Parmi les types de réacteurs les plus déployés, le CANada Deuterium Uranium (CANDU) et le Réacteur d'eau pressurisé (PWR) représentent deux voies technologiques distinctes qui ont été affinées au fil des décennies. Bien que les deux utilisent la chaleur de la fission nucléaire pour produire de la vapeur pour produire de l'électricité, ils diffèrent profondément dans leur choix de modérateur, de liquide de refroidissement, de cycle du combustible et de philosophie opérationnelle.

Les fondamentaux de l'énergie nucléaire

Les noyaux atomiques lourds, typiquement uranium-235 ou plutonium-239, absorbent un neutron et se divisent en fragments plus légers, libérant une énergie immense, des neutrons supplémentaires et des produits de fission radioactifs. L'énergie est emportée par un liquide de refroidissement et finalement convertie en électricité par une turbine à vapeur. L'un des choix les plus critiques est le modérateur – un matériau qui ralentit les neutrons rapides aux énergies thermiques où ils sont beaucoup plus susceptibles d'entraîner de nouvelles fissures. Sans modération, la réaction en chaîne ne pourrait pas se maintenir dans un noyau de combustible naturel ou à faible enrichissement.

Les refroidisseurs jouent un double rôle : ils éliminent la chaleur du cœur du réacteur et participent, dans certains cas, à la modération des neutrons. L'interaction entre modérateur et refroidisseur définit l'économie des neutrons du réacteur, l'équilibre de la production et de la perte de neutrons. Une économie à haute teneur en neutrons permet à un réacteur de fonctionner sur des combustibles à faible teneur en matières fissiles, comme l'uranium naturel, tandis qu'une économie à faible teneur en neutrons exige de l'uranium enrichi pour compenser les absorptions parasitaires.

À l'intérieur du réacteur CANDU : Conception et fonctionnement

Le réacteur CANDU, qui a été lancé par Énergie atomique du Canada limitée (EACL) dans les années 1950 et 1960, est un réacteur à eau lourde pressurisée qui utilise de l'oxyde de deutérium (D2O) à la fois comme modérateur et comme fluide de refroidissement primaire. Sa caractéristique la plus particulière est la conception de canaux de combustible horizontaux. Au lieu d'un seul grand récipient à pression, une calandrie CANDU, un grand réservoir cylindrique contenant le modérateur d'eau lourde à pression atmosphérique proche et à température relativement basse (environ 70 °C), abrite plusieurs centaines de tubes de pression horizontaux.

Le combustible utilisé pour un CANDU est du dioxyde d'uranium naturel (UO2) sous forme de faisceaux courts d'environ 0,5 mètre de long, chacun contenant 28 ou 37 éléments. Parce que l'eau lourde absorbe très peu de neutrons par rapport à l'eau ordinaire, l'économie de neutrons de CANDU=1 est exceptionnellement élevée. Cela permet au réacteur de maintenir une réaction en chaîne dans l'uranium non enrichi, un combustible qui serait impossible à utiliser dans un réacteur à eau légère. Les canaux de combustible horizontaux et individuels rendent également possible le ravitaillement en puissance.

L'eau lourde coûte cher et nécessite une infrastructure de production à forte intensité de capital – le coût de D2O peut dépasser 300 millions de dollars pour une seule usine. Toutefois, la simplicité du combustible naturel à l'uranium et la capacité d'utiliser différents cycles de combustible – y compris le thorium, l'uranium récupéré du retraitement, voire le combustible utilisé directement – offrent une flexibilité stratégique.

À l'intérieur du réacteur à eau pressurisée : conception et fonctionnement

Les réacteurs à eau pressurisée sont le type de réacteur nucléaire le plus largement déployé, représentant environ les deux tiers de la capacité nucléaire opérationnelle mondiale. La conception de la centrale à eau pressurisée est née aux États-Unis en tant que technologie de propulsion navale et a été ensuite mise à l'échelle pour la production d'électricité commerciale par Westinghouse et d'autres fournisseurs. Dans une centrale à eau ordinaire (légère) sert à la fois de liquide de refroidissement et de modérateur, mais elle est maintenue à haute pression, habituellement autour de 15,5 MPa (2 250 psi) pour l'empêcher d'ébullition à des températures de fonctionnement d'environ 300 à 325 °C. Un noyau de centrale à eau ordinaire de 1000 MWe contient entre 150 et 250 assemblages de combustible, chacun composé d'un ensemble carré de barres de combustible contenant des granulés d'uranium enrichi (habituellement à des concentrations d'uranium 235 entre 3 et 5 %).

