Dans tous les réacteurs nucléaires, l’énergie thermique est produite par une fission en chaîne des noyaux atomiques du combustible. Le combustible nucléaire le plus courant est l’uranium 235. A chaque fission, un noyau se scinde en deux parties en libérant également des neutrons qui provoquent de nouvelles fissions. La majeure partie de l’énergie ainsi libérée est emportée par les produits de fission et convertie à son tour en énergie thermique dans les atomes voisins qui arrêtent ces produits de fission et absorbent leur rayonnement. Les neutrons emportent environ 3% de l’énergie de fission.

Pour éviter un échauffement excessif du cœur du réacteur, on utilise un fluide caloporteur liquide ou gazeux qui sert à produire également, de manière directe ou indirecte, la vapeur servant à entraîner la turbine. Le réglage de la réaction de fission au niveau souhaité s’effectue au moyen de barres de commande renfermant des absorbeurs de neutrons que l’on enfonce ou retire au sein de cavités ménagées dans le cœur du réacteur. Dans les réacteurs à eau sous pression, les matériaux absorbants peuvent être introduits dans le circuit de refroidissement du réacteur sous la forme de produits solubles.

La majorité des produits de fission sont instables et donc radioactifs. Ils se désintègrent en émettant des rayonnements dont le type et le taux sont caractéristiques de chacun d’eux et laissent un produit de filiation qui peut également être radioactif. Cette suite de désintégrations se poursuit jusqu’à donner des produits qui sont stables, c’est-à-dire non radioactifs. D’autres produits radioactifs sont formés dans le réacteur par absorption de neutrons dans les noyaux des atomes de matériaux non fissiles, comme l’uranium 238, et dans les matériaux des structures, comme les guides, les supports et le gainage des éléments combustibles.

Dans les réacteurs, après un certain temps de fonctionnement, la désintégration des produits de fission et la création de nouveaux produits de fission atteignent un quasi-équilibre. A ce stade, le rayonnement et l’énergie résultant de la désintégration des produits radioactifs représentent près d’un dixième de l’énergie produite dans le réacteur.

C’est la présence de ces grandes quantités de produits radioactifs qui est à l’origine des risques propres aux centrales nucléaires. Dans des conditions normales d’exploitation, la majorité de ces produits radioactifs se comportent comme des solides; d’autres réagissent comme des gaz ou deviennent volatils aux températures élevées dans le réacteur. Certains de ces produits radioactifs peuvent être facilement absorbés par les organismes vivants et ils ont des effets marqués sur les processus biologiques. Ils présentent donc un danger s’ils sont émis ou dispersés dans l’environnement.

Les réacteurs à neutrons thermiques utilisent des matériaux appelés modérateurs pour ralentir les neutrons rapides produits par la fission et en faciliter la capture par les atomes d’uranium 235 fissile. L’eau ordinaire est fréquemment employée comme modérateur. On utilise également le graphite et le deutérium, isotope de l’hydrogène, sous la forme d’oxyde de deutérium, ou eau lourde. L’eau ordinaire est essentiellement de l’oxyde d’hydrogène, avec une faible proportion (0,015%) d’oxyde de deutérium.

La chaleur est extraite du combustible à l’aide d’un fluide caloporteur, qui produit directement ou indirectement la vapeur servant à entraîner la turbine et agit sur la température du cœur du réacteur de manière à éviter dans celui-ci une surchauffe qui détériorerait le combustible ou le matériau des structures. Les fluides caloporteurs normalement rencontrés dans les réacteurs à neutrons thermiques sont l’eau ordinaire, l’eau lourde et le dioxyde de carbone. L’eau, qui a de bonnes caractéristiques en tant que caloporteur (chaleur spécifique élevée, faible viscosité, facilité de pompage), est l’agent le plus couramment utilisé dans les centrales nucléaires. Le refroidissement du cœur d’un réacteur avec de l’eau sous pression ou de l’eau bouillante permet d’atteindre des puissances volumiques élevées, de sorte qu’il est possible de construire des unités de grande puissance dans des cuves de dimensions relativement modestes. En revanche, les circuits de refroidissement à eau du réacteur doivent fonctionner sous des pressions importantes pour que la vapeur atteigne une pression et une température utiles favorables à un rendement efficace du groupe turbine à vapeur-alternateur. Il est donc capital que les parties extérieures du circuit de refroidissement du réacteur demeurent intactes dans toute centrale nucléaire refroidie par eau, car elles forment une barrière qui assure la sécurité à la fois des travailleurs, du public et de l’environnement.

Le combustible employé dans tous les réacteurs nucléaires refroidis par eau et dans la plupart des autres réacteurs est le dioxyde d’uranium sous forme d’un composé céramique placé dans une gaine métallique en acier inoxydable ou en alliage de zirconium. Le dioxyde d’uranium fritté est un produit non inflammable, qui peut être utilisé pendant de longues durées et qui peut retenir ses produits de fission à des températures élevées sans déformation importante ni rupture. Les seuls réacteurs à neutrons thermiques en service qui font appel à un combustible autre que le dioxyde d’uranium sont ceux des centrales du type magnox, refroidies par du dioxyde de carbone. Ces installations sont en voie de disparition; elles ne sont pas remplacées lorsqu’elles parviennent à la fin de leur vie utile.

Les absorbeurs de neutrons comme le bore, le cadmium, le hafnium ou le gadolinium, employés sous différentes formes, par exemple comme barres de commande sous gaine d’acier ou en solution dans les fluides caloporteurs ou encore comme modérateurs, sont introduits dans le cœur du réacteur ou retirés pour régler le taux de fission au niveau fixé. A la différence des procédés de production d’énergie d’origine fossile, il n’est pas nécessaire d’augmenter la quantité de combustible pour accroître le niveau d’énergie produit dans une réaction de fission en chaîne.

