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Les énergies du 21ème siècle

Innover pour l’énergie nucléaire


L'énergie nucléaire est utilisée depuis un demi-siècle à des fins civiles. La troisième génération de réacteurs assure une optimisation des ressources. Pour ceux de la quatrième génération, les chercheurs travaillent sur des concepts totalement innovants.

Publié le 1 août 2012

L’énergie nucléaire est née à la fin des années 1930 avec la découverte de la réaction de fission. Mais ce n’est qu’en décembre 1953, en pleine guerre froide, que l’énergie nucléaire est utilisée à des fins civiles. Le président américain Eisenhower incite à développer cette nouvelle énergie « pour servir l’humanité », lors de son discours « Atoms for Peace » devant l’ONU. D’autres états se lancent parallèlement dans cette voie : la Russie, la France et la Grande-Bretagne.

Les débuts de l'énergie nucléaire en France

La France, pour sa part, a engagé un programme de développement de l’énergie nucléaire dès 1945 avec la création du CEA par le Général de Gaulle. Son objectif était, et demeure, de pouvoir répondre à la demande croissante d’électricité en toute indépendance et à faible coût ; objectif renforcé après le premier choc pétrolier en 1956. Aujourd’hui, 76 % de l’électricité est d’origine nucléaire dans notre pays.

réacteur Eole
RÉACTEUR ÉOLE. L’opérateur retire un crayon combustible en vue de lui faire subir une spectrogammamétrie. Ce réacteur, de très faible puissance, est destiné aux études neutroniques de réseaux modérés, en particulier ceux des REP industriels. © P.Stroppa/CEA

Au cours de ces soixante ans, les progrès technologiques ont permis des améliorations, des baisses de coût, une production électrique plus importante et une sûreté accrue. Ainsi trois générations de réacteurs nucléaires se sont succédé. Une quatrième est à l’étude. Les premières centrales nucléaires, dites de première génération, ont été construites dès 1956, la dernière a été arrêtée en 1994. Cette filière à l’uranium naturel et graphite gaz (UNGG) avait une capacité de 70 à 540 MWe. La deuxième génération, dite REP (réacteur à eau pressurisée), a été installée en France à partir de 1977 et 58 réacteurs sont encore en activité. Leur puissance est plus importante que la génération précédente, de 900 à 1 450 MWe, selon les tranches.

Carte des unités électronucléaires en France au 01/01/2010

Carte des unités électronucléaires en France au 01/01/2010. © DR


La troisième génération de réacteurs nucléaires

Le combustible nucléaire
L’uranium fournit plus d’énergie, 10 000 fois plus, qu’un combustible fossile (charbon ou pétrole). Ce minerai ne peut pas être utilisé pur, il doit subir différents traitements et enrichissements pour pouvoir servir de combustible. Toutefois, après une première utilisation dans un réacteur, le combustible peut être retraité. L’uranium et le plutonium, encore utilisables, sont récupérés pour produire un nouveau combustible : le MOX (Mélange d’Oxydes). Sur l’ensemble du parc nucléaire français, EDF utilise le mélange MOX depuis les années 1990, dans 20 réacteurs à eau pressurisée (REP).
Les réacteurs nucléaires de troisième génération sont dans la continuité des réacteurs à eau sous pression de la génération précédente. Les recherches et développements menés sur cette filière permettent d’optimiser toutes les étapes de production d’énergie, dans un double objectif d’économie et de sûreté.

Leur conception vise des gains sensibles sur les postes suivants :

  • la sûreté avec, par exemple, une enceinte double en béton avec paroi d’étanchéité en métal, un récupérateur de corium sous le coeur du réacteur ;
  • la puissance : 1 600 MWe contre 1 450 pour les REP ;
  • la compétitivité économique à travers une standardisation accrue et la simplification de l’architecture. Le parc de centrales nucléaires de deuxième génération est entièrement standardisé en France, ce qui permet de réduire le coût du kWh produit à moins de trois centimes d’euros, d’où l’intérêt de suivre ce modèle de gestion ;
  • le cycle du combustible avec un meilleur taux de combustion. L’utilisation de MOX (mélange d’uranium et de plutonium) et d’uranium enrichi retraité sera plus aisée, permettant d’optimiser le combustible de base, l’uranium. Par rapport aux générations précédentes, l’économie de consommation d’uranium est estimée à 17 % ;
  • la réduction de la quantité de déchets de 15 à 30 % ;
  • l’augmentation de 30 % d’électricité par an ;
  • la durée de fonctionnement qui passe de 40 à 60 ans.


En Europe, deux EPR (European Pressurized Reactor – Réacteur pressurisé européen) sont en cours de construction : l’un en Finlande, à Olkiluoto (décidé fin 2005) et le second en France, à Flamanville (depuis mi 2007) pour une mise en service en 2017. Un autre EPR est programmé à Penly. En février 2009, l’Italie a signé un accord avec Areva pour la construction de quatre EPR. La Chine a identifié le site de Taishan, en août 2008, pour accueillir deux centrales de ce type. Soucieux d’anticiper les risques de pénurie et de s’assurer une indépendance énergétique à moyen terme, le Department of Energy (DoE) américain s’est engagé à relancer les moyens de production en électricité.

Deux actions complémentaires touchent le domaine de l’énergie nucléaire :

  • la première est destinée à étudier la faisabilité de la construction de nouveaux réacteurs aux Etats-Unis. Dans le cadre du Programme Nuclear Power 2010 (NP 2010), des experts américains ont évalué les réacteurs susceptibles d’être construits, identifié les problèmes éventuels à résoudre tant au niveau technique que réglementaire ou administratif. Ils ont proposé des actions facilitant le déploiement à court terme de ces réacteurs nucléaires de troisième génération.
  • La seconde est l’initiative du Forum international Generation IV, lancé en 2000.

