Dossier Nucléaire

par Hugo Bélisle, M. Sc., Chimiste

Préambule

Depuis la deuxième guerre mondiale, l’homme connaît la puissance déchirante de l’atome grâce aux travaux des plus grands génies que notre siècle ait portés. La recherche d’une source inépuisable d’énergie hante la population mondiale depuis les années soixante et soixante-dix. Le spectre du réchauffement de la planète contribue aussi au débat en faveur de l’énergie nucléaire. Celle-ci peut soulager ce fardeau mais non pas sans apporter plusieurs craintes non fondées ou mal instruites par le peu d’accidents survenus jusqu’à maintenant. Le document qui suit sert justement à démystifier le monde du nucléaire et permettre de mieux comprendre les bienfaits offerts par une vie dépendante d’une énergie renouvelable et sans danger si les précautions fondamentales sont prises lors du développement de la technologie et lors de son utilisation à travers le monde.

Trop d’organisations clandestines menacent pourtant l’équilibre que cherchent à établir les gouvernements et les fabricants de réacteurs tels que EACL, General Electric, Westinghouse, Adams, Framatome, KWU, Wilcox, Badcock, ABB, etc. À cet effet, plusieurs traités dits " de non prolifération " sont signés pour engager les pays concepteurs d’infrastructure et consommateurs d’énergie nucléaire à ne pas utiliser un réacteur à des fins militaires mais pacifiques. Malheureusement, le marché noir des armes nucléaires et des substances radioactives dangereuses tient toujours le coup. La réglementation s’impose difficilement dans des pays où l’industrie nucléaire militaire est bien dissimulée par des façades administratives ou en apparence inoffensives.

Centrale de Callaway (É.U.)

Je remercie tout particulièrement M. Gilles Masson, dessinateur/concepteur chez Énergie Atomique du Canada Limité (EACL), pour sa contribution documentaire au sujet de la technologie nucléaire au Canada et dans le monde. L’un de ses récents projets est sa participation à la conception du système de stockage à sec MACSTOR.

J’adresse aussi mes remerciements à Énergie Atomique du Canada Limitée pour la conception de documents clairs et précis concernant la technologie nucléaire au Canada et dans le monde ainsi que pour son souci de sécurité en matière de production d’électricité à partir de la fission de l’uranium.

Un dernier merci, mais non le moindre, va à M. Serge Duclos, dirigeant sa propre entreprise de services d’infographie " S.D. Services Enr. ". Toutes les images structurelles de réacteurs ont été numérisées par l’entremise de ses services.
http://www.serdu.qc.ca/

La toute première idée à retenir du nucléaire et de son exploitation est qu’une centrale n’est pas une bombe atomique et ne peut en aucun cas en devenir une. L’explosion nucléaire d’un réacteur est une impossibilité physique. Cet élément fondamental de conception est principalement dû au fait que, pour obtenir une explosion atomique, des éléments fissibles presque purs tels l’uranium 235 ou le plutonium 239 doivent être rassemblés en quantité dite critique (quantité minimum requise pour qu’une réaction nucléaire soit autosuffisante) de manière à produire une réaction en chaîne. La réaction en chaîne est alors divergente à un point tel que l’énergie s’accumule avant même que le contenu de la bombe n’ait pu se disperser. L’explosion dévastatrice telle qu’imaginée en sera donc le résultat.

Dans un réacteur, la réaction est contrôlée par des matériaux absorbant les neutrons dégagés par la réaction et les matières fissibles sont en concentrations très faibles. L’infrastructure, comme elle sera décrite plus loin, est prévue pour absorber et diminuer les radiations résultant du fonctionnement du réacteur.

L’autre sentiment face au nucléaire porte l’appellation de " syndrôme chinois ". Ce syndrôme n’est qu’une anticipation du pire accident pouvant se produire lors de l’opération d’un réacteur nucléaire. Le cinéma a probablement contribué à entretenir cette peur portant sur six étapes successives:

• Fuite du circuit de refroidissement
• Panne du circuit de secours
• Surchauffe du réacteur (le coeur de la centrale)
• Fonte du combustible radioactif (uranium 235 et 238)
• Fuite du réacteur : perte extérieure du combustible à travers la dalle de béton vers l’environnement
• Fissuration de l’enceinte générale et augmentation de la perte du combustible

Bien que la réaction puisse être arrêtée avant qu’elle ne s’emballe, par l’abaissement des barres de contrôle, la chaleur dégagée par la réaction de fission est si grande que le système de barres fondrait à son tour. Un système de refroidissement doit donc être prévu lors de la conception d’une centrale. Les systèmes de contrôle, aujourd’hui, sont d’ailleurs munis d’une série de systèmes de secours opérant en cascade.

Centrale de Prairies (É. U.)

L’avènement du nucléaire est principalement dû au développement de découvertes ponctuelles à travers le temps. Par exemple, la découverte de la radioactivité, par Becquerel, a amené les scientifiques à considérer la radiation électromagnétique comme une réalité s’appuyant sur un ensemble de théories déjà établies par Planck, Bohr, ... tout comme la structure du noyau d’un atome l’était même si ce dernier a été modifié au fur et à mesure que l’étude expérimentale le permettait (de Démocrite à Chadwick). La mécanique quantique a aussi permis de mieux comprendre le phénomène de radioactivité et surtout de désintégration alpha, bêta, gamma et la capture K.

