels se sont formés lorsque de riches gisements de minéraux d’uranium ont commencé à se remplir d’eau souterraine, qui a agi comme un modérateur de neutrons et a déclenché une importante réaction en chaîne. Le modérateur de neutrons, sous forme d'eau, s'est évaporé, provoquant une accélération de la réaction, puis s'est condensé, provoquant un ralentissement de la réaction nucléaire et empêchant la fusion. La réaction de fission a persisté pendant des centaines de milliers d'années.

De tels réacteurs naturels ont été largement étudiés par les scientifiques intéressés par le stockage des déchets radioactifs en milieu géologique. Ils proposent une étude de cas sur la manière dont les isotopes radioactifs migreraient à travers une couche de la croûte terrestre. C'est un point clé pour les critiques du stockage géologique des déchets, qui craignent que les isotopes contenus dans les déchets puissent se retrouver dans les réserves d'eau ou migrer dans l'environnement.

Problèmes environnementaux de l'énergie nucléaire

Un réacteur nucléaire rejette de petites quantités de tritium, Sr-90, dans l'air et les eaux souterraines. L'eau contaminée par le tritium est incolore et inodore. De fortes doses de Sr-90 augmentent le risque de cancer des os et de leucémie chez les animaux, et vraisemblablement chez les humains.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel se produit une réaction nucléaire en chaîne contrôlée, accompagnée d'une libération d'énergie.

Histoire

Une réaction en chaîne contrôlée et autonome de fission nucléaire (réaction en chaîne en abrégé) a été réalisée pour la première fois en décembre 1942. Un groupe de physiciens Université de Chicago, dirigé par E.Fermi, a construit le premier réacteur nucléaire au monde, appelé SR-1. Il s'agissait de blocs de graphite, entre lesquels se trouvaient des boules d'uranium naturel et de son dioxyde. Neutrons rapides apparaissant après la fission nucléaire 235U, ont été ralentis par le graphite jusqu'aux énergies thermiques, puis ont provoqué de nouvelles fissions nucléaires. Les réacteurs comme le SR-1, dans lesquels la majorité des fissions se produisent sous l'influence de neutrons thermiques, sont appelés réacteurs à neutrons thermiques. Ils contiennent beaucoup de modérateur par rapport à l'uranium.

DANS URSS des études théoriques et expérimentales sur les caractéristiques de démarrage, d'exploitation et de contrôle des réacteurs ont été réalisées par un groupe de physiciens et d'ingénieurs sous la direction de l'académicien I. V. Kurchatova. Le premier réacteur soviétique F1 placé dans un état critique le 25 décembre 1946. Le réacteur F-1 est constitué de blocs de graphite et a la forme d'une boule d'un diamètre d'environ 7,5 m. Dans la partie centrale de la boule d'un diamètre de 6 m, de l'uranium les tiges sont placées dans des trous dans les blocs de graphite. Les résultats des recherches sur le réacteur F-1 sont devenus la base de projets de réacteurs industriels plus complexes. En 1949, un réacteur de production de plutonium est mis en service et le 27 juin 1954, la première centrale nucléaire au monde d'une capacité électrique de 5 MW entre en service à Obninsk.

Conception et principe de fonctionnement

Mécanisme de libération d'énergie

La transformation d'une substance s'accompagne de la libération d'énergie libre uniquement si la substance dispose d'une réserve d'énergie. Ce dernier signifie que les microparticules d'une substance sont dans un état avec une énergie de repos supérieure à celle d'un autre état possible vers lequel il existe une transition. Une transition spontanée est toujours empêchée par une barrière énergétique, pour surmonter laquelle la microparticule doit recevoir une certaine quantité d'énergie de l'extérieur - l'énergie d'excitation. La réaction exoénergétique consiste dans le fait que lors de la transformation suivant l'excitation, plus d'énergie est libérée qu'il n'en faut pour exciter le processus. Il existe deux manières de surmonter la barrière énergétique : soit grâce à l'énergie cinétique des particules en collision, soit grâce à l'énergie de liaison de la particule qui se joint.

Si nous gardons à l’esprit l’échelle macroscopique de libération d’énergie, alors toutes ou initialement au moins une partie des particules de la substance doivent avoir l’énergie cinétique nécessaire pour exciter des réactions. Ceci n'est réalisable qu'en augmentant la température du milieu jusqu'à une valeur à laquelle l'énergie du mouvement thermique se rapproche du seuil énergétique limitant le déroulement du processus. Dans le cas de transformations moléculaires, c'est-à-dire de réactions chimiques, une telle augmentation est généralement de plusieurs centaines de degrés Kelvin, mais dans le cas de réactions nucléaires, elle est d'au moins 107°K en raison de la très grande hauteur des barrières coulombiennes des noyaux en collision. L'excitation thermique des réactions nucléaires n'est réalisée en pratique que lors de la synthèse des noyaux les plus légers, dans lesquels les barrières coulombiennes sont minimes (fusion thermonucléaire). L'excitation en joignant des particules ne nécessite pas une grande énergie cinétique et ne dépend donc pas de la température du milieu, car elle se produit en raison de liaisons inutilisées inhérentes aux forces d'attraction des particules. Mais pour susciter des réactions, les particules elles-mêmes sont nécessaires. Et si encore une fois nous n'entendons pas un acte de réaction séparé, mais la production d'énergie à l'échelle macroscopique, alors cela n'est possible que lorsqu'une réaction en chaîne se produit. Cette dernière se produit lorsque les particules qui excitent la réaction réapparaissent comme produits d’une réaction exoénergétique.

Structure schématique d'un réacteur à neutrons thermiques hétérogène1 - barre de commande ; 2 - protection biologique ; 3 - protection thermique ; 4 - modérateur ; 5 - combustible nucléaire ; 6 - liquide de refroidissement.

Conception schématique d'un réacteur à neutrons thermiques hétérogène

barre de controle;

protection biologique;

protection thermique;

modérateur;

combustible nucléaire;

liquide de refroidissement.

Conception

Tout réacteur nucléaire se compose des éléments suivants :

Noyau avec combustible nucléaire et modérateur ;

Réflecteur de neutrons entourant le noyau ;

Liquide de refroidissement ;

Système de contrôle de réaction en chaîne, y compris protection d'urgence

Protection contre les radiations

Système de contrôle à distance

La principale caractéristique d’un réacteur est sa puissance. Une puissance de 1 MW correspond à une réaction en chaîne dans laquelle se produisent 3,1016 fissions en 1 seconde.

Principes physiques de fonctionnement

L'état actuel d'un réacteur nucléaire peut être caractérisé par le facteur de multiplication neutronique effectif k ou la réactivité ρ, qui sont liés par la relation suivante :

Les valeurs suivantes sont typiques pour ces quantités :

k > 1 - la réaction en chaîne augmente avec le temps, le réacteur est dans un état supercritique, sa réactivité ρ > 0 ;

k< 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

k = 1, ρ = 0 - le nombre de fissions nucléaires est constant, le réacteur est dans un état critique stable.

Condition de criticité pour un réacteur nucléaire :

ω est la fraction du nombre total de neutrons produits dans le réacteur qui sont absorbés dans le cœur du réacteur, ou la probabilité qu'un neutron évite une fuite du volume final.

k 0 est le facteur de multiplication des neutrons dans un noyau infiniment grand.