Une fois amorcée, la montée en puissance se poursuit jusqu’à ce que l’on freine le processus en insérant dans le cœur du réacteur une quantité appropriée d’absorbeurs de neutrons et de modérateurs. La montée en puissance est causée par un excédent de neutrons dans la réaction en chaîne par rapport à ce qui est nécessaire pour maintenir l’équilibre. Il est donc possible de régler avec une grande précision le taux de fission et la production d’énergie qui en résultent en ajoutant ou en retirant de très faibles quantités de matériaux absorbant les neutrons. Lorsqu’une diminution soudaine de l’énergie produite est nécessaire, on introduit dans le cœur du réacteur une quantité relativement importante d’absorbeurs de neutrons. Chaque type de réacteur possède ses propres caractéristiques de réactivité qui déterminent la conception des dispositifs d’absorption employés pour le réglage du processus et la mise à l’arrêt, de manière à assurer une régulation efficace de l’énergie produite et, si nécessaire, un arrêt rapide et sûr des opérations. Tous les réacteurs fonctionnent cependant selon les mêmes principes de base en matière de réglage et de sécurité.

Les principaux types de réacteurs thermiques en service à l’heure actuelle sont représentés à la figure 76.1, et leurs principales caractéristiques sont indiquées au tableau 76.3. Dans les schémas de principe présentés à la figure 76.1, on remarque des blindages en béton qui entourent les réacteurs et les circuits primaires de refroidissement. Ces blindages, de formes diverses, ont en général le double rôle d’assurer une protection contre les rayonnements produits directement par le réacteur et de circonscrire les fuites des circuits de refroidissement ou de modération du réacteur; ils sont normalement conçus pour résister aux fortes pressions qui pourraient être atteintes à la suite d’une défaillance grave des circuits de refroidissement.

Dans les centrales équipées d’un réacteur à eau sous pression (Pressurized Water Reactor (PWR)), le fluide de refroidissement primaire du réacteur et le modérateur sont identiques: on emploie de l’eau ordinaire purifiée, qui est isolée du circuit secondaire d’eau d’alimentation et de vapeur par une paroi métallique dans l’échangeur du générateur de vapeur (appelé parfois chaudière), au travers de laquelle la chaleur est transmise par conduction. La vapeur alimentant le turbo-alternateur n’est donc pas radioactive, et le groupe turbine à vapeur-alternateur peut fonctionner comme dans une centrale classique. Etant donné que l’hydrogène présent dans l’eau servant à la modération et au refroidissement primaire absorbe une proportion appréciable de neutrons, il est nécessaire d’accroître la concentration en uranium 235 fissile dans le combustible jusqu’à des valeurs comprises entre 2 et 5% pour maintenir des réactions en chaîne convenant à une production d’énergie sur des périodes prolongées.

Dans toutes les centrales actuelles à réacteurs à eau lourde sous pression (Pressurized Heavy Water Reactors (PHWR)), on utilise comme modérateur et comme fluide de refroidissement primaire de l’eau lourde avec une teneur très élevée en oxyde de deutérium (> 99%). Dans les PHWR de type CANDU, qui représentent la quasi-totalité des PHWR en service, le modérateur est distinct du fluide de refroidissement primaire et il est maintenu à une température et à une pression relativement basses, ce qui permet de disposer d’un environnement bien adapté pour l’implantation des instruments de contrôle et de commande, ainsi que d’une capacité de refroidissement de réserve intégrée en cas de défaillance du circuit de refroidissement primaire. Dans les réacteurs de type CANDU, le combustible et le fluide caloporteur primaire sont disposés dans des tubes de force horizontaux à l’intérieur du cœur. Comme dans les PWR, le circuit primaire de refroidissement et le circuit secondaire de vapeur et d’alimentation en eau sont séparés par une paroi métallique dans l’échangeur du générateur de vapeur, paroi à travers laquelle la chaleur est transférée du circuit primaire d’eau lourde au circuit de vapeur et d’alimentation en eau ordinaire. La vapeur injectée dans le turbo-alternateur est donc de la vapeur d’eau ordinaire, non radioactive (sauf en faible proportion par suite de fuites), et le groupe turbo-alternateur peut fonctionner comme dans une centrale thermique classique. L’eau lourde servant de modérateur et de fluide caloporteur n’absorbe qu’une très faible proportion des neutrons produits pendant la fission, ce qui permet d’obtenir une réaction bien adaptée à la production d’énergie sur de longues périodes avec de l’uranium naturel (contenant 0,071% d’uranium 235). Les PHWR actuellement en service peuvent fonctionner avec un combustible légèrement enrichi en uranium 235, ce qui permet d’extraire du combustible une énergie totale proportionnellement plus élevée.

Dans une centrale à réacteur à eau bouillante (Boiling Water Reactor (BWR)), l’eau de refroidissement primaire est partiellement vaporisée dans le cœur même du réacteur et la vapeur ainsi produite est injectée directement dans le turbo-alternateur. La pression de fonctionnement du réacteur est inférieure à celle des réacteurs PWR, mais la pression de la vapeur à la turbine est similaire. Par contre, la vapeur injectée dans la turbine est légèrement radioactive, de sorte que certaines précautions doivent être prises en raison d’un risque de contamination modérée de l’ensemble formé par la turbine et l’eau d’alimentation. Cependant, ce risque ne présente apparemment pas de danger important pour l’exploitation et la maintenance des réacteurs BWR. Avec ce type de réacteur, l’énergie produite dépend de la quantité de vapeur présente dans le cœur, phénomène qu’il faut compenser par la régulation du débit de caloporteur ou par des accroissements de réactivité lorsque l’énergie demandée au réacteur varie.