Comment produire de l'électricité ?

Turbine de la centrale Phenix, prototype des réacteurs à neutrons rapides à sodium
Turbine de la centrale Phenix, prototype des réacteurs à neutrons rapides à sodium.
© F.Vigouroux/CEA

Pour produire de l’électricité de manière industrielle, on utilise une turbine qui transmet à un alternateur une force suffisante pour le mettre en rotation rapide. Celui-ci va alors transformer en énergie électrique l’énergie mécanique qui lui est communiquée. La turbine peut être alimentée de différentes manières : dans une centrale hydroélectrique, c’est l’eau, chutant du barrage, qui lui communique son énergie ; dans une centrale thermique comme dans une centrale nucléaire classique, ce rôle est dévolu à de la vapeur sous pression. Dans ce cas, on a recours à une « chaudière » qui produit la chaleur à partir de laquelle la vapeur est générée. Mais tandis qu’une centrale thermique brûle du charbon, du pétrole ou du gaz, un réacteur nucléaire produit de la chaleur par des réactions de fission de noyaux atomiques tels que ceux de l’uranium. Toute chaudière a besoin d’un « fluide caloporteur » pour évacuer la chaleur à transmettre. Dans les centrales nucléaires actuellement en service, ce fluide est tout simplement de l’eau. Dans les « systèmes nucléaires du futur », le rôle de caloporteur pourra être assuré par un métal liquide, comme le sodium ou le plomb, ou par un gaz, l’hélium.


Génération IV : de nouveaux concepts de réacteurs nucléaires

Le principe fondateur du Forum international Génération IV est de mettre en synergie les recherches et développements afin de concevoir les réacteurs nucléaires qui pourraient être exploités industriellement à partir de 2050. Les pays membres se sont accordés sur les atouts de l’énergie nucléaire, d’une part pour satisfaire les besoins croissants en énergie dans le monde, d’autre part pour garantir le développement durable et prendre en compte les changements climatiques.

Les pays membres se sont accordés sur les atouts de l’énergie nucléaire.

Aujourd’hui, les membres de ce forum sont : l’Afrique du Sud, l’Argentine, le Brésil, le Canada, la Chine, les Etats-Unis, Euratom, la France, le Japon, la République de Corée du Sud, le Royaume-Uni, la Russie et la Suisse.
Compte tenu des besoins variés et des contextes particuliers à chaque nation, il ne peut exister un système unique de réacteur nucléaire de quatrième génération. En 2002, six technologies ont été retenues, présentant toutes des avancées notables en matière de développement énergétique durable, de compétitivité économique, de sûreté et de fiabilité, de résistance à la prolifération et aux agressions externes. Ce sont :

  • VHTR (Very High Temperature Reactor) : réacteur à très haute température (1 000°C/1 200°C), refroidi à l’hélium, dédié à la production d’hydrogène ou à la cogénération hydrogène/électricité ;
  • GFR (Gas-cooled Fast Reactor) : réacteur rapide à caloporteur hélium ;
  • SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) : réacteur rapide à caloporteur sodium ;
  • LFR (Lead-cooled Fast Reactor) : réacteur rapide à caloporteur alliage de plomb ;
  • SCWR (Supercritical Water-cooled Reactor) : réacteur à eau supercritique ;
  • MSR (Molten Salt Reactor) : réacteur à sels fondus.


Réacteur rapide à caloporteur sodium
Réacteur rapide à caloporteur sodium. © DR


Réacteur rapide à caloporteur hélium
Réacteur rapide à caloporteur hélium. © DR

Pour en savoir plus

En France, le CEA est chargé de mener les recherches sur ces systèmes nucléaires en rupture technologique forte par rapport aux précédentes générations de réacteurs du même type.

Les recherches se concentrent sur deux filières à neutrons rapides : celle des réacteurs refroidis au gaz, qui apparaît comme une option à long terme dont la faisabilité n’est pas encore démontrée, et celle des réacteurs refroidis au sodium, avec le projet de démonstrateur technologique ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), dont le CEA est maître d’ouvrage, pour les études. ​

En effet, le déploiement industriel de tels réacteurs nécessite la qualification préalable, à une échelle représentative, des diverses avancées technologiques appelées par les objectifs de performance assignés à cette nouvelle génération. C’est dans ce contexte que le démonstrateur technologique Astrid a été proposé par le CEA et ses partenaires. Sa puissance (1 500 mégawatts thermiques, soit 600 mégawatts électriques environ) a été définie pour concilier une flexibilité d’utilisation suffisante et la nécessaire représentativité au regard des principaux aspects industriels. La phase de R&D qui se poursuit actuellement permet des choix d’options particulièrement avancés, notamment en matière de sûreté et d’exploitabilité. Parmi les innovations proposées par le CEA, on peut notamment citer un cœur à sûreté améliorée, un récupérateur de cœur fondu intégré à la cuve du réacteur et le développement d’un système de conversion d’énergie utilisant du gaz plutôt que de l’eau, supprimant ainsi toute possibilité de réaction de l’eau avec le sodium.

Caractérisation de combustibles du futur - Boîtes à gants d’étude d’objets composites
Caractérisation de combustibles du futur - Boîtes à gants d’étude d’objets composites. © P. Dumas/CEA