L'inversion du facteur de multiplication à l'unité est obtenue en équilibrant la multiplication des neutrons avec leurs pertes. Il y a en réalité deux raisons aux pertes : la capture sans fission et la fuite des neutrons hors du milieu de reproduction.

Il est évident que k< k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны

k0 pour les réacteurs thermiques peut être déterminé à l'aide de la « formule à 4 facteurs » :

μ - facteur de multiplication des neutrons rapides ;

φ est la probabilité d'éviter la capture résonante ;

θ - facteur d'utilisation des neutrons thermiques ;

η est le rendement en neutrons par absorption.

Les volumes des réacteurs de puissance modernes peuvent atteindre des centaines de m3 et sont déterminés principalement non par les conditions de criticité, mais par les capacités d'évacuation de la chaleur.

Le volume critique d'un réacteur nucléaire est le volume du cœur du réacteur dans un état critique. La masse critique est la masse de matière fissile dans un réacteur qui se trouve dans un état critique.

Les réacteurs dans lesquels le combustible est constitué de solutions aqueuses de sels d'isotopes fissiles purs avec un réflecteur de neutrons à eau ont la masse critique la plus faible. Pour 235 U, cette masse est de 0,8 kg, pour 239 Pu - 0,5 kg. Théoriquement, le 251 Cf possède la plus petite masse critique, pour laquelle cette valeur n'est que de 10 g.

Afin de réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou proche de la sphère, par exemple un cylindre ou un cube court, car ces figures ont le plus petit rapport surface/volume.

Malgré le fait que la valeur de (e - 1) soit généralement faible, le rôle de la reproduction de neutrons rapides est assez important, puisque pour les grands réacteurs nucléaires (K∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Pour déclencher une réaction en chaîne, les neutrons produits lors de la fission spontanée des noyaux d’uranium suffisent généralement. Il est également possible d'utiliser une source externe de neutrons pour démarrer le réacteur, par exemple un mélange de Ra et Be, 252 Cf ou d'autres substances.

Fosse à iode

La fosse d'iode est un état d'un réacteur nucléaire après son arrêt, caractérisé par l'accumulation d'un isotope à courte durée de vie du xénon (135 Xe). Ce processus conduit à l'apparition temporaire d'une réactivité négative importante, qui, à son tour, rend impossible l'amenée du réacteur à sa capacité nominale dans un certain délai (environ 1 à 2 jours).

Classification

Par nature d'utilisation

Selon la nature de leur utilisation, les réacteurs nucléaires sont répartis en :

Réacteurs expérimentaux destinés à étudier diverses grandeurs physiques dont l'importance est nécessaire à la conception et à l'exploitation des réacteurs nucléaires ; la puissance de tels réacteurs ne dépasse pas plusieurs kW ;

Réacteurs de recherche, dans lesquels les flux de neutrons et de quanta γ créés dans le cœur sont utilisés pour la recherche dans le domaine de la physique nucléaire, de la physique du solide, de la chimie des rayonnements, de la biologie, pour tester des matériaux destinés à fonctionner dans des flux de neutrons intenses (y compris . pièces des réacteurs nucléaires), pour la production d'isotopes. La puissance des réacteurs de recherche ne dépasse pas 100 MW ; L’énergie libérée n’est généralement pas utilisée.

Réacteurs isotopiques (armes, industriels) utilisés pour produire des isotopes utilisés dans les armes nucléaires, par exemple le 239Pu.

Réacteurs énergétiques destinés à produire de l'énergie électrique et thermique utilisée dans le secteur de l'énergie, pour le dessalement de l'eau, pour alimenter les centrales électriques des navires, etc. ; La puissance thermique d'un réacteur énergétique moderne atteint 3 à 5 GW.

Selon le spectre neutronique

Réacteur à neutrons thermiques (« réacteur thermique »)

Réacteur à neutrons rapides (« réacteur rapide »)

Réacteur à neutrons intermédiaire

Par placement de combustible

Les réacteurs hétérogènes, où le combustible est placé discrètement dans le cœur sous forme de blocs, entre lesquels se trouve un modérateur ;

Réacteurs homogènes, où le combustible et le modérateur constituent un mélange homogène (système homogène).

Les blocs de combustible nucléaire dans un réacteur hétérogène sont appelés éléments combustibles (éléments combustibles), qui sont placés dans le cœur aux nœuds d'un réseau régulier, formant des cellules.

Par type de carburant

Par degré d'enrichissement :

Uranium naturel

Uranium légèrement enrichi

Isotope fissile pur

Par composition chimique :

métal U

UO 2 (dioxyde d'uranium)

UC (carbure d'uranium), etc.

Par type de liquide de refroidissement

H 2 O (eau, voir réacteur eau-eau)

Gaz, (voir Réacteur graphite-gaz)

Réacteur refroidi organique

Réacteur refroidi par métal liquide

Réacteur à sels fondus

Par type de modérateur

C (graphite, voir Réacteur graphite-gaz, Réacteur graphite-eau)

H 2 O (eau, voir Réacteur à eau légère, Réacteur eau-eau, VVER)

D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)

Hydrures métalliques

Sans ralentisseur

Intentionnellement

Réacteurs à cuve

Réacteurs à canaux

Par méthode de génération de vapeur

Réacteur avec générateur de vapeur externe

Réacteur bouillant

Au début du 21e siècle, les plus courants sont les réacteurs nucléaires hétérogènes utilisant des neutrons thermiques avec modérateurs - H 2 O, C, D 2 O et caloporteurs - H 2 O, gaz, D 2 O, par exemple eau-eau VVER , chaîne RBMK.

Les réacteurs rapides sont également prometteurs. Le combustible qu'ils contiennent est du 238U, ce qui permet de décupler l'utilisation du combustible nucléaire par rapport aux réacteurs thermiques, ce qui augmente considérablement les ressources de l'énergie nucléaire.

Matériaux de réacteur

Les matériaux à partir desquels les réacteurs sont construits fonctionnent à haute température dans le domaine des neutrons, des quanta γ et des fragments de fission. Par conséquent, tous les matériaux utilisés dans d’autres branches technologiques ne conviennent pas à la construction de réacteurs. Lors du choix des matériaux pour réacteurs, leur résistance aux radiations, leur inertie chimique, leur section efficace d'absorption et d'autres propriétés sont prises en compte.

Les coques d'éléments combustibles, les canaux et les modérateurs (réflecteurs) sont fabriqués à partir de matériaux avec de petites sections efficaces d'absorption. L'utilisation de matériaux qui absorbent faiblement les neutrons réduit la consommation inutile de neutrons, réduit la charge de combustible nucléaire et augmente le coefficient de reproduction des neutrons. Pour les tiges absorbantes, au contraire, des matériaux avec une grande section d'absorption conviennent. Cela réduit considérablement le nombre de barres nécessaires au contrôle du réacteur.

Les neutrons rapides, les quanta gamma et les fragments de fission endommagent la structure de la matière. Ainsi, dans une matière solide, les neutrons rapides font sortir les atomes du réseau cristallin ou les déplacent. En conséquence, les propriétés plastiques et la conductivité thermique des matériaux se détériorent. Les molécules complexes sont décomposées par rayonnement en molécules plus simples ou en atomes constitutifs. Par exemple, l'eau se décompose en oxygène et en hydrogène. Ce phénomène est connu sous le nom de radiolyse de l'eau.

