Contrairement aux réacteurs à eau légère (REL) qui nécessitent de l'uranium enrichi, les stations CANDU utilisent l'eau lourde à la fois comme modérateur de neutrons et comme fluide de refroidissement primaire pour le transport de chaleur. Ce double rôle crée une économie de neutrons si efficace que la fission peut être maintenue à l'aide de combustible naturel à l'uranium (0,7% U-235). La production d'eau lourde à haute pureté, la gestion de son inventaire et l'infrastructure qui soutient sa chaîne d'approvisionnement sont donc directement liées à la viabilité opérationnelle et au rendement économique de la flotte mondiale de CANDU.

La physique de la modération de l'eau lourde

L'avantage principal de l'eau lourde sur l'eau légère ordinaire réside dans les propriétés nucléaires de l'atome de deutérium. Le noyau de deutérium contient un proton et un neutron, lui donnant une masse approximativement double de celle de l'hydrogène ordinaire (protium). Cette masse supplémentaire modifie fondamentalement la façon dont les neutrons interagissent avec le milieu. Le paramètre clé est la section transversale d'absorption thermique des neutrons.

Dans un réacteur nucléaire, les neutrons nés de la fission se déplacent à des vitesses extrêmement élevées (neutrons rapides). Pour maintenir une réaction en chaîne, ces neutrons doivent être ralentis ou modérés aux énergies thermiques. Un modérateur s'acquitte de cette tâche en permettant aux neutrons de se heurter à ses noyaux. Dans l'eau légère, les collisions sont efficaces pour ralentir les neutrons, mais les atomes de protium absorbent une fraction importante de la population de neutrons, ce qui les rend indisponibles pour une fission ultérieure. Cette absorption parasitaire rend nécessaire d'enrichir le combustible d'uranium à environ 3–5% U-235 pour compenser les neutrons perdus. L'eau lourde, par contre, fournit une excellente puissance de ralentissement tout en absorbant très peu de neutrons. Cette économie élevée de neutrons permet aux réacteurs CANDU de charger directement l'uranium naturel dans le noyau.

Le ralentissement d'un modérateur est quantifié par le rapport modérateur, qui combine la diminution logarithmique de l'énergie par collision avec la section transversale de diffusion divisée par la section transversale d'absorption. Pour l'eau légère, ce rapport est d'environ 70; pour l'eau lourde, il dépasse 6 000. Ce contraste flagrant explique pourquoi un réacteur à eau lourde peut fonctionner avec de l'uranium naturel : le modérateur ne vole pas les précieux neutrons nécessaires pour maintenir la réaction de la chaîne.

Production industrielle de réacteur de la classe D2O

Le deutérium existe dans l'eau naturelle à une concentration d'environ 150 parties par million (0,15%). Pour fonctionner efficacement en tant que modérateur et réfrigérant, cette concentration doit être portée à un minimum de 99,75 % D2O. Ce processus d'enrichissement est thermiquement et technologiquement exigeant, faisant de l'eau lourde un matériau stratégique de grande valeur. La séparation physique exploite les légères différences de masse entre H2O et D2O, qui se manifestent dans différentes pressions de vapeur, vitesses de réaction et constantes d'équilibre dans les réactions d'échange chimique.

Le processus de sulfure de Girdler (GS)

Le processus GS exploite l'équilibre dépendant de la température de la réaction d'échange isotopique entre l'eau et le sulfure d'hydrogène : H2O(l) + HDS(g) --HDO(l) + H2S(g). À des températures plus basses, le deutérium favorise la phase liquide. À des températures plus élevées, il favorise la phase gazeuse. En exploitant une cascade de tour à double température, le deutérium peut être systématiquement retiré de l'eau naturelle et concentré.