Les réacteurs magnox, appelés également réacteurs graphite-gaz (Gas Cooled Reactors (GCR)), utilisent comme combustible de l’uranium métallique non enrichi dans une gaine de magnox, alliage de magnésium à faible teneur en aluminium. Ils sont refroidis au dioxyde de carbone sous pression modérée, mais ils produisent de la vapeur à une température relativement élevée, ce qui donne un bon rendement thermique. Le cœur se caractérise par des dimensions importantes et une faible puissance volumique, de sorte que l’enceinte sous pression, qui est aussi la seule structure de confinement, atteint également des dimensions élevées. Les enceintes sous pression des premiers réacteurs magnox étaient en acier. Dans les modèles ultérieurs, une enceinte en béton précontraint contient à la fois le cœur et les échangeurs de chaleur générateurs de vapeur.

Les réacteurs AGR (Advanced Gas-cooled Reactors) emploient comme combustible du dioxyde d’uranium enrichi (2,3% d’uranium 235). Ils sont refroidis au dioxyde de carbone sous des pressions plus élevées que dans les réacteurs magnox et ils présentent des caractéristiques de transfert de chaleur et de rendement thermique améliorées. Les réacteurs de la filière AGR offrent, par rapport aux réacteurs magnox, une plus grande puissance volumique du cœur qui leur permet d’être plus compacts par rapport à leur puissance. La cuve sous pression en béton précontraint, qui contient à la fois le cœur du réacteur et les échangeurs de chaleur générateurs de vapeur, fait également fonction d’enceinte de confinement.

Les réacteurs eau-graphite (Light Water Graphite Reactors (LWGR)) sont un hybride de différents systèmes de production d’énergie nucléaire. Les seules centrales de cette filière en service à l’heure actuelle sont les réacteurs RBMK (Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalnye) situés dans l’ex-Union soviétique, en Russie, en Ukraine et en Lituanie. Dans les réacteurs de ce type, le caloporteur, qui est de l’eau ordinaire ou légère, coule vers le haut dans des tubes verticaux contenant le combustible et entre en ébullition à l’intérieur du cœur. La vapeur produite dans le cœur est injectée directement dans le turbo-alternateur, comme dans un réacteur à eau bouillante (Boiling Water Reactor (BWR)). Le modérateur en graphite qui entoure les circuits de refroidissement est porté à une température dépassant suffisamment celle du fluide caloporteur pour que la chaleur produite dans le graphite par la modération des neutrons soit éliminée par les circuits de refroidissement. Les réacteurs RBMK ont des dimensions importantes et comportent un grand nombre de tubes de refroidissement (> 1 500).

Les réacteurs surgénérateurs rapides (Fast Breeder Reactors (FBR)) nécessitent un enrichissement du matériau fissile de l’ordre de 20% et entretiennent la réaction en chaîne de fission essentiellement par l’absorption des neutrons rapides produits pendant le processus de fission. Ces réacteurs n’ont pas besoin de modérateur pour ralentir les neutrons et ils peuvent utiliser les neutrons excédentaires pour produire du plutonium 239, combustible possible pour les réacteurs. Ils produisent donc plus de combustible qu’ils n’en consomment. Un certain nombre de ces réacteurs ont été construits dans neuf pays, répartis dans le monde pour la production d’électricité, mais l’intérêt pour cette filière a progressivement disparu à cause des difficultés techniques et pratiques liées à l’utilisation de métaux liquides (sodium) comme caloporteurs et d’une consommation spécifique de chaleur très élevée. On ne compte plus actuellement en service que trois ou quatre réacteurs surgénérateurs rapides refroidis par métal liquide (Liquid Metal Fast Breeder Reactors (LMFBR)) exploités pour produire de l’énergie. De dimensions relativement modestes, ils produisent au total moins de 1 000 mégawatts d’énergie électrique (MWe) et sont progressivement mis hors service. Un très gros effort de développement et beaucoup d’études ont cependant été consacrés à la technologie des surgénérateurs en vue d’un recours futur à cette filière si cela se révélait nécessaire.

Le processus qui commence par l’extraction du minerai d’uranium et qui se termine par l’évacuation définitive du combustible usé et de tous les déchets produits par le traitement du combustible est appelé habituellement cycle du combustible nucléaire. Ce cycle présente de nombreuses variantes selon le type de réacteur et la conception des dispositifs d’extraction de la chaleur du cœur. Les cycles des combustibles sont fondamentalement identiques dans les réacteurs PWR et BWR et ne se différencient que par le coefficient d’enrichissement et sur des points de détail concernant la conception des éléments combustibles. Le cycle comprend les opérations ci-après, qui s’effectuent en général en des lieux et avec des équipements différents:

•   extraction de l’uranium et broyage pour produire le concentré d’uranium (U3O8);
•   conversion de l’uranium en hexafluorure d’uranium (UF6 );
•   enrichissement;
•   fabrication du combustible, ce qui comprend la conversion de l’uranium en dioxyde d’uranium (UO2), la production de pastilles de combustible, la fabrication de barres de combustible de longueur égale à la hauteur du cœur et la fabrication de blocs combustibles contenant environ 200 barres de combustible par bloc disposées en carré;
•   installation et exploitation dans une centrale nucléaire;
•   retraitement ou stockage temporaire;
•   transport du combustible irradié ou des déchets de l’enrichissement jusqu’à un dépôt central ou national;
•   évacuation définitive, processus qui en est toujours au stade des études.