L’instabilité des matériaux aux rayonnements a moins d’effet à haute température. La mobilité des atomes devient si grande que la probabilité de retour des atomes expulsés du réseau cristallin à leur place ou de recombinaison de l'hydrogène et de l'oxygène en une molécule d'eau augmente considérablement. Ainsi, la radiolyse de l'eau est insignifiante dans les réacteurs énergétiques sans ébullition (par exemple VVER), tandis que dans les réacteurs de recherche puissants, une quantité importante de mélange explosif est libérée. Les réacteurs disposent de systèmes spéciaux pour le brûler.

Les matériaux des réacteurs sont en contact les uns avec les autres (gaine de combustible avec caloporteur et combustible nucléaire, cassettes de combustible avec caloporteur et modérateur, etc.). Bien entendu, les matériaux en contact doivent être chimiquement inertes (compatibles). Un exemple d'incompatibilité est l'uranium et l'eau chaude entrant dans une réaction chimique.

Pour la plupart des matériaux, les propriétés de résistance se détériorent fortement avec l'augmentation de la température. Dans les réacteurs de puissance, les matériaux de structure fonctionnent à des températures élevées. Cela limite le choix des matériaux de construction, notamment pour les parties du réacteur de puissance qui doivent résister à des pressions élevées.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire

Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, en raison de l'accumulation de fragments de fission dans le combustible, sa composition isotopique et chimique change et des éléments transuraniens, principalement des isotopes Pu, se forment. L'effet des fragments de fission sur la réactivité d'un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement (pour les fragments radioactifs) et scorification (pour les isotopes stables).

La principale cause d'empoisonnement du réacteur est le 135 Xe, qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6 · 106 barn). Demi-vie du 135 Xe T½ = 9,2 heures ; Le rendement de fission est de 6 à 7 %. La majeure partie du 135Xe est formée à la suite de la désintégration du 135I (T½ = 6,8 h). En cas d'intoxication, le Cef change de 1 à 3 %. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants :

À une augmentation de la concentration en 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité du réacteur après son arrêt ou sa réduction de puissance (« puits à iode »), ce qui rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de la puissance de sortie . Cet effet est surmonté par l'introduction d'une réserve de réactivité dans les organismes de réglementation. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·1018 neutrons/(cm 2 ·sec), la durée du puits d'iode est de ˜ 30 heures et la profondeur est 2 fois supérieure à la profondeur stationnaire. modification du Kef provoquée par un empoisonnement au 135 Xe.

En raison d'un empoisonnement, des fluctuations spatio-temporelles du flux de neutrons F et, par conséquent, de la puissance du réacteur peuvent se produire. Ces oscillations se produisent à Ф > 1018 neutrons/(cm 2 sec) et dans des réacteurs de grande taille. Périodes d'oscillation ˜ 10 heures.

La fission nucléaire produit un grand nombre de fragments stables, qui diffèrent par leurs sections efficaces d'absorption par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. La concentration de fragments à grande section efficace d'absorption atteint la saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur. Il s'agit principalement de 149Sm, ce qui fait varier le Kef de 1%). La concentration des fragments ayant une faible section efficace d'absorption et la réactivité négative qu'ils introduisent augmentent linéairement avec le temps.

La formation d'éléments transuraniens dans un réacteur nucléaire se déroule selon les schémas suivants :

235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 jours) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 jours) → 238 Pu

238 U + n → 239 U →(23 min)→ 239 Np →(2,3 jours)→ 239 Pu (+fragments) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+fragments) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 h)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 min)→ 244 Cm

Le temps entre les flèches indique la demi-vie, "+n" indique l'absorption des neutrons.

Au début du fonctionnement du réacteur, une accumulation linéaire de 239 Pu se produit, et plus l'enrichissement de l'uranium est rapide (avec une combustion fixe de 235 U). De plus, la concentration de 239 Pu tend vers une valeur constante, qui ne dépend pas du degré d'enrichissement, mais est déterminée par le rapport des sections efficaces de capture de neutrons de 238 U et 239 Pu. Le temps caractéristique pour l'établissement de la concentration d'équilibre est de 239 Pu ˜ 3/F années (F en unités de 1013 neutrons/cm 2 ×sec). Les isotopes 240 Pu et 241 Pu n'atteignent des concentrations d'équilibre que lorsque le combustible est recombusqué dans un réacteur nucléaire après régénération du combustible nucléaire.

La combustion du combustible nucléaire est caractérisée par l'énergie totale libérée dans le réacteur pour 1 combustible. Cette valeur est :

˜ 10 GW jour/t - réacteurs à eau lourde ;

˜ 20-30 GW jour/t - réacteurs utilisant de l'uranium faiblement enrichi (2-3% 235U) ;

jusqu'à 100 GW jour/t - réacteurs à neutrons rapides.

Un taux de combustion de 1 GW jour/t correspond à la combustion de 0,1 % de combustible nucléaire.

À mesure que le combustible brûle, la réactivité du réacteur diminue. Le remplacement du combustible brûlé s'effectue immédiatement à partir de l'ensemble du cœur ou progressivement, en laissant en fonctionnement des crayons combustibles d'« âges » différents. Ce mode est appelé ravitaillement continu.

Dans le cas d'un changement complet de combustible, le réacteur présente un excès de réactivité qu'il convient de compenser, alors que dans le second cas, la compensation n'est requise qu'au premier démarrage du réacteur. Une surcharge continue permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité du réacteur est déterminée par les concentrations moyennes d'isotopes fissiles.

La masse de carburant chargé dépasse la masse de carburant déchargé en raison du « poids » de l’énergie libérée. Après l'arrêt du réacteur, d'abord principalement en raison de la fission par les neutrons retardés, puis, après 1 à 2 minutes, en raison du rayonnement β et γ des fragments de fission et des éléments transuraniens, la libération d'énergie dans le combustible se poursuit. Si le réacteur a fonctionné suffisamment longtemps avant de s'arrêter, alors 2 minutes après l'arrêt, la libération d'énergie est d'environ 3 %, après 1 heure - 1 %, après 24 heures - 0,4 %, après un an - 0,05 %.

Le rapport entre la quantité d'isotopes fissiles de Pu formés dans un réacteur nucléaire et la quantité de 235 U brûlé est appelé coefficient de conversion KK. La valeur KK augmente avec la diminution de l'enrichissement et de la combustion. Pour un réacteur à eau lourde utilisant de l'uranium naturel, à une combustion de 10 GW jour/t, KK = 0,55, et à de petites combustions (dans ce cas, KK est appelé coefficient initial du plutonium) KK = 0,8. Si un réacteur nucléaire brûle et produit les mêmes isotopes (réacteur surgénérateur), alors le rapport entre le taux de reproduction et le taux de combustion est appelé facteur de reproduction KB. Dans les réacteurs nucléaires utilisant des neutrons thermiques KV< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4—1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Contrôle des réacteurs nucléaires

Un réacteur nucléaire ne peut fonctionner longtemps à une puissance donnée que s’il dispose d’une réserve de réactivité au début de son exploitation. Les processus se produisant dans le réacteur provoquent une détérioration des propriétés multiplicatrices du milieu, et sans mécanisme de restauration de la réactivité, le réacteur ne pourrait pas fonctionner même pendant une courte période. La réserve de réactivité initiale est créée en construisant un noyau dont les dimensions dépassent largement les dimensions critiques. Pour éviter que le réacteur ne devienne supercritique, des substances absorbant les neutrons sont introduites dans le cœur. Les absorbeurs font partie du matériau des barres de commande qui se déplacent le long des canaux correspondants dans le noyau. De plus, si seulement quelques crayons suffisent pour la régulation, alors pour compenser l'excès de réactivité initial, le nombre de crayons peut atteindre des centaines. Les barres de compensation sont progressivement retirées du cœur du réacteur, assurant un état critique pendant toute la durée de son fonctionnement. La compensation du burn-up peut également être obtenue en utilisant des absorbeurs spéciaux dont l'efficacité diminue lorsqu'ils captent des neutrons (Cd, B, terres rares) ou des solutions de substances absorbantes dans le modérateur.