Dans une usine typique de GS, l'eau coule dans une colonne tandis que le gaz H2S est diffusé vers le haut. Au bas de la colonne, il est utilisé à environ 130 °C, le deutérium migre dans le gaz. Le gaz se déverse ensuite vers le haut d'une section froide, fonctionnant à environ 30 °C, où le deutérium retourne dans un cours d'eau frais, maintenant enrichi. Des centaines de ces étapes sont nécessaires pour atteindre une concentration de 10 à 20 % D2O. Ce produit intermédiaire est ensuite acheminé vers une unité de distillation sous vide pour être enrichie au niveau du réacteur. Le procédé GS consomme une quantité importante d'énergie thermique et nécessite la manutention de grands volumes de gaz sulfureux d'hydrogène toxique.

L'empreinte environnementale du processus GS est souvent négligée. Les importants débits d'eau et les besoins énergétiques font qu'une usine produisant 1 000 tonnes de D2O par an consomme généralement entre 500 et 700 MWt d'énergie thermique et rejette des millions de mètres cubes d'eau appauvrie. Les améliorations de conception moderne ont réduit la consommation de vapeur, mais le processus demeure capital.

Technologies de séparation alternatives et émergentes

Plusieurs autres technologies existent pour la séparation du deutérium, chacune avec des applications spécifiques. La distillation de l'eau exploite la pression de vapeur légèrement inférieure de D2O par rapport à H2O. Bien que le facteur de séparation soit très faible (environ 1,05 à la pression atmosphérique), il nécessite un nombre énorme d'étapes et une forte consommation d'énergie.

L'électrolyse[ exerce un effet de levier sur l'effet isotopique cinétique; en raison de l'énergie zéro plus élevée de la liaison O–H que la liaison O–D, le protéium est libéré de préférence comme gaz d'hydrogène à la cathode. Ceci enrichit le deutérium dans le liquide restant. L'électrolyse a été célèbrement utilisée à l'usine Norsk Hydro à Vemork, en Norvège. Cependant, la consommation d'électricité extrême le rend peu rentable pour la production en vrac.

Les méthodes avancées actuellement à l'étude comprennent la séparation des isotopes du laser (LIS), qui vise le léger déplacement des spectres d'absorption entre les molécules H2O et HDO. Bien que le succès à l'échelle du laboratoire ait été atteint, l'échelle LIS aux milliers de tonnes nécessaires pour un noyau de réacteur demeure un défi technique important. D'autres techniques comprennent l'échange d'hydrogène-eau bithérique à l'aide de catalyseurs de platine, qui évite les H2S dangereux, et les technologies de séparation à base de membrane qui reposent sur des taux de perméation différentiels. Le procédé d'électrolyse combinée et d'échange catalytique (CECE)[ est l'une des méthodes de prochaine génération les plus prometteuses.

La relation symbiotique entre la conception du CANDU et la D2O

La conception du réacteur CANDU est fondamentalement inséparable des propriétés de l'eau lourde. Le cœur du réacteur est constitué d'un grand réservoir à basse pression appelé la calandre, qui maintient le modérateur d'eau lourde à une température relativement basse. La pénétration de la calandre sont des centaines de tubes de pression horizontaux, chacun contenant des faisceaux de combustible. Le liquide de refroidissement primaire, séparé du modérateur, est également de l'eau lourde, qui passe par les tubes de pression pour extraire la chaleur générée par la fission.

Cycle naturel du combustible d ' uranium

La capacité d'utiliser de l'uranium naturel sans enrichissement constitue l'avantage économique et stratégique le plus important du système CANDU. Il découple l'opérateur du réacteur du marché international de l'enrichissement, dominé par un petit nombre de pays et nécessitant des mesures de sauvegarde complexes.Les faisceaux de combustible d'uranium naturel sont plus simples et moins coûteux à fabriquer que les granulés enrichis nécessaires aux réacteurs à combustible à combustible à combustible à combustible à combustible à combustible liquide.

Le cycle naturel de l'uranium a aussi des répercussions sur la gestion du combustible usé.Comme l'enrichissement initial est faible, le combustible usé d'un CANDU contient environ 0,3 % de matières fissiles, comparativement à environ 0,8 à 1 % d'un LWR. Moins de plutonium est produit par unité d'énergie, mais le volume total de combustible usé par MWh est plus élevé en raison de la réduction de la combustion (environ 7 à 8 GWd/t vs 40 à 50 GWd/t pour les LWR).