Des précautions doivent évidemment être prises pendant ces opérations pour que la quantité de combustible enrichi présente en un lieu quelconque reste inférieure à la quantité susceptible de produire une réaction en chaîne suffisamment importante, sauf naturellement dans le réacteur. Il en résulte des limitations d’espace pour les opérations de fabrication, de transport et de stockage.

Les réacteurs de type CANDU, en revanche, utilisent de l’uranium naturel et se caractérisent par un cycle simple depuis l’extraction du minerai jusqu’à l’évacuation du combustible, d’où sont exclues les opérations d’enrichissement et de retraitement. Le combustible pour ces réacteurs est fabriqué de manière semi-automatique sous la forme de faisceaux cylindriques de 50 cm de long qui regroupent 28 ou 37 barres de combustible contenant des pastilles de dioxyde d’uranium (UO2). Il n’existe pas de limitation d’espace, ni pour la fabrication de l’uranium naturel, ni pour le transport ou le stockage du combustible neuf ou irradié. En 1998, l’immobilisation et l’évacuation du combustible irradié des réacteurs CANDU faisaient l’objet d’études depuis 17 ans au Canada, et l’approche proposée en était au stade de l’autorisation.

Dans tous les réacteurs de production d’énergie en service, à l’exception de ceux du type magnox, le composant de base du combustible est une pastille cylindrique contenant de la poudre de dioxyde d’uranium (UO2) qui a été compactée puis frittée sous la forme d’un matériau céramique ayant la densité et les caractéristiques requises. Ces pastilles frittées, qui sont placées dans une gaine sans soudure en alliage de zirconium ou en acier inoxydable pour produire des barres, ou éléments combustibles, sont chimiquement inertes avec leur gainage aux températures et aux pressions normales du réacteur. Même si la gaine est endommagée ou rompue et que le caloporteur entre au contact de l’UO2, le matériau céramique retient la majorité des produits de fission radioactifs et résiste à la détérioration causée par l’eau à haute température.

Les réacteurs magnox utilisent comme combustible de l’uranium naturel métallique dans une gaine d’alliage de magnésium, et ils fonctionnent avec succès à des températures relativement élevées parce que le caloporteur, du dioxyde de carbone, ne réagit pas à sec avec ces métaux.

Fondamentalement, les barres de combustible d’un réacteur nucléaire ont pour fonction de transférer au caloporteur la chaleur de fission produite dans le combustible en demeurant intactes dans les conditions transitoires les plus rigoureuses. Pour tous les réacteurs en service, des essais approfondis de combustibles simulés, effectués dans des laboratoires d’études du transfert de chaleur, ont démontré que les conditions maximales transitoires prévues à l’intérieur du réacteur pouvaient être supportées avec une marge de sécurité suffisante par les éléments combustibles spécifiquement conçus et autorisés pour la filière concernée.

Le combustible neuf fourni à la centrale par l’usine de fabrication est très peu radioactif et il peut être manipulé à la main ou avec des engins de levage et de manutention commandés manuellement, sans blindage. Un assemblage combustible type pour un réacteur PWR ou BWR est constitué d’un ensemble en carré de quelque 200 barres de combustible d’environ 4 m de long et pesant approximativement 450 kg. Un grand réacteur PWR ou BWR nécessite environ 200 assemblages. Le combustible est transporté par des ponts roulants et empilé au sec dans la zone de stockage du combustible neuf. Toutes les opérations de chargement du combustible neuf dans un réacteur à eau ordinaire en service comme un PWR ou un BWR sont conduites sous une profondeur d’eau suffisante pour protéger les personnes se trouvant au-dessus du réacteur. On doit d’abord enlever le couvercle à bride de la cuve du réacteur et décharger une partie du combustible irradié (normalement entre le tiers et la moitié du cœur) au moyen d’un pont roulant et de descenseurs de combustible. Le combustible irradié est placé dans des bassins de stockage remplis d’eau. Dans le cœur, d’autres assemblages combustibles irradiés peuvent être déplacés (en général rapprochés du centre du cœur) pour régulariser l’énergie produite dans le réacteur. Des assemblages combustibles neufs sont alors installés dans tous les emplacements vacants. Le rechargement en combustible d’un grand réacteur peut prendre de deux à six semaines selon les effectifs disponibles et la quantité de combustible à remplacer.

Les réacteurs CANDU et certains réacteurs refroidis au gaz sont rechargés en marche au moyen d’équipements commandés à distance qui extraient le combustible irradié et insèrent de nouveaux éléments combustibles ou de nouveaux faisceaux. Dans le cas du réacteur CANDU, le combustible se présente sous la forme de faisceaux de barres de combustible de 50 cm de long, d’un diamètre de 10 cm environ et d’un poids approximatif de 24 kg. Le combustible est envoyé par le fabricant dans des emballages en carton et stocké dans une zone spéciale avant d’être chargé dans le réacteur. Dans un réacteur en service, on procède généralement à des chargements quotidiens pour maintenir la réactivité du réacteur. Le rechargement s’effectue normalement à raison de douze faisceaux par jour dans les grands réacteurs CANDU. Les faisceaux sont déposés manuellement sur un dispositif de chargement du combustible neuf qui les transfère dans une machine de chargement commandée à distance depuis la salle de contrôle de la centrale. Pour le chargement d’un combustible neuf dans un réacteur, deux machines de chargement sont manœuvrées à distance et couplées aux extrémités du canal horizontal à recharger. Les machines de chargement ouvrent le canal à ses deux extrémités, alors que le circuit de refroidissement est à sa pression et à sa température de service, et le combustible neuf est inséré par une extrémité tandis que le combustible irradié est retiré par l’autre. Lorsque le nombre requis de faisceaux a été installé, la machine de rechargement remet en place les obturateurs du canal et peut ensuite procéder au rechargement d’un autre canal ou au déchargement du combustible épuisé dans une cuve de stockage remplie d’eau.