Le contrôle d'un réacteur nucléaire est simplifié par le fait que lors de la fission, une partie des neutrons s'échappent des fragments avec un délai pouvant aller de 0,2 à 55 secondes. Grâce à cela, le flux de neutrons et, par conséquent, la puissance changent assez doucement, ce qui laisse le temps de prendre une décision et de changer l'état du réacteur de l'extérieur.

Un système de contrôle et de protection (CPS) est utilisé pour contrôler un réacteur nucléaire. Les organismes du CPS sont répartis en :

Urgence, réduisant la réactivité (introduisant une réactivité négative dans le réacteur) lorsque des signaux d'urgence apparaissent ;

Régulateurs automatiques qui maintiennent un flux de neutrons F constant (c'est-à-dire la puissance de sortie) ;

Compensant, servant à compenser les intoxications, les burn-out, les effets de la température.

Dans la plupart des cas, des crayons insérés dans le cœur et constitués de matériaux absorbant fortement les neutrons (Cd, B, etc.) sont utilisés pour contrôler le réacteur. Le mouvement des tiges est contrôlé par des mécanismes spéciaux qui fonctionnent sur la base de signaux provenant de dispositifs sensibles à l'ampleur du flux neutronique.

Le fonctionnement des barres de commande est sensiblement simplifié pour les réacteurs à coefficient de réactivité en température négatif (r diminue avec l'augmentation de la température).

Sur la base des informations sur l'état du réacteur, un complexe informatique spécial génère des recommandations à l'opérateur pour modifier l'état du réacteur ou, dans certaines limites, le réacteur est contrôlé sans la participation de l'opérateur.

En cas de développement catastrophique imprévu d'une réaction en chaîne, chaque réacteur est doté d'un arrêt d'urgence de la réaction en chaîne, réalisé en laissant tomber des barres de secours spéciales ou des barres de sécurité dans le cœur - un système de protection d'urgence.

Aussi, si nécessaire, refroidissez rapidement le réacteur, ils sont utilisés un seau d'eau Et glace.

Refroidissement des réacteurs nucléaires (jusqu'à la version 1.106)

• La tige de refroidissement peut stocker 10 000 eT et refroidit de 1 eT chaque seconde.
• La gaine du réacteur stocke également 10 000 eT, se refroidissant chaque seconde avec une probabilité de 10 % d’atteindre 1 eT (en moyenne 0,1 eT). Grâce aux thermoplaques, les éléments combustibles et les dissipateurs de chaleur peuvent distribuer la chaleur à un plus grand nombre d'éléments de refroidissement.
• Le dissipateur de chaleur stocke 10 000 eT et équilibre également le niveau de chaleur des éléments proches, mais ne redistribue pas plus de 6 eT/s à chacun. Il redistribue également la chaleur au corps, jusqu'à 25 eT/s.
• Refroidissement passif.

• Chaque bloc d'air entourant le réacteur dans une zone de 3x3x3 autour du réacteur nucléaire refroidit la cuve de 0,25 eT/s, et chaque bloc d'eau refroidit de 1 eT/s.
• De plus, le réacteur lui-même est refroidi de 1 eT/s, grâce au système de ventilation interne.
• Chaque chambre de réacteur supplémentaire est également ventilée et refroidit le boîtier de 2 eT/s supplémentaires.
• Mais s'il y a des blocs de lave (sources ou coulées) dans la zone 3x3x3, alors ils réduisent le refroidissement de la coque de 3 eT/s. Et un feu brûlant dans la même zone réduit le refroidissement de 0,5 eT/s.

• Refroidissement d'urgence (jusqu'à la version 1.106).

• Un seau d'eau placé dans le cœur refroidit la cuve du réacteur nucléaire de 250 eT si elle est chauffée d'au moins 4 000 eT.
• La glace refroidit le corps de 300 eT si elle est chauffée d'au moins 300 eT.

Classification des réacteurs nucléaires

Les réacteurs nucléaires ont leur propre classification : MK1, MK2, MK3, MK4 et MK5. Les types sont déterminés par la libération de chaleur et d’énergie, ainsi que par certains autres aspects. MK1 est le plus sûr, mais produit le moins d’énergie. Le MK5 produit le plus d'énergie avec le plus grand risque d'explosion.

MK1

Le type de réacteur le plus sûr, qui ne chauffe pas du tout et produit en même temps le moins d’énergie. Divisé en deux sous-types : MK1A – celui qui répond aux conditions de classe quel que soit l'environnement et MK1B – celui qui nécessite un refroidissement passif pour se conformer aux normes de classe 1.

MK2

Le type de réacteur le plus optimal, qui, lorsqu'il fonctionne à pleine puissance, ne chauffe pas de plus de 8 500 eT par cycle (temps pendant lequel le crayon combustible parvient à se décharger complètement ou 10 000 secondes). C’est donc le compromis chaleur/énergie optimal. Pour ces types de réacteurs, il existe également une classification distincte MK2x, où x est le nombre de cycles pendant lesquels le réacteur fonctionnera sans surchauffe critique. Le nombre peut aller de 1 (un cycle) à E (16 cycles ou plus). MK2-E est le standard parmi tous les réacteurs nucléaires, puisqu'il est pratiquement éternel. (C'est-à-dire qu'avant la fin du cycle 16, le réacteur aura le temps de refroidir jusqu'à 0 eT)

MK3

Un réacteur qui peut fonctionner au moins 1/10 d'un cycle complet sans évaporation d'eau/blocs de fusion. Plus puissant que MK1 et MK2, mais nécessite une surveillance supplémentaire, car après un certain temps, la température peut atteindre un niveau critique.

MK4

Un réacteur capable de fonctionner au moins 1/10 d’un cycle complet sans explosion. Le plus puissant des types opérationnels de réacteurs nucléaires, qui nécessite le plus d’attention. Nécessite une surveillance constante. Pour la première fois, il émet environ 200 000 à 1 000 000 d'eE.

MK5

Les réacteurs nucléaires de classe 5 sont inutilisables, principalement utilisés pour prouver le fait qu'ils explosent. Bien qu’il soit possible de réaliser un réacteur fonctionnel de cette classe, cela ne sert à rien.

Classement supplémentaire

Même si les réacteurs comptent déjà jusqu'à 5 classes, les réacteurs sont parfois divisés en plusieurs sous-classes plus mineures mais importantes en termes de type de refroidissement, d'efficacité et de performance.