L'eau légère absorbe plus de neutrons que l'eau lourde, l'enrichissement est obligatoire pour maintenir la criticité. La haute pression du liquide de refroidissement primaire transfère la chaleur du cœur aux générateurs de vapeur, qui sont de grands échangeurs de chaleur. Dans les générateurs de vapeur, la chaleur de l'eau primaire est passée à une boucle secondaire où l'eau se bouillit à basse pression, produisant la vapeur qui conduit la turbine. Les boucles primaires et secondaires restent séparées physiquement, ce qui limite les matières radioactives au circuit primaire et réduit la contamination de la turbine et du condenseur.

Leur approche de sécurité repose fortement sur la redondance et la diversité : des systèmes de refroidissement de coeurs d'urgence multiples, de grandes structures de confinement et des dispositifs d'élimination de chaleur passive ou active pour la désintégration. Le ravitaillement se produit généralement tous les 12 à 24 mois pendant les pannes planifiées, au cours desquelles un tiers à la moitié du noyau est remplacé. Ce ravitaillement par lots exige que le réacteur soit arrêté et que son couvercle du réservoir de pression soit débouté, ce qui ajoute à la durée de la panne mais permet un entretien intégré. Le facteur de capacité moyen de la flotte mondiale de réacteurs de puissance se s'est constamment amélioré, dépassant 90 % dans de nombreux pays au cours de la dernière décennie, selon les données du Système d'information sur les réacteurs de puissance de l'AIEA .

Comparaison de modérateurs et de refroidisseurs: Heavy Water vs. Light Water

Le choix entre eau lourde et eau légère est la plus fondamentale différence entre CANDU et PWR. L'eau lourde , qui permet une absorption à faible neutrons, offre à CANDU un avantage considérable dans l'économie des neutrons, ce qui permet directement l'utilisation du combustible naturel et d'un combustible exceptionnel. Selon , un réacteur CANDU extrait environ 30 % de plus d'énergie par tonne d'uranium extrait qu'un réacteur à eau légère, en partie en raison de sa capacité à utiliser du combustible déjà déchargé. Toutefois, la faible absorption de neutrons coûte cher : production d'eau lourde, maintien d'une pureté isotopique élevée (généralement >99,75 % D2O), et la nécessité de réduire les fuites est un fardeau opérationnel important.

En revanche, l'eau légère est peu coûteuse, largement disponible et présente moins de défis en matière de contrôle du tritium en exploitation normale. Les RVP permettent une économie acceptable des neutrons en enrichissant l'uranium, en s'appuyant sur une industrie d'enrichissement établie qui a connu une diversité technologique, allant de la diffusion gazeuse et de l'enrichissement par centrifugeuse à des méthodes laser comme SILEX. La limite de pression comprimée dans un circuit primaire de PWR , exige des composants à parois épaisses et une métallurgie sophistiquée, particulièrement pour traiter la corrosion de l'acide borique et la corrosion par contrainte primaire de l'eau qui se fissurent pendant des décennies de service.

Cycles de combustible: Uranium naturel vs Uranium enrichi

L'exploitation et le minotage du minerai d'uranium, la conversion en UO2 et les faisceaux de fabrication sont suffisants. Cela a attiré des pays qui cherchent à obtenir l'indépendance énergétique. De plus, le cycle du combustible CANDU peut s'adapter à d'autres sources fissiles, y compris le combustible mixte d'oxyde (MOX), l'uranium récupéré provenant du retraitement et les cycles à base de thorium. La fabrication directe de combustible pour CANDU est plus simple en raison de la géométrie courte du faisceau et de la réduction de la combustion par rapport au combustible PWR. Le procédé DUPIC (Utilisation directe du combustible PWR usé dans CANDU) est particulièrement attrayant, ce qui permet la réutilisation du combustible usé LWR sans retraitement, réduisant ainsi les volumes de déchets et les risques de prolifération.

Le combustible PWR nécessite de l'uranium enrichi, ce qui permet aux opérateurs de relier le combustible au marché de l'enrichissement, mais permet une plus grande production d'énergie par assemblage de combustible. L'augmentation de la combustion dans les réacteurs modernes, qui approche généralement de 60 GWd/tU, signifie que le combustible reste dans le cœur plus longtemps, mais le ravitaillement par lots pose des défis de gestion de la réactivité, comme la nécessité de l'utilisation de bore soluble dans le liquide de refroidissement pour le contrôle de la réactivité à long terme.