Le combustible irradié déchargé des réacteurs en service est toujours très radioactif et nécessite un refroidissement pour éviter une surchauffe, ainsi qu’un blindage pour prévenir une irradiation directe des organismes vivants ou des équipements à proximité. La solution retenue en général consiste à l’immerger dans un bassin sous une hauteur d’eau de 4 m au moins pour assurer une protection suffisante. On peut ainsi observer en toute sécurité le combustible dans l’eau et y accéder pour le transférer sous l’eau par des systèmes automatisés jusqu’à un site de stockage de plus longue durée.

Un an après le déchargement d’un réacteur, la radioactivité globale du combustible irradié et sa production de chaleur seront réduites à 1% environ de leur valeur initiale au moment du déchargement et, dix ans après, à 0,1% environ. Cinq à dix ans après le déchargement, la production de chaleur aura suffisamment diminué pour permettre de sortir le combustible du bassin afin de le stocker au sec dans un conteneur refroidi uniquement par la circulation naturelle de l’air sur les surfaces en ailettes. Le combustible reste cependant très radioactif, et un blindage de protection contre son rayonnement direct est nécessaire pendant plusieurs décennies encore. Une prévention de l’ingestion de particules de combustible par des organismes vivants est également nécessaire pendant une période bien plus longue.

Les procédés d’évacuation définitive du combustible provenant des réacteurs de production d’énergie en sont encore au stade des études et de l’autorisation. Le stockage de ce combustible dans diverses formations géologiques fait l’objet d’études intensives dans plusieurs pays mais, jusqu’à présent, il n’a été autorisé nulle part dans le monde. En 1998, le stockage à grande profondeur dans des formations rocheuses stables était en voie d’être approuvé au Canada en tant que méthode sûre et pratique pour l’évacuation définitive de ces déchets hautement radioactifs. On prévoit cependant que, même dans le cas où cette méthode serait autorisée vers l’an 2000, l’évacuation effective du combustible irradié n’entrerait pas en pratique avant 2025 environ.

Dans les 33 pays mettant en œuvre des programmes d’énergie nucléaire, il existe des organismes chargés d’établir des règles de sûreté et de sécurité pour l’exploitation des installations nucléaires et de veiller à leur application. Toutefois, c’est en général l’entreprise productrice d’énergie propriétaire et exploitante des installations nucléaires qui est responsable à tous égards de la sécurité de leur exploitation. Les opérateurs ont en fait un rôle de gestion consistant à recueillir l’information, à planifier et à prendre des décisions, et ils n’exercent qu’occasionnellement un rôle plus actif en cas d’interruption des opérations courantes. L’exploitant n’est pas l’instance primaire de sécurité.

Toutes les centrales nucléaires modernes disposent de systèmes de contrôle et de sûreté automatiques, extrêmement fiables et très rapides, qui protègent en permanence le réacteur et les autres éléments de la centrale et qui sont généralement conçus pour assurer, grâce à des défenses en profondeur, la sûreté en cas de perte de courant. Il n’incombe pas aux opérateurs d’assurer parallèlement les mêmes tâches que ces systèmes automatiques ni de les remplacer. Ils doivent cependant être capables d’arrêter presque instantanément le réacteur en cas de besoin, ainsi que de déceler tout problème de fonctionnement de la centrale et de réagir en conséquence, de manière à élargir la gamme des mesures de protection. Les opérateurs doivent être aptes à comprendre, à diagnostiquer et à prévoir l’évolution de la situation générale sur la base du grand volume d’informations fourni par les systèmes automatiques de transmission de données.

Un opérateur doit:

•   savoir quelles sont les conditions normales de fonctionnement de tous les systèmes ayant une incidence sur la situation générale de la centrale à un moment donné;
•   savoir déceler, avec l’aide des systèmes automatiques ou de dispositifs de surveillance spéciaux, l’apparition de conditions anormales et apprécier leur importance;
•   savoir comment réagir pour rétablir le fonctionnement normal ou commander l’arrêt de la centrale dans les conditions voulues de sécurité.

La manière dont l’opérateur s’acquittera de ces tâches dépend à la fois de la conception de la centrale et des compétences et de la formation qu’il possède.

Toute centrale nucléaire doit disposer en permanence d’équipes d’opérateurs compétents, stables et suffisamment formés. Les futurs opérateurs d’une centrale nucléaire reçoivent une instruction complète comprenant généralement des cours et une formation pratique portant sur les bases scientifiques, les équipements et les réseaux électriques, la radioprotection, ainsi que les politiques et les principes d’exploitation. Aux Etats-Unis, dans les centrales nucléaires de production d’énergie électrique, on entraîne les opérateurs sur des simulateurs pour qu’ils acquièrent une expérience pratique de l’exploitation d’une centrale, pendant un incident et dans des conditions inhabituelles. L’interface entre les opérateurs et les systèmes est constituée par l’instrumentation de la salle de contrôle. Une instrumentation bien conçue aide les opérateurs à interpréter les situations et à y répondre correctement.

Il est de pratique courante de nommer les cadres d’exploitation d’une centrale nucléaire alors qu’elle est encore en construction, afin qu’ils puissent donner leur avis du point de vue technique et constituer l’équipe qui sera chargée de sa mise en service et de son fonctionnement. Ils sont également chargés de définir toutes les procédures d’exploitation avant qu’elle ne soit mise en service et autorisée à fonctionner. Ces procédures sont examinées par des spécialistes de la conception des centrales et par des représentants des organismes de réglementation qui s’assurent de la conformité entre paramètres de conception et pratiques d’exploitation.