Refroidissement

-SUC(liquides de refroidissement à usage unique - utilisation unique des éléments de refroidissement)

• Avant la version 1.106, ce marquage indiquait un refroidissement d'urgence du réacteur (à l'aide de seaux d'eau ou de glace). Généralement, de tels réacteurs sont rarement utilisés, voire pas du tout, car ils peuvent ne pas fonctionner très longtemps sans surveillance. Ceci était généralement utilisé pour le Mk3 ou le Mk4.
• Après la version 1.106, les condensateurs thermiques sont apparus. La sous-classe -SUC indique désormais la présence de condensateurs thermiques dans le circuit. Leur capacité thermique peut être rapidement restaurée, mais cela nécessitera de dépenser de la poussière rouge ou du lapis-lazuli.

Efficacité

L'efficacité est le nombre moyen d'impulsions produites par les barres de combustible. En gros, il s'agit du nombre de millions d'énergie obtenue grâce au fonctionnement du réacteur, divisé par le nombre de crayons de combustible. Mais dans le cas des circuits d'enrichissement, une partie des impulsions est consacrée à l'enrichissement, et dans ce cas le rendement ne correspond pas tout à fait à l'énergie reçue et sera plus élevé.

Les barres combustibles doubles et quadruples ont un rendement de base plus élevé que les barres simples. À eux seuls, les éléments combustibles simples produisent une impulsion, les doubles - deux, les quadruples - trois. Si l'une des quatre cellules voisines contient un autre élément combustible, un élément combustible épuisé ou un réflecteur de neutrons, le nombre d'impulsions augmente de 1, c'est-à-dire d'un maximum de 4 supplémentaires. De ce qui précède, il devient clair que l'efficacité ne peut pas être inférieur à 1 ou supérieur à 7.

Autres sous-classes

Vous pouvez parfois voir des lettres supplémentaires, des abréviations ou d'autres symboles sur les schémas des réacteurs. Bien que ces symboles soient utilisés (par exemple, la sous-classe -SUC n'était pas officiellement enregistrée auparavant), ils ne sont pas très populaires. Par conséquent, vous pouvez même appeler votre réacteur Mk9000-2 EA^ dzhigurda, mais ce type de réacteur ne sera tout simplement pas compris et sera considéré comme une blague.

Construction du réacteur

Nous savons tous que le réacteur chauffe et qu’une explosion peut se produire soudainement. Et nous devons l'éteindre et le rallumer. Ce qui suit décrit comment vous pouvez protéger votre maison et comment tirer le meilleur parti d'un réacteur qui n'explosera jamais. Dans ce cas, vous devriez déjà avoir installé 6 chambres de réacteur.

Vue du réacteur avec chambres. Réacteur nucléaire à l'intérieur.

1. Couvrir le réacteur avec de la pierre renforcée (5x5x5)
2. Effectuez un refroidissement passif, c'est-à-dire remplissez tout le réacteur avec de l'eau. Remplissez-le par le haut car l'eau coulera vers le bas. Grâce à ce schéma, le réacteur sera refroidi à raison de 33 eT par seconde.
3. Réalisez le maximum d'énergie générée avec les cannes de refroidissement, etc. Attention, car si même 1 dissipateur de chaleur est mal placé, une catastrophe peut survenir ! (le schéma est affiché pour les versions jusqu'à 1.106)
4. Pour éviter que notre MFE n'explose à cause de la haute tension, nous installons un transformateur comme sur la photo.

Réacteur Mk-V EB

Beaucoup de gens savent que les mises à jour entraînent des changements. L'une de ces mises à jour comprenait de nouveaux barres de combustible - doubles et quadruples. Le schéma ci-dessus ne correspond pas à ces crayons combustibles. Vous trouverez ci-dessous une description détaillée de la fabrication d'un réacteur plutôt dangereux mais efficace. Pour ce faire, IndustrialCraft 2 nécessite Nuclear Control. Ce réacteur a rempli le MFSU et le MFE en environ 30 minutes de temps réel. Malheureusement, il s'agit d'un réacteur de classe MK4. Mais il a accompli sa tâche en chauffant jusqu'à 6500 eT. Il est recommandé d'installer 6500 sur le capteur de température et de connecter un système d'alarme et d'arrêt d'urgence au capteur. Si l'alarme retentit pendant plus de deux minutes, il est préférable d'éteindre le réacteur manuellement. La construction est la même que ci-dessus. Seul l'emplacement des composants a été modifié.

Puissance de sortie : 360 UE/t

Total EE : 72 000 000 EE

Temps de génération : 10 min. 26 s.

Temps de rechargement : Impossible

Cycles maximum : 6,26 % de cycle

Durée totale : Jamais

Le plus important dans un tel réacteur, c’est de ne pas le laisser exploser !

Réacteur Mk-II-E-SUC Breeder EA+ avec la capacité d'enrichir des éléments combustibles épuisés

Un type de réacteur assez efficace mais coûteux. Il produit 720 000 eT par minute et les condensateurs chauffent de 27/100, donc, sans refroidir les condensateurs, le réacteur résistera à des cycles de 3 minutes, et le 4ème le fera presque certainement exploser. Il est possible d'installer des éléments combustibles épuisés pour l'enrichissement. Il est recommandé de connecter le réacteur à une minuterie et d'enfermer le réacteur dans un « sarcophage » en pierre renforcée. En raison de la tension de sortie élevée (600 EU/t), des câbles haute tension et un transformateur HT sont nécessaires.

Puissance de sortie : 600 UE/t

Total eE : 120 000 000 eE

Temps de génération : cycle complet

Réacteur Mk-I EB

Les éléments ne chauffent pas du tout, 6 crayons combustibles quadruples fonctionnent.

Puissance de sortie : 360 UE/t

Total EE : 72 000 000 EE

Temps de génération : cycle complet

Temps de recharge : non requis

Cycles maximum : nombre infini

Durée totale : 2 heures 46 minutes 40 secondes.

Réacteur Mk-I EA++

Faible consommation d'énergie, mais économique en termes de matières premières et peu coûteux à construire. Nécessite des réflecteurs à neutrons.

Puissance de sortie : 60 UE/t

Total eE : 12 000 000 eE

Temps de génération : cycle complet

Temps de recharge : non requis

Cycles maximum : nombre infini

Durée totale : 2 heures 46 minutes 40 secondes.

Réacteur Mk-I EA*

Puissance moyenne mais relativement bon marché et extrêmement efficace. Nécessite des réflecteurs à neutrons.

Puissance de sortie : 140 UE/t

EE totale : 28 000 000 EE

Temps de génération : cycle complet

Temps de recharge : non requis

Cycles maximum : nombre infini

Durée totale : 2 heures 46 minutes 40 secondes.

Réacteur Mk-II-E-SUC Breeder EA+, enrichissement de l'uranium

Compact et peu coûteux à construire un enrichisseur d’uranium. Le temps de fonctionnement sûr est de 2 minutes 20 secondes, après quoi il est recommandé de réparer les condensateurs en lapis-lazuli (réparation d'un - 2 lapis-lazuli + 1 redstone), ce qui nécessitera une surveillance constante du réacteur. De plus, en raison d’un enrichissement inégal, il est recommandé d’échanger des bâtonnets hautement enrichis avec des bâtonnets faiblement enrichis. Dans le même temps, il peut produire 48 000 000 eE par cycle.

Puissance de sortie : 240 UE/t

Total EE : 48 000 000 EE

Temps de génération : cycle complet

Temps de recharge : non requis

Cycles maximum : nombre infini

Durée totale : 2 heures 46 minutes 40 secondes.