Rechargement en puissance et flexibilité opérationnelle

L'une des distinctions opérationnelles les plus visibles est le ravitaillement en puissance CANDU. La capacité de remplacer les faisceaux de combustible individuels pendant que le réacteur produit de l'électricité entraîne une distribution très plate du flux de neutrons au fil du temps et une meilleure uniformité de combustion du combustible. Elle améliore également la flexibilité opérationnelle : si un faisceau de combustible défectueux est détecté, il peut être retiré sans fermer l'unité. Le ravitaillement en énergie réduit également le besoin de réserves de réactivité importantes; le combustible frais est ajouté progressivement, de sorte que la réactivité excédentaire demeure faible, ce qui améliore les marges de contrôle et de sûreté.

Les RAP, qui se ravitaillent en carburant pendant les pannes planifiées, doivent planifier les changements de combustible en lots et accepter une courbe de gestion de la réactivité plus complexe tout au long du cycle du combustible. Cependant, les pannes de ravitaillement en carburant peuvent être combinées à des travaux d'entretien et d'essai majeurs, et concentrer efficacement les temps d'arrêt. Les flottes modernes de RAP ont optimisé ces pannes à un minimum de deux à trois semaines tous les 18 mois, ce qui permet d'atteindre des facteurs de capacité comparables à CANDU à long terme.

Systèmes de sécurité et atténuation des accidents

Les deux types de réacteurs intègrent plusieurs couches de défense en profondeur. Les stations CANDU disposent de deux systèmes d'arrêt à action rapide indépendants, généralement des barres d'arrêt et de l'injection de poison à neutrons liquides (p. ex., le nitrate de gadolinium), chacun capable de mettre fin de façon indépendante à la réaction. Le système modérateur agit comme un puits de chaleur passif; dans un accident de perte de refroidissement (LOCA), le navire calandria et son eau lourde peuvent retirer la chaleur de décomposition pendant une période prolongée même si l'eau de refroidissement des canaux de combustible est perdue.

Les PWR comptent sur des systèmes d'injection à haute pression, des accumulateurs et une recirculation à basse pression pour maintenir le noyau couvert d'eau dans les séquences d'accident. Le grand bâtiment de confinement est conçu pour résister à la pression interne et recueillir tous les produits de fission qui fuient. Les scénarios d'arrêt de station, où toute la puissance de courant alternatif est perdue, ont entraîné l'incorporation de systèmes de refroidissement passif dans les nouveaux modèles, tels que le système de refroidissement passif de confinement AP1000S ou les circuits de dégagement de chaleur passive VVER-1200S. L'accident de Fukushima Daiichi en 2011 a mené à une réévaluation globale de la défense en profondeur, et les exploitants de CANDU et de PWR ont mis en place des lignes directrices améliorées pour la gestion des accidents graves, des équipements d'urgence durcis et une protection améliorée contre les séismes et les inondations.

Pour une comparaison détaillée de la progression des accidents, l'Agence internationale de l'énergie atomique fournit des rapports détaillés sur la sûreté nucléaire[, qui décrivent l'analyse déterministe de la sûreté pour divers types de réacteurs. Les canaux de combustible horizontaux et les modérateurs séparés de CANDU , lui donnent une période de grâce unique dans une station de blackout; cependant, les risques de rejet de tritium liés à l'eau lourde exigent des systèmes de ventilation robustes et des contrôles opérationnels.

Considérations relatives à la prolifération nucléaire et aux garanties nucléaires

L'utilisation de l'uranium naturel et le ravitaillement en énergie font que l'accès à des faisceaux de combustible individuels est continu et que les faisceaux irradiés contiennent du plutonium. Toutefois, le plutonium contenu dans un combustible CANDU à forte combustion contient une forte proportion de Pu-238 et d'autres isotopes générateurs de chaleur, ce qui le rend moins attrayant pour les armes en raison de la dissipation de chaleur et de l'augmentation des émissions spontanées de neutrons. Néanmoins, la capacité de produire du plutonium dans un réacteur de type CANDU exploité sans garanties est une préoccupation de prolifération qui a été abordée dans les contrôles à l'exportation et les accords bilatéraux.

Les réacteurs à combustible à combustible à faible teneur en uranium et à longue durée de vie des cycles d'irradiation produisent du plutonium de meilleure qualité pour l'utilisation des armes si ces deux types de combustible sont utilisés en mode dédié, mais le noyau entier est contenu dans un bâtiment scellé sous surveillance de sécurité. L'AIEA vérifie et scelle efficacement les rejets, combinés à une surveillance à distance. Comme les deux modèles peuvent être adaptés pour les cycles de thorium ou de combustible fermé, la résistance à la prolifération future dépendra davantage de l'infrastructure du cycle du combustible que du seul type de réacteur.