Il est demandé au personnel de faire fonctionner la centrale avec méthode et rigueur, conformément aux procédures d’exploitation et aux autorisations de travail. Le personnel d’exploitation veille en permanence à assurer la sécurité du public en procédant à des essais et à des contrôles complets des systèmes de sûreté et des barrières de protection et en conservant la capacité de faire face à toutes les situations d’urgence. Lorsque les opérateurs doivent prendre des mesures à la suite d’une dégradation de la situation dans une centrale, ils ont à leur disposition des procédures écrites systématiques pour les guider et leur apporter les informations détaillées nécessaires à la maîtrise des installations. Ces procédures sont révisées par les commissions de sécurité de la centrale et des organismes officiels indépendants.

Une bonne gestion de la sécurité nécessite:

•   une connaissance approfondie des zones critiques pour la sûreté;
•   des normes ou des objectifs qui définissent ce que l’on entend par fonctionnement acceptable;
•   un programme de contrôle du fonctionnement, de résolution des problèmes et de compte rendu des résultats;
•   un programme d’évaluation de l’exploitation antérieure, pour déterminer les tendances, le degré de conformité aux normes et la cause de tout résultat inacceptable ou de toute dégradation du fonctionnement;
•   un système pour évaluer les conséquences des modifications proposées pour les matériels ou les procédures d’exploitation et pour procéder à des modifications qui soient conformes aux normes agréées.

En plus des procédures adoptées pour l’exploitation normale, il existe dans chaque centrale nucléaire un système de notification des événements pour analyser et documenter les défaillances ou les détériorations d’équipements, les défauts de conception ou de construction et les erreurs d’exploitation détectées par les systèmes de surveillance ou lors des essais et inspections périodiques. Son but est de déterminer la cause principale de chaque événement pour pouvoir prendre des mesures correctives ou préventives. Les rapports sur ces événements, avec les résultats de l’analyse et des recommandations, sont examinés par la direction de la centrale ainsi que par des spécialistes de la sûreté et des facteurs humains qui ne font généralement pas partie du personnel.

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a établi un système de notification des incidents qui est utilisé dans le monde entier en complément des systèmes nationaux et qui permet de diffuser l’information dans tous les pays participants. L’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (World Association of Nuclear Operators (WANO)) assure également des échanges d’informations détaillées en matière d’exploitation.

Les réacteurs nucléaires ainsi que tous leurs systèmes auxiliaires et systèmes importants pour la sûreté font l’objet d’un programme de maintenance et de contrôle conformément aux normes d’assurance qualité et selon une périodicité déterminée, afin que leur fiabilité soit garantie pendant toute leur vie utile. En plus du programme de surveillance automatique, il est prévu des contrôles et des examens systématiques manuels pour déceler les anomalies ou les défaillances des équipements. Ces actions comprennent une surveillance régulière sur les lieux, une maintenance préventive des contrôles périodiques et l’étude des changements intervenus.

Des objectifs de performance très élevés sont fixés pour les systèmes d’exploitation et de sûreté, afin que le risque pour le public et le personnel des centrales demeure suffisamment faible. Pour les systèmes d’exploitation, qui sont actifs pendant la production d’électricité, les taux de défaillance sont comparés aux objectifs de performance et il peut en résulter des changements dans la conception si la performance est inférieure à la normale attendue. Les systèmes de sûreté nécessitent une approche différente, du fait qu’ils ne sont activés qu’en cas de défaillance d’un système d’exploitation. Ces systèmes et leurs éléments sont surveillés par des programmes de contrôle complets, dont les résultats permettent de déterminer la probabilité pour chaque système d’être hors service pendant une partie du temps. Une fois calculé, le temps d’indisponibilité total des systèmes de sûreté est comparé à une norme de performance très élevée. Si l’on détecte un défaut dans un système de sûreté, ce dernier est immédiatement réparé ou le réacteur mis à l’arrêt.

Des programmes étendus de contrôle et de maintenance sont également prévus pendant les arrêts programmés. Par exemple, la totalité des cuves et des composants sous pression, ainsi que leurs soudures, sont inspectés systématiquement par des méthodes non destructives selon la réglementation des codes de sécurité.

Quatre aspects de la réaction en chaîne de fissions sont potentiellement dangereux; comme ils sont indissociables de l’utilisation de l’énergie nucléaire pour produire de l’électricité, ils exigent des mesures de sécurité:

1. La fission s’accompagne de l’émission de rayonnements ionisants qui rend nécessaire une protection contre une exposition directe à ces rayonnements.
2. Des produits de fission très radioactifs sont créés, ce qui nécessite des enceintes étanches pour éviter une contamination de l’environnement extérieur et une incorporation par ingestion, inhalation ou dépôt sur une blessure de la peau.
3. La réaction en chaîne est un processus dynamique demandant un contrôle continu.
4. La production de chaleur ne peut être arrêtée instantanément, car les désintégrations radioactives continuent de produire de la chaleur après l’interruption de la réaction en chaîne, ce qui demande un refroidissement prolongé.

Les prescriptions de sûreté qu’appellent les phénomènes ci-dessus expliquent les principales différences que l’on peut relever pour ce qui est des équipements de sécurité et de la stratégie d’exploitation entre les centrales nucléaires et les centrales à combustibles fossiles. Les méthodes permettant de satisfaire à ces prescriptions diffèrent selon le type de centrale nucléaire, mais les principes fondamentaux de sécurité sont les mêmes pour toutes.