Réacteur Mk-I EC

Réacteur "chambre". Il a une faible puissance, mais il est très bon marché et absolument sûr - toute surveillance du réacteur se résume au remplacement des barres, car le refroidissement par ventilation dépasse de 2 fois la production de chaleur. Il est préférable de le placer à proximité du MFE/MFSU et de les configurer pour émettre un signal de redstone lorsqu'il est partiellement chargé (Émettre si partiellement rempli), de sorte que le réacteur remplira automatiquement le stockage d'énergie et s'éteindra lorsqu'il sera plein. Pour fabriquer tous les composants, vous aurez besoin de 292 cuivre, 102 fer, 24 or, 8 redstone, 7 caoutchouc, 7 étain, 2 unités de poussière légère et de lapis-lazuli, ainsi que 6 unités de minerai d'uranium. Il produit 16 millions d’UE par cycle.

Puissance de sortie : 80 UE/t

Total EE : 32 000 000 EE

Temps de génération : cycle complet

Temps de recharge : non requis

Cycles maximum : nombre infini

Durée totale : environ 5 heures 33 minutes. 00 s.

Minuterie de réacteur

Les réacteurs des classes MK3 et MK4 produisent effectivement beaucoup d'énergie en peu de temps, mais ils ont tendance à exploser sans surveillance. Mais avec l'aide d'une minuterie, vous pouvez faire fonctionner même ces réacteurs capricieux sans surchauffe critique et vous permettre de partir, par exemple, pour creuser du sable pour votre ferme de cactus. Voici trois exemples de minuteries :

• Minuterie composée d'un distributeur, d'un bouton en bois et de flèches (Fig. 1). Une flèche tirée est une essence, sa durée de vie est de 1 minute. Lorsque vous connectez un bouton en bois avec une flèche coincée dedans au réacteur, cela fonctionnera pendant ~ 1 minute. 1,5 s. Il serait préférable d'ouvrir l'accès à un bouton en bois, il sera alors possible d'arrêter le réacteur en urgence. Dans le même temps, la consommation de flèches est réduite, puisque lorsque le distributeur est connecté à un autre bouton autre qu'un bouton en bois, après appui, le distributeur libère 3 flèches d'un coup grâce au signal multiple.
• Minuteur à plaque de pression en bois (Fig. 2). La plaque de pression en bois réagit si un objet tombe dessus. Les objets déposés ont une « durée de vie » de 5 minutes (dans SMP, il peut y avoir des écarts dus au ping), et si vous connectez la plaque au réacteur, cela fonctionnera pendant environ 5 minutes. 1 seconde. Lors de la création de plusieurs timers, vous pouvez mettre ce timer en premier dans la chaîne, afin de ne pas installer de distributeur. Ensuite, toute la chaîne de minuteries sera déclenchée par le joueur lançant un objet sur la plaque de pression.
• Minuterie répéteur (Fig. 3). Un temporisateur répéteur peut être utilisé pour affiner le retard d'un réacteur, mais il est très fastidieux et nécessite une grande quantité de ressources pour créer ne serait-ce qu'un petit retard. La minuterie elle-même est une ligne de support de signal (10.6). Comme vous pouvez le voir, cela prend beaucoup de place et le retard du signal est de 1,2 seconde. jusqu'à 7 répéteurs sont nécessaires (21

  Refroidissement passif (jusqu'à la version 1.106)

  Le refroidissement de base du réacteur lui-même est de 1. Ensuite, la zone 3x3x3 autour du réacteur est vérifiée. Chaque chambre du réacteur ajoute 2 au refroidissement. Un bloc avec de l'eau (source ou courant) ajoute 1. Un bloc avec de la lave (source ou courant) diminue de 3. Les blocs avec de l'air et du feu sont comptés séparément. Ils ajoutent au refroidissement (nombre de blocs aériens-2×nombre de blocs coupe-feu)/4(si le résultat de la division n'est pas un nombre entier, alors la partie fractionnaire est ignorée). Si le refroidissement total est inférieur à 0, alors il est considéré égal à 0.
  Autrement dit, la cuve du réacteur ne peut pas chauffer en raison de facteurs externes. Dans le pire des cas, il ne refroidira tout simplement pas à cause du refroidissement passif.

  Température

  À haute température, le réacteur commence à avoir un impact négatif sur l'environnement. Cet effet dépend du coefficient de chauffage. Facteur de chauffage = Température actuelle de la cuve du réacteur/Température maximale, Où Température maximale du réacteur=10000+1000*nombre de chambres du réacteur+100*nombre de thermoplaques à l'intérieur du réacteur.
  Si le coefficient de chauffage :

  • <0,4 - никаких последствий нет.
  • >=0,4 - il y a une chance 1,5×(coefficient de chauffage -0,4) qu'un bloc aléatoire dans la zone sera sélectionné 5x5x5, et s'il s'agit d'un bloc inflammable, comme des feuilles, un bloc de bois, de la laine ou un lit, alors il brûlera.
  C'est-à-dire qu'avec un coefficient de chauffage de 0,4, les chances sont nulles, avec un coefficient de chauffage de 0,67, elles seront supérieures à 100 %. Autrement dit, avec un coefficient de chauffage de 0,85, la chance sera de 4 × (0,85-0,7) = 0,6 (60 %), et avec 0,95 et plus, la chance sera de 4 × (95-70) = 1 (100 %). Selon le type de bloc, les événements suivants se produiront :
  • s'il s'agit d'un bloc central (le réacteur lui-même) ou d'un bloc rocheux, alors il n'y aura aucun effet.
  • les blocs de pierre (y compris les marches et le minerai), les blocs de fer (y compris les blocs de réacteur), la lave, la terre et l'argile seront transformés en une coulée de lave.
  • s'il s'agit d'un bloc aérien, alors on tentera d'allumer un feu à sa place (s'il n'y a pas de blocs solides à proximité, le feu n'apparaîtra pas).
  • les blocs restants (y compris l'eau) s'évaporeront et à leur place il y aura également une tentative d'allumer un feu.
  • >=1 - Explosion ! La puissance d'explosion de base est de 10. Chaque élément combustible du réacteur augmente la puissance d'explosion de 3 unités, et chaque gaine de réacteur la réduit d'une. De plus, la puissance d'explosion est limitée à un maximum de 45 unités. En termes de nombre de blocs largués, cette explosion est similaire à une bombe nucléaire : 99 % des blocs après l'explosion seront détruits et la chute ne sera que de 1 %.

  Calcul du chauffage ou des éléments combustibles faiblement enrichis, puis la cuve du réacteur s'échauffe de 1 eT.

• S'il s'agit d'un seau d'eau et que la température de la cuve du réacteur est supérieure à 4 000 eT, alors la cuve est refroidie de 250 eT et le seau d'eau est remplacé par un seau vide.
• S'il s'agit d'un seau de lave, alors la cuve du réacteur est chauffée à 2 000 eT et le seau de lave est remplacé par un seau vide.
• S'il s'agit d'un bloc de glace et que la température du boîtier est supérieure à 300 eT, alors le boîtier est refroidi de 300 eT et la quantité de glace est réduite de 1. C'est-à-dire que toute la pile de glace ne s'évapore pas. immediatement.
• S'il s'agit d'un dissipateur de chaleur, alors le calcul suivant est effectué :
  • 4 cellules adjacentes sont cochées, dans l'ordre suivant : gauche, droite, haut et bas.