Facteurs de ravitaillement en ligne et de capacité

Dans un CANDU, les tubes de pression horizontaux permettent aux machines de ravitaillement d'accéder à chaque canal de façon autonome pendant que le réacteur reste à l'alimentation. Parce que le modérateur d'eau lourde maintient une distribution stable du flux de neutrons et que le combustible naturel d'uranium a des réserves de réactivité importantes (convertissant U-238 à Pu-239 pendant sa durée de vie), le réacteur peut accueillir un remaniement continu des faisceaux de combustible. Cela se traduit par d'excellents facteurs de capacité, souvent supérieurs à 85 à 90 %, car il n'y a pas de pannes forcées pour le ravitaillement courant. L'opérateur peut également adapter le système de ravitaillement à des exigences de puissance spécifiques, aplatir le profil de flux ou brûler des cycles de combustible avancés sans une refonte majeure du cœur.

Le ravitaillement en ligne permet également une manoeuvre de puissance flexible. Une station CANDU peut ajuster sa puissance en fonction de la demande du réseau tout en maintenant un taux de ravitaillement presque constant. Cette capacité de suivi de la charge est de plus en plus précieuse dans les réseaux à forte pénétration de sources d'énergie renouvelables variables. Le modérateur d'eau lourde agit comme un tampon thermique, fournissant la stabilité pendant les transitoires et permettant au réacteur de réagir rapidement aux changements de charge.

Gestion de l'eau lourde sur site

L'exploitation d'une station CANDU exige des systèmes et des procédures spécifiques pour gérer l'inventaire de l'eau lourde. L'inventaire D2O représente un actif important et sa perte ou dégradation a des conséquences économiques directes. Un réacteur CANDU 6 de 700 MWe typique contient environ 450 à 500 tonnes d'eau lourde.

Maintien de la pureté isotopique

L'entrée d'eau légère provenant de diverses sources, y compris les fuites de générateurs de vapeur, l'humidité condensée de l'atmosphère et les ajouts d'eau de maquillage, dégradera la concentration de D2O au fil du temps. Même une faible baisse de la pureté isotopique dégrade l'économie de neutrons et peut forcer une réduction de la puissance du réacteur. Pour contrer cette situation, chaque station CANDU est équipée d'une usine de valorisation de l'eau lourde. Ces unités utilisent généralement la distillation sous vide, fonctionnant à une pression réduite pour diminuer le point d'ébullition de l'eau et minimiser l'énergie nécessaire à la séparation.

Le processus de mise à niveau élimine également les impuretés chimiques qui peuvent s'accumuler, comme les gaz dissous, les produits de corrosion et les composés organiques.Ces contaminants peuvent affecter le pH de l'eau lourde, augmenter la décomposition radiolytique ou interférer avec les neutroniques. Le système de mise à niveau est donc un système de purification isotopique et chimique combiné, souvent précédé de filtres, de colonnes échangeuses d'ions et de dégazsifiants.

Contrôle et réglementation du tritium

Le tritium est généré par l'activation du deutérium par les neutrons : 2H (n, γ) 3H. Au fil du temps, l'eau lourde du modérateur et du liquide de refroidissement accumule le tritium, qui peut atteindre des niveaux d'activité spécifiques élevés. Le tritium est un émetteur bêta d'une demi-vie de 12,3 ans. Bien que les particules bêta soient de faible énergie et ne pénètrent pas la peau, le tritium est biologiquement dangereux si l'eau est ingérée ou inhalée sous forme d'eau tritiée (HTO).

Les stations CANDU gèrent l'exposition au tritium en combinant des contrôles techniques et un retrait actif. Les installations d'élimination du tritium (TRF) utilisent une combinaison d'échange catalytique et de distillation cryogénique pour extraire le tritium du cours d'eau lourd. Le tritium extrait est stabilisé comme un hydrure métallique et peut être entreposé ou purifié et vendu à des fins commerciales, comme l'éclairage autolumineux et les traceurs médicaux.