Dans les procédures d’autorisation, il est exigé d’apporter, pour chaque installation nucléaire, la preuve que les émissions radioactives seront inférieures à des limites réglementaires spécifiées, aussi bien dans les conditions normales d’exploitation qu’en cas de défaillance ou d’accident. L’objectif prioritaire est d’éviter les défaillances ou de se limiter à en atténuer les effets, mais la conception doit permettre de faire face aux défaillances qui peuvent néanmoins se produire malgré toutes les précautions prises. Il faut pour cela le plus haut niveau d’assurance et de contrôle de la qualité pour l’ensemble des équipements, des constructions, des fonctions et des opérations. Des caractéristiques de sécurité intrinsèques et des équipements de sécurité ont pour rôle de prévenir et de limiter les accidents, et de contenir et d’abaisser le plus possible les émissions de matières radioactives.

En particulier, il faut à tout moment que la capacité de refroidissement corresponde à la production de chaleur. Pendant l’exploitation, la chaleur est extraite du réacteur par un fluide caloporteur qui est pompé dans un système de canalisations raccordé au réacteur et qui s’écoule sur la surface de la gaine du combustible. En cas de perte de puissance des pompes ou de défaillance soudaine des canalisations, le refroidissement du combustible serait interrompu et il pourrait en résulter une élévation rapide de sa température et, éventuellement, une détérioration du gainage et une fuite de matières radioactives du combustible dans la cuve du réacteur. Un arrêt rapide de la réaction en chaîne, associé le cas échéant à l’activation de systèmes de refroidissement de secours ou d’urgence, permet d’éviter une détérioration des éléments combustibles. Ces mesures de sécurité sont prévues dans toutes les centrales nucléaires.

Même lorsque le réacteur a été arrêté, un échauffement anormal du combustible peut se produire en cas de perte de la capacité de refroidissement et de défaillance des systèmes de refroidissement de secours ou d’urgence; en effet, la production de chaleur se poursuit du fait de la radioactivité et des fissions résiduelles, comme le montre la figure 76.2. Bien que la chaleur résiduelle ne représente que 1 à 2% de la chaleur produite à plein régime, si elle n’est pas éliminée, la température du combustible peut atteindre des niveaux susceptibles de provoquer une défaillance dans les minutes qui suivent la perte complète de refroidissement. La sûreté des centrales nucléaires repose sur le principe selon lequel toutes les conditions pouvant conduire à un échauffement anormal du combustible, à des dommages et au rejet de matières radioactives provenant du combustible doivent être soigneusement évaluées et évitées grâce à des mesures de prévention technique et de protection.

La sûreté des centrales nucléaires est assurée par trois types d’équipements: les systèmes intrinsèques, les systèmes passifs et les systèmes actifs, qui sont associés de différentes manières dans les centrales en fonctionnement.

Les dispositifs de sûreté intrinsèque tirent parti des lois de la nature. Par exemple, certains combustibles nucléaires ont des caractéristiques telles que la vitesse de la réaction en chaîne ralentit lorsque la température du combustible augmente. Certains systèmes de refroidissement sont conçus de manière que la chaleur de désintégration soit éliminée par une circulation naturelle du caloporteur autour du combustible sans recourir à des pompes. Enfin, la plupart des structures métalliques ont des propriétés telles qu’elles fléchissent ou se dilatent lorsqu’elles sont exposées à des charges extrêmement élevées au lieu d’éclater ou de se rompre.

Les dispositifs de sûreté passive comprennent le déclenchement de vannes de décharge par gravité sous l’effet de la pression du fluide à évacuer, ou l’utilisation de l’énergie stockée dans des systèmes d’injection de secours de fluide caloporteur, ou encore la présence d’enceintes de confinement conçues pour absorber l’énergie dégagée par la défaillance de circuits entraînant la production de chaleur de désintégration.

Les dispositifs de sécurité active comprennent tous les systèmes qui nécessitent le déclenchement de signaux et une forme quelconque d’alimentation électrique. Les systèmes actifs permettent généralement de gérer une plus grande diversité de situations que les systèmes intrinsèques ou passifs, et ils peuvent être vérifiés sans restriction pendant le fonctionnement du réacteur.

La conception des centrales nucléaires du point de vue de la sûreté s’appuie sur une combinaison déterminée de systèmes intrinsèques, passifs et actifs visant à répondre aux prescriptions de sûreté applicables sur le territoire où la centrale est implantée. Il est nécessaire que les systèmes liés à la sûreté soient hautement automatisés pour éviter, dans toute la mesure possible, que le personnel d’exploitation ne doive prendre des décisions à la hâte et agir en situation de stress. Les filières de réacteurs nucléaires sont conçues pour s’adapter automatiquement aux variations de la puissance appelée, et ces variations sont généralement progressives. Il est particulièrement important que les systèmes liés à la sûreté puissent à tout moment réagir avec rapidité, efficacité et fiabilité en cas de besoin. Pour atteindre ce niveau élevé de performance, ils doivent satisfaire à des critères d’assurance de la qualité extrêmement rigoureux et être conçus selon les principes bien établis de la sûreté, à savoir la redondance, la diversité et la séparation physique.

La redondance consiste à prévoir plus de composants ou de sous-systèmes qu’il n’est nécessaire pour le seul fonctionnement du système; on prévoira, par exemple, trois ou quatre composants alors qu’il suffit que deux fonctionnent pour que le système marche correctement.

La diversité consiste à prévoir, pour exécuter la même fonction de sûreté, deux systèmes ou plus fondés sur des principes de conception ou de fonctionnement différents.

La séparation physique de composants ou de systèmes conçus pour remplir la même fonction de sûreté assure une protection contre des dommages localisés qui pourraient autrement compromettre l’efficacité des systèmes de sûreté.