1. Si le solde est supérieur à 6, il est égal à 6.
2. Si l'élément adjacent est une capsule réfrigérante, alors il chauffe jusqu'à la valeur du bilan calculé.
3. S'il s'agit de la gaine du réacteur, alors un calcul supplémentaire de transfert thermique est effectué.

• S'il n'y a pas de capsules de refroidissement à proximité de cette plaque, la plaque chauffera jusqu'à la valeur du bilan calculé (la chaleur du dissipateur de chaleur ne circule pas vers les autres éléments à travers la plaque thermique).
• S'il y a des capsules réfrigérantes, on vérifie alors si le bilan thermique est divisible par leur nombre sans reste. Si elle ne se divise pas, alors le bilan thermique augmente de 1 eT et la plaque est refroidie de 1 eT jusqu'à ce qu'elle se divise complètement. Mais si la gaine du réacteur a refroidi et que le reste n'est pas complètement divisé, alors elle se réchauffe et le reste diminue jusqu'à ce qu'il commence à se diviser complètement.
• Et, par conséquent, ces éléments sont chauffés à une température égale à Solde/quantité.

1. Elle est prise modulo, et si elle est supérieure à 6, alors elle est égale à 6.
2. Le dissipateur de chaleur chauffe jusqu'à la valeur d'équilibre.
3. L'élément adjacent est refroidi par la valeur d'équilibre.

• Le bilan thermique entre le dissipateur de chaleur et le boîtier est calculé.

• Si le solde est positif alors :

1. Si le solde est supérieur à 25, il est égal à 25.
2. Le dissipateur de chaleur est refroidi selon la valeur d'équilibre calculée.
3. La cuve du réacteur est chauffée jusqu'à la valeur d'équilibre calculée.

• Si le solde est négatif :

1. Il est pris modulo et s'il s'avère supérieur à 25, alors il est égal à 25.
2. Le dissipateur de chaleur chauffe jusqu'à la valeur d'équilibre calculée.
3. La cuve du réacteur est refroidie jusqu'à la valeur d'équilibre calculée.

• S'il s'agit d'un crayon combustible et que le réacteur n'est pas noyé par le signal de poussière rouge, alors les calculs suivants sont effectués :

• moins de 3 000 - chance 1/8 (12,5 %) ;
• de 3000 et moins de 6000 - 1/4 (25%) ;
• de 6 000 à moins de 9 000 - 1/2 (50 %) ;
• 9 000 ou plus - 1 (100 %).

• 0 ? la cuve du réacteur s'échauffe de 10 eT.
• 1 : L'élément de refroidissement chauffe de 10 eT.
• 2 : les éléments de refroidissement chauffent de 4 eT chacun.
• 3 : chacun est chauffé de 2 eT.
• 4 : chacun est chauffé de 1 eT.

Exemple de calcul

Il existe des programmes qui calculent ces circuits. Pour des calculs plus fiables et une meilleure compréhension du processus, cela vaut la peine de les utiliser.

Prenons par exemple ce schéma à trois crayons d'uranium.

Les nombres indiquent l'ordre de calcul des éléments dans ce schéma, et nous utiliserons les mêmes nombres pour désigner les éléments afin de ne pas nous tromper.

Par exemple, calculons la répartition de la chaleur dans les première et deuxième secondes. Nous supposerons qu'au début il n'y a pas de chauffage des éléments, le refroidissement passif est maximum (33 eT), et nous ne prendrons pas en compte le refroidissement des thermoplaques.

Premier pas.

• La température de la cuve du réacteur est de 0 eT.
• 1 - Le carter du réacteur (RP) n'est pas encore chauffé.
• 2 - La capsule de refroidissement (OxC) n'est pas encore chauffée, et ne refroidira plus à ce stade (0 eT).
• 3 - TVEL allouera 8 eT (2 cycles de 4 eT chacun) au 1er TP (0 eT), qui le chauffera à 8 eT, et au 2ème OxC (0 eT), qui le chauffera à 8 eT.
• 4 - OxC n'est pas encore chauffé, et il n'y aura pas de refroidissement à cette étape (0 eT).
• 5 - Le dissipateur de chaleur (HR), non encore chauffé, équilibrera la température avec 2m OxC (8 eT). Il le refroidira à 4 eT et le chauffera jusqu'à 4 eT.

• 6 - TVEL allouera 12 eT (3 cycles de 4 eT chacun) au 5ème TP (1 eT), qui le chauffera à 13 eT, et au 7ème TP (0 eT), qui le chauffera à 12 eT.
• 7 - TP est déjà chauffé à 12 eT et peut refroidir avec 10% de chances, mais nous ne prenons pas en compte ici les chances de refroidissement.
• 8 - TP (0 eT) équilibrera la température du 7ème TP (12 eT), et en retirera 6 eT. Le 7ème TP refroidira à 6 eT et le 8ème TP chauffera jusqu'à 6 eT.

• 9 - OxC (3 eT) refroidira à 2 eT.
• 10 - OxC (2 eT) refroidira à 1 eT.
• 11 - TVEL allouera 8 eT (2 cycles de 4 eT chacun) au 10ème OxC (1 eT), qui le chauffera à 9 eT, et au 13ème TP (0 eT), qui le chauffera à 8 eT.

Sur la figure, les flèches rouges montrent le chauffage des barres d'uranium, les flèches bleues montrent l'équilibrage thermique par des distributeurs de chaleur, les flèches jaunes montrent la distribution d'énergie dans la cuve du réacteur, les flèches brunes montrent le chauffage final des éléments à cette étape, les flèches bleues montrent le refroidissement des capsules de refroidissement. . Les chiffres dans le coin supérieur droit indiquent le chauffage final, et pour les crayons d'uranium, la durée de fonctionnement.

Chauffage final après la première étape :

• cuve du réacteur - 1 eT
• 1TP - 8eT
• 2ОхС - 4еТ
• 4ОхС - 1еТ
• 5TP - 13eT
• 7TP - 6ET
• 8TP - 1ET
• 9ОхС - 2еТ
• 10ОхС - 9Т
• 12ОхС - 0еТ
• 13TP - 8ET

Deuxième étape.

• La cuve du réacteur refroidira jusqu’à 0 eT.
• 1 - TP, ne prend pas en compte le refroidissement.
• 2 - OxC (4 eT) refroidira à 3 eT.
• 3 - TVEL allouera 8 eT (2 cycles de 4 eT chacun) au 1er TP (8 eT), qui le chauffera à 16 eT, et au 2ème OxC (3 eT), qui le chauffera à 11 eT.
• 4 - OxC (1 eT) refroidira à 0 eT.
• 5 - TP (13 eT) équilibrera la température avec 2m OxC (11 eT). Il le chauffera jusqu'à 12 eT et le refroidira jusqu'à 12 eT.

• 6 - TVEL allouera 12 eT (3 cycles de 4 eT chacun) au 5ème TP (5 eT), qui le chauffera à 17 eT, et au 7ème TP (6 eT), qui le chauffera à 18 eT.
• 7 - TP (18 eT), ne prend pas en compte le refroidissement.
• 8 - TP (1 eT) équilibrera la température du 7ème TP (18 eT) et en retirera 6 eT. Le 7ème TP refroidira à 12 eT et le 8ème TP chauffera jusqu'à 7 eT.