La concentration de tritium dans les systèmes de modérateurs CANDU peut atteindre plusieurs dizaines de curies par kilogramme après plusieurs années d'exploitation.Pour maintenir l'exposition aux rayonnements des travailleurs aussi bas que possible, le TRF de Darlington extrait du tritium depuis la fin des années 1980, réduisant l'activité spécifique du modérateur de plus de 10 facteurs par rapport aux stations sans telles installations.

Détection des fuites et redressement économique

Les stations CANDU emploient de vastes réseaux de capteurs de point de rosée, de moniteurs de tritium en air et de détecteurs d'humidité pour détecter même les fuites minuscules. Les fuites d'eau lourde sont classées comme « visibles » ou « invisibles » (vapor). Une fuite de tube générateur de vapeur, par exemple, peut permettre à l'eau légère d'entrer dans le liquide de refroidissement primaire, dégradant la pureté isotopique. Les systèmes de détection et de récupération des fuites sont conçus pour gérer les événements de la conception-basis et assurer la confinement des pertes économiques.

Les stations CANDU modernes visent à obtenir des pertes irrécupérables de moins de 0,5 tonne par année, obtenues grâce à des programmes de détection de fuites agressives, à l'amélioration des systèmes de protection contre les joints de valve et à la récupération des vapeurs. L'eau lourde récupérée des systèmes de ventilation peut représenter une fraction importante de la masse totale nécessaire, réduisant ainsi la nécessité d'acheter du D2O frais.

La chaîne d'approvisionnement mondiale et son impact économique

La chaîne mondiale d'approvisionnement en eau lourde est relativement mature et consolidée. L'inventaire initial d'un nouveau CANDU est habituellement fourni dans le cadre d'un contrat de location à partir d'un stock national, comme celui géré par Énergie atomique du Canada limitée (EACL) et maintenant Laboratoires nucléaires canadiens.

L'Argentine produit de l'eau lourde à l'usine PIAP de Neuquén, qui fournit les stations d'Embalse et d'Atucha. La chaîne d'approvisionnement comprend non seulement la production primaire, mais aussi le recyclage de l'eau lourde provenant de réacteurs déclassés. À mesure que les anciennes unités CANDU atteignent la fin de leur vie active, leurs stocks d'eau lourde peuvent être récupérés, mis à niveau au besoin et redéployés vers d'autres réacteurs ou placés dans des réserves stratégiques. Cette économie circulaire réduit la nécessité de nouvelles productions et fournit un tampon contre les perturbations de l'approvisionnement. L'Association nucléaire mondiale tient à jour des données détaillées sur la capacité de production mondiale et l'économie du marché de l'eau lourde.

Dans les années 1970, lorsque des usines de GS ont été construites, le prix était de 100 $/kg en termes corrigés de l'inflation.Après la fermeture de l'usine de Bruce et la fin de la production canadienne, les prix ont augmenté pour dépasser 300 $/kg. Aujourd'hui, le marché est relativement stable, la production indienne et argentine répondant à la plus grande demande. Le taux de location pour l'eau lourde représente généralement environ 5 à 7 % de la valeur de remplacement par année, qui couvre le coût du capital et le risque de perte.

Trajectoires futures : production, nouveaux réacteurs et cycles de combustible avancés

Dans l'avenir, le rôle de l'eau lourde dans l'énergie nucléaire évoluera probablement au-delà du parc CANDU 6 traditionnel. L'inventaire actuel est suffisant pour soutenir le parc d'exploitation actuel pendant des décennies.

Technologie de production avancée

Le processus d'électrolyse combinée et d'échange catalytique (CECECE) est une technique de séparation avancée prometteuse qui offre le potentiel de réduction de la consommation d'énergie et de facteurs de séparation à un seul stade par rapport au processus GS. Le processus de la CEECE intègre l'électrolyse de l'hydrogène avec l'échange isotopique catalytique, permettant une concentration efficace du deutérium. La recherche sur les séparations à membrane et les filtres nanomatériaux pourrait éventuellement apporter un changement progressif dans l'efficacité de la production.