Facteurs économiques et de construction

L'absence d'un grand récipient sous pression et la dépendance à l'égard de nombreux tubes de pression individuels de plus petit diamètre ont historiquement permis de fabriquer dans des pays sans forte capacité de forgeage, ce qui pourrait réduire la dépendance de quelques fournisseurs mondiaux. La voûte en béton de calandre et le ravitaillement en électricité contribuent à des facteurs de capacité élevés. Toutefois, le coût de l'eau lourde, qui représente initialement une dépense en capital importante pouvant atteindre 400 millions de dollars par unité, et le retrait continu du tritium et le maquillage de l'eau lourde nécessitent des investissements opérationnels continus.

Les RPD bénéficient d'une énorme normalisation mondiale : la chaîne d'approvisionnement pour les gros forges, les générateurs de vapeur et les centrales de réacteurs est bien établie. Par conséquent, les conceptions récentes de RPD de Gen III+ ont mis l'accent sur la construction modulaire et la réduction du travail sur place. Néanmoins, les RPD de construction neuve dans l'Ouest ont connu des hausses de coûts importantes, surtout lorsque des défis techniques de première nature se posent. L'analyse des coûts normalisés de l'industrie nucléaire laisse entendre que les coûts d'immobilisation et les taux de financement du jour survivent à l'économie, ce qui a souvent pour effet de surpasser la technologie de réacteur choisie.

Gestion et désaffectation des déchets

Le combustible nucléaire usé de CANDU et de PWR est un déchet de haute activité, bien que les volumes et les caractéristiques diffèrent.La combustion du combustible usé de CANDU est moins importante (habituellement de 7 à 10 GWd/tU comparativement à 45 à 60 GWd/tU pour PWR) et produit un volume plus important de combustible usé par unité d'électricité produite, soit environ deux fois plus que le nombre de paquets de combustible par rapport aux assemblages de PWR pour la même production d'énergie.

Les composants à basse pression de la calandre entraînent un matériau structural moins activé qu'un récipient à pression à paroi épaisse. Les récipients à pression PWR contiennent une radioactivité induite par l'exposition aux neutrons, nécessitant une segmentation soigneuse et une manipulation à distance. Néanmoins, le consensus mondial demeure que les deux technologies sont gérables avec les techniques actuelles de déclassement, comme le démontrent les projets terminés aux États-Unis (p. ex. Yankee Rowe PWR) et en Europe (p. ex., les unités Greifswald PWR). Le coût de déclassement est estimé à un peu moins élevé pour CANDU en raison de matériaux moins activés, mais les facteurs propres au site dominent.

Déploiement mondial et tendances futures

Les réacteurs CANDU, bien qu'ils soient moins nombreux (environ 50 unités en exploitation ou en construction), fonctionnent de façon fiable dans plusieurs pays, et leur technologie continue d'évoluer. Les réacteurs à eau lourde sous pression (RSPH) de l'Inde, qui ont tiré parti de l'expérience CANDU, constituent l'épine dorsale de son programme nucléaire et sont en voie d'être mis à niveau pour atteindre des capacités plus élevées (p. ex., le type de SRPH de 700 MWe).

Les concepts avancés de l'eau lourde intègrent des caractéristiques de sûreté passive et visent à une plus grande flexibilité du cycle du combustible. Canada s'intéresse aux petits réacteurs modulaires (RMR) qui comprennent des conceptions refroidies par l'eau lourde comme le réacteur à sel fondu intégré, mais aussi des RMR à eau légère. Entre-temps, les RMR à base de PWR comme le module d'énergie NuScale ont généré d'énormes investissements et des progrès en matière de délivrance de permis.

Conclusion

Le réacteur CANDU et le réacteur à eau pressurisée ne sont pas autant de concurrents que des solutions complémentaires issues de différentes stratégies nationales, de ressources naturelles et de capacités industrielles. Les réacteurs CANDU offrent une efficacité et une flexibilité en matière de neutrons et de combustible qui réduisent la dépendance à l'enrichissement, tandis que le ravitaillement en énergie produit une grande disponibilité. Les réacteurs PWR utilisent une eau légère abondante, une infrastructure d'enrichissement et une vaste flotte opérationnelle pour fournir des centrales électriques éprouvées et normalisées sur une base de sûreté bien comprise.