• 9 - OxC (4 eT) refroidira à 3 eT.
• 10 - OxC (10 eT) refroidira à 9 eT.
• 11 - TVEL allouera 8 eT (2 cycles de 4 eT chacun) au 10ème OxC (9 eT), qui le chauffera à 17 eT, et au 13ème TP (8 eT), qui le chauffera à 16 eT.
• 12 - OxC (1 eT) refroidira à 0 eT.
• 13 - TP (8 eT), ne prend pas en compte le refroidissement.

Chauffage final après la deuxième étape :

• cuve du réacteur - 4 eT
• 1TP - 16 eT
• 2ОхС - 12 eT
• 4ОхС - 2еТ
• 5TP - 17eT
• 7TP - 12eT
• 8TP - 4ET
• 9ОхС - 3еТ
• 10ОхС - 17Т
• 12ОхС - 0еТ
• 13TP - 16ET

Le réacteur nucléaire fonctionne de manière fluide et efficace. Sinon, comme vous le savez, il y aura des problèmes. Mais que se passe-t-il à l'intérieur ? Essayons de formuler le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (nucléaire) brièvement, clairement, avec des arrêts.

Essentiellement, le même processus s'y produit que lors d'une explosion nucléaire. Seule l'explosion se produit très rapidement, mais dans le réacteur, tout cela s'étend sur longtemps. En conséquence, tout reste sain et sauf et nous recevons de l'énergie. Pas au point que tout serait détruit d'un coup, mais tout à fait suffisant pour fournir de l'électricité à la ville.

Comment fonctionne un réacteur ?Les tours de refroidissement des centrales nucléaires
Avant de comprendre comment se produit une réaction nucléaire contrôlée, vous devez savoir ce qu'est une réaction nucléaire en général.

Une réaction nucléaire est le processus de transformation (fission) des noyaux atomiques lorsqu'ils interagissent avec des particules élémentaires et des rayons gamma.

Des réactions nucléaires peuvent se produire avec à la fois une absorption et une libération d’énergie. Le réacteur utilise les secondes réactions.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dont le but est de maintenir une réaction nucléaire contrôlée avec libération d'énergie.

Souvent, un réacteur nucléaire est également appelé réacteur atomique. Notons qu'il n'y a pas ici de différence fondamentale, mais du point de vue scientifique, il est plus correct d'utiliser le mot « nucléaire ». Il existe aujourd'hui de nombreux types de réacteurs nucléaires. Il s'agit d'énormes réacteurs industriels conçus pour produire de l'énergie dans les centrales électriques, de réacteurs nucléaires de sous-marins et de petits réacteurs expérimentaux utilisés dans des expériences scientifiques. Il existe même des réacteurs utilisés pour dessaler l’eau de mer.

L'histoire de la création d'un réacteur nucléaire

Le premier réacteur nucléaire a été lancé en 1942, pas si lointaine. Cela s'est produit aux États-Unis sous la direction de Fermi. Ce réacteur s'appelait Chicago Woodpile.

En 1946, le premier réacteur soviétique, lancé sous la direction de Kurchatov, entre en service. Le corps de ce réacteur était une boule de sept mètres de diamètre. Les premiers réacteurs n'avaient pas de système de refroidissement et leur puissance était minime. À propos, le réacteur soviétique avait une puissance moyenne de 20 watts et celui américain de seulement 1 watt. A titre de comparaison : la puissance moyenne des réacteurs de puissance modernes est de 5 gigawatts. Moins de dix ans après le lancement du premier réacteur, la première centrale nucléaire industrielle au monde a été inaugurée dans la ville d'Obninsk.

Le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (nucléaire)

Tout réacteur nucléaire comporte plusieurs parties : un cœur avec combustible et modérateur, un réflecteur de neutrons, un liquide de refroidissement, un système de contrôle et de protection. Les isotopes de l'uranium (235, 238, 233), du plutonium (239) et du thorium (232) sont le plus souvent utilisés comme combustible dans les réacteurs. Le noyau est une chaudière à travers laquelle circule de l'eau ordinaire (liquide de refroidissement). Parmi les autres liquides de refroidissement, « l’eau lourde » et le graphite liquide sont moins couramment utilisés. Si nous parlons du fonctionnement des centrales nucléaires, alors un réacteur nucléaire est utilisé pour produire de la chaleur. L'électricité elle-même est générée de la même manière que dans d'autres types de centrales électriques : la vapeur fait tourner une turbine et l'énergie du mouvement est convertie en énergie électrique.

Vous trouverez ci-dessous un schéma du fonctionnement d'un réacteur nucléaire.

schéma de fonctionnement d'un réacteur nucléaire Schéma d'un réacteur nucléaire dans une centrale nucléaire

Comme nous l'avons déjà dit, la désintégration d'un noyau lourd d'uranium produit des éléments plus légers et plusieurs neutrons. Les neutrons résultants entrent en collision avec d’autres noyaux, provoquant également leur fission. Dans le même temps, le nombre de neutrons augmente comme une avalanche.

Ici, nous devons mentionner le facteur de multiplication des neutrons. Ainsi, si ce coefficient dépasse une valeur égale à un, une explosion nucléaire se produit. Si la valeur est inférieure à un, il y a trop peu de neutrons et la réaction s'arrête. Mais si vous maintenez la valeur du coefficient égale à un, la réaction se déroulera de manière longue et stable.

La question est comment faire cela ? Dans le réacteur, le combustible est contenu dans ce qu'on appelle des éléments combustibles (éléments combustibles). Ce sont des crayons qui contiennent du combustible nucléaire sous forme de petits comprimés. Les barres de combustible sont reliées dans des cassettes de forme hexagonale, il peut y en avoir des centaines dans un réacteur. Les cassettes avec crayons combustibles sont disposées verticalement, et chaque crayon combustible dispose d'un système qui permet de réguler la profondeur de son immersion dans le cœur. En plus des cassettes elles-mêmes, il existe parmi elles des barres de commande et des barres de protection d'urgence. Les tiges sont constituées d'un matériau qui absorbe bien les neutrons. Ainsi, les barres de contrôle peuvent être abaissées à différentes profondeurs dans le cœur, ajustant ainsi le facteur de multiplication des neutrons. Les barres de secours sont conçues pour arrêter le réacteur en cas d'urgence.

Comment démarre-t-on un réacteur nucléaire ?

Nous avons compris le principe de fonctionnement lui-même, mais comment démarrer et faire fonctionner le réacteur ? En gros, le voici: un morceau d'uranium, mais la réaction en chaîne ne s'y déclenche pas d'elle-même. Le fait est qu’en physique nucléaire, il existe un concept de masse critique.

Combustible nucléaireCombustible nucléaire

La masse critique est la masse de matière fissile nécessaire pour déclencher une réaction nucléaire en chaîne.

À l'aide de barres de combustible et de barres de commande, une masse critique de combustible nucléaire est d'abord créée dans le réacteur, puis le réacteur est amené au niveau de puissance optimal en plusieurs étapes.

Vous aimerez : Astuces mathématiques pour les étudiants en sciences humaines et pas tellement (Partie 1)
Dans cet article, nous avons essayé de vous donner une idée générale de la structure et du principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (nucléaire). Si vous avez des questions sur le sujet ou si un problème de physique nucléaire à l'université vous a été posé, veuillez contacter les spécialistes de notre entreprise. Comme d'habitude, nous sommes prêts à vous aider à résoudre tout problème urgent concernant vos études. Et tant qu’on y est, voici une autre vidéo éducative à votre attention !

blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/