Une autre voie prometteuse est l'utilisation de la chaleur géothermique ou des déchets pour le processus GS, qui pourrait réduire considérablement son empreinte carbone. L'intégration des pompes à chaleur et des échangeurs de chaleur avancés pourrait également améliorer l'efficacité énergétique globale. Toutefois, aucune de ces technologies n'a encore été déployée à l'échelle commerciale, et le processus GS restera probablement la référence pour la prochaine décennie.

Cycles avancés de combustible

L'excellente économie de neutrons des réacteurs à eau lourde en fait des plateformes idéales pour brûler des combustibles avancés. Des recherches considérables ont été entreprises pour utiliser les réacteurs CANDU pour consommer du plutonium excédentaire provenant d'armes nucléaires démantelées ou de combustibles usés provenant de réacteurs à eau légère. La flexibilité du système de ravitaillement en ligne permet de gérer avec précision les profils de réactivité et de flux requis pour ces combustibles à oxydes mixtes (MOX). De plus, le modérateur de l'eau lourde est particulièrement adapté pour soutenir un cycle de combustible thorium. Le thorium est trois à quatre fois plus abondant que l'uranium et, dans un réacteur CANDU, le Th-232 peut être transformé en U-233 fissile avec une grande efficacité.

L'utilisation de réacteurs à eau lourde pour brûler des actinides mineurs à partir de combustibles usés LWR est un autre domaine de recherche actif. Le flux élevé de neutrons thermiques et la capacité d'ajuster la composition du combustible à la volée rendent les réacteurs CANDU attrayants pour réduire la radiotoxicité à long terme des déchets nucléaires.

Petits réacteurs modulaires (RMR) et fusion

Plusieurs modèles de RSM, y compris ceux fondés sur la technologie de tubes de pression CANDU évoluée, considèrent l'eau lourde comme un modérateur de référence ou un fluide de refroidissement. L'utilisation de l'eau lourde dans les RSM pourrait offrir les mêmes avantages en matière de flexibilité et de résistance à la prolifération du combustible à une plus petite échelle. Par exemple, le concept des Laboratoires nucléaires canadiens pour un petit réacteur à tubes de pression tire parti de l'expertise existante en matière d'eau lourde pour fournir une unité de construction industrielle peu coûteuse.

La chaîne d'approvisionnement en eau lourde peut aussi voir des changements si la fusion devient commerciale.Une usine de fusion de 1 GWe utilisant du combustible D-T consommerait environ 50 kg de tritium par an, ce qui devrait être obtenu à partir du lithium. Le deutérium requis serait d'environ 5 kg par an, une fraction négligeable de la production actuelle. Toutefois, l'inventaire de démarrage d'un réacteur de fusion pourrait nécessiter plusieurs centaines de kilogrammes de tritium, qui devraient être produits dans des réacteurs ou des accélérateurs de fission, ce qui pourrait créer une relation symbiotique entre les réacteurs CANDU (qui produisent du tritium) et les réacteurs de fusion (qui en consomment).

Conclusion

L'eau lourde est bien plus qu'un liquide de refroidissement ou un modérateur; c'est le choix technologique déterminant qui façonne l'économie, le profil de sûreté et la valeur stratégique du système de réacteurs CANDU. Les propriétés nucléaires uniques du deutérium permettent l'utilisation de l'uranium naturel, offrant une indépendance du cycle du combustible qui est rare dans l'industrie nucléaire mondiale. La production industrielle d'eau lourde, traditionnellement dominée par le procédé du sulfure de Girdler, a construit les inventaires nationaux qui continuent d'appuyer la flotte aujourd'hui. Une gestion prudente sur place, y compris la modernisation isotopique et l'élimination du tritium, assure la viabilité opérationnelle à long terme de ces centrales.