L’application de ces principes à la conception des installations trouve notamment son illustration dans l’alimentation électrique des centrales nucléaires, pour laquelle on prévoit plus d’une connexion au réseau, avec en outre, sur le site, plusieurs groupes diesel ou turbines à gaz à démarrage automatique ainsi que des batteries d’accumulateurs et des groupes électrogènes, de manière à obtenir une alimentation électrique fiable pour les systèmes essentiels à la sûreté.

Pour prévenir le rejet de matières radioactives d’une centrale nucléaire, il existe une mesure élémentaire très simple: le principe consiste à ériger une série de barrières étanches entre ces matières et l’environnement pour assurer une protection contre les rayonnements directs et un confinement des matières radioactives. Au cœur de ces barrières, on trouve le combustible céramique ou métallique lui-même, qui forme une matrice dans laquelle sont captées la majorité des matières radioactives. La deuxième barrière est constituée par la gaine étanche et résistante à la corrosion. La troisième barrière est l’enveloppe du fluide primaire sous pression du circuit de refroidissement. Enfin, les installations nucléaires sont disposées pour la plupart à l’intérieur d’une enceinte de confinement résistant à la pression, conçue pour ne pas céder en cas de défaillance de la principale canalisation placée à l’intérieur et pour retenir les matières radioactives qui pourraient être rejetées.

Le principal objectif de la conception de sûreté des centrales nucléaires est de maintenir l’intégrité de ces barrières multiples par une défense en profondeur, qui peut être caractérisée par des mesures de sûreté prises à trois niveaux: mesures et dispositifs de prévention, de protection et d’atténuation.

Les mesures de prévention visent à garantir le plus haut niveau d’assurance de la qualité pendant l’étude, la construction et l’exploitation; disposer d’opérateurs ayant une formation poussée et soumis à un recyclage périodique; mettre à profit les caractéristiques de sécurité intrinsèques; se donner des marges suffisantes à l’étape de conception; effectuer des travaux de maintenance préventive minutieux; mener continuellement des activités de contrôle, d’inspection et de correction des anomalies; assurer une surveillance permanente; procéder à des évaluations approfondies de la sûreté et à des réévaluations au besoin; étudier les incidents et les erreurs, en analyser les causes; et effectuer les modifications nécessaires.

Les dispositifs de protection comprennent: des systèmes d’arrêt rapide; des vannes et des systèmes de détente automatiques et sensibles; des circuits de verrouillage pour assurer une protection contre les fausses manœuvres; une surveillance automatique des fonctions de sûreté fondamentales; le mesurage et le contrôle continus des niveaux de rayonnement et de la radioactivité des effluents pour éviter de dépasser les limites admissibles.

Les mesures et les dispositifs d’atténuation comprennent: des systèmes de refroidissement d’urgence du réacteur; des systèmes très fiables d’alimentation en eau en cas d’urgence; des systèmes divers et redondants pour l’alimentation électrique de secours; une enceinte de confinement destinée à éviter les fuites de matières radioactives à l’extérieur de la centrale et conçue pour résister à différents événements naturels et artificiels, tels que tremblements de terre, vents violents, inondations ou écrasements d’avions; et enfin des plans d’intervention et une gestion des accidents, ce qui comprend une surveillance radiologique, l’information des autorités responsables de la sûreté et des conseils à la population, ainsi que la limitation de la contamination et la distribution de substances permettant d’en atténuer les effets.

Toutefois, la sûreté nucléaire ne dépend pas uniquement de facteurs techniques et scientifiques; les facteurs humains jouent eux aussi un rôle très important. Le contrôle réglementaire permet une vérification indépendante de tous les aspects des centrales nucléaires touchant à la sûreté. Mais la sûreté nucléaire est assurée en premier lieu, non par des lois et des règlements, mais par le sérieux de la conception, de l’exploitation et de la gestion des installations, ce qui suppose que les études indispensables soient réalisées et les approbations voulues données par des personnes possédant les compétences et l’autorité nécessaires.

Le seul accident de centrale nucléaire qui ait eu de très graves conséquences pour la population s’est produit lors d’un essai de la capacité de refroidissement dans une configuration inhabituelle dans une centrale RBMK à Tchernobyl (Ukraine) en 1986. Lors de cet accident particulièrement grave, le réacteur a été détruit et une grande quantité de matières radioactives a été rejetée dans l’environnement. On a constaté par la suite que le réacteur ne possédait pas de système d’arrêt adéquat et qu’il était instable à faible puissance. L’accident a été la résultante de faiblesses de conception, d’erreurs humaines et d’une gestion inadaptée. Des modifications ont été apportées aux autres réacteurs RBMK restés en service pour corriger les insuffisances de conception les plus graves, et les consignes d’exploitation ont été améliorées pour faire en sorte que ce regrettable accident ne se reproduise pas.

De nombreux enseignements ont été tirés de cette catastrophe ainsi que d’autres accidents moins graves survenus dans des centrales nucléaires (comme celui de Three Mile Island aux Etats-Unis en 1978) et d’un grand nombre d’accidents mineurs et d’incidents enregistrés au cours de plus de trente années d’exploitation de centrales nucléaires. L’objectif de l’industrie nucléaire est de veiller à ce qu’aucun incident de centrale nucléaire ne mette en danger le personnel, le public et l’environnement. Grâce à la coopération étroite qui s’est instaurée dans le cadre de programmes tels que le système de notification des incidents de l’AIEA et le programme du WANO, et grâce aussi au contrôle minutieux exercé par les groupes industriels et par les organismes de réglementation ainsi qu’à la vigilance des propriétaires et des exploitants de centrales, cet objectif apparaît désormais réalisable.

Remerciements: L’auteur remercie Tim Meadler et l’Uranium Institute pour les renseignements présentés au tableau 76.3.