L’ère atomique proprement dite débute en 1942 lorsque Enrico Fermi construit et met en marche, le 2 décembre, la première pile atomique modérée au graphite, sous les gradins du stade Stagg Field à l’Université de Chicago. Dès 1934, il fut le premier à deviner que c’est du côté des atomes les plus lourds que se trouve l’instabilité propice à la libération d’énergie et qu’elle peut s’obtenir par une collision avec les neutrons. En 1942, à Handford (Washington), trois réacteurs nucléaires modérés au graphite furent construits pour produire du plutonium. Puis, huit autres réacteurs furent ajoutés, suivi de cinq réacteurs modérés à l’eau lourde, installés à Savannah (Georgie). Le complexe était employé à des fins militaires, soit pour la fabrication des bombes atomiques et thermonucléaires. L’Atomic Energy Commission (AEC), en 1951, met en route le réacteur à neutrons rapides EBR1 d’une puissance de 100 kW qui, le premier au monde, produit de l’électricité à des fins de distribution. Aujourd’hui, plus de 108 réacteurs commerciaux fonctionnent aux États-Unis générant de 18% à 20 % de l’électricité de la nation.

La première réaction autosuffisante fut accomplie le 5 septembre 1945 à Chalk River, en Ontario, sur le site ZEEP (Zero Energy Experiment Pile). L’électricité produite par une centrale sera distribuée à partir de 1962, à Rolphton (Ontario). D’une énergie de 20 MW, ce réacteur fonctionna pendant 25 ans. Ce fut la première démonstration de la technologie CANDU (Canadian Deuterium Uranium) qui, aujourd’hui, procure 50 % de l’énergie pour l’Ontario. En 1967, une première génération de réacteur de 200 MW est développée avec, comme tête de série, le réacteur de Douglas Point, près du lac Huron. La puissance devient par la suite un enjeu réussi à Pickering (515 MW) et Darlington (880 MW). Au Nouveau-Brunswick, à Point Lepreau, la puissance atteint 630 MW (mise en service en 1982). Aujourd’hui, plus de 23 réacteurs nucléaires fonctionnent à travers le Canada sous la technologie CANDU. Au Québec, à Gentilly, deux réacteurs existent mais un seul fonctionne à 100% de sa puissance: Gentilly 2, 685 MW (depuis 1982). Quant à Gentilly 1, 250 MW (1971-1982), il ne sert qu’au stockage du combustible usé en attente de traitement ou de mise sous scellé dans des systèmes de stockage à sec refroidi par l’air, tel que MACSTOR.

Sans en être conscient, notre vie journalière est parsemée de plusieurs utilisations des radiations nucléaires autres que pour l’électricité, notamment, l’irradiation des aliments pour éviter leur dégradation. La perte au niveau des aliments se chiffre en milliards de dollars. Le quart de la production agricole mondiale est détruit chaque année parce qu’elle est mal conservée. Au Canada, les aliments sont irradiés par rayons X, par électrons à haute vitesse, au cobalt 60 ou au césium 137. Les micro-organismes sont détruits en majorité, le mûrissement des fruits, la germination des oignons et des pommes de terre sont ralentis. Ce traitement n’affecte pas la structure des aliments. Il n’y a pas non plus de risque pour la population lors de leur consommation.

D’autre part, la médecine nucléaire utilise les radiations lors de diagnostics et de traitements de maladies telles que le cancer. Les appareils dits de cobaltothérapie possèdent une source de cobalt 60 tandis que le molybdène 99 sert pour le radiodiagnostique. Ces substances sont produites à même les réacteurs CANDU et les laboratoires nucléaires de Chalk River (Ontario). D’autres techniques utilisent les traceurs radioactifs, comme l’iode, pour suivre l’évolution de certaines maladies ou pour voir le fonctionnement d’un organe particulier.

Au niveau de la recherche et du développement, en matière de nucléaire, deux laboratoires s’occupent de projets touchant aussi bien l’énergie nucléaire que l’ingénierie: le laboratoire de Chalk River et l’Établissement de recherches nucléaires de Whiteshell (Pinawa, Manitoba). EACL possède la meilleure équipe au monde en matière d’ingénierie nucléaire s’étendant jusque dans les milieux universitaire et industriel. L’aventure de la physique fondamentale trouve aussi son chemin parmi les projets de recherche.

Le premier système important à mentionner est celui basé sur la technologie CANDU. Mais, avant d’aborder les schémas d’écoulement, il est nécessaire de considérer le principe de base d’une centrale nucléaire: la réaction en chaîne autosuffissante.

Au début, un neutron lent frappe un noyau d’uranium 235, le seul isotope d’uranium à être fissible. C’est d’ailleurs pour cette raison que l’uranium extrait des mines doit être enrichie avec de l’U²³⁵, mis sous forme de pastilles de bioxyde d’uranium et disposées en tubes gainés en zirconium (appelé aussi aiguille de combustible, en zircaloy). À l’état naturel, l’uranium se compose de trois isotopes: 99,7% en U²³⁸, 0,7% en U²³⁵ et 0,006% en U²³⁴. Il se retrouve en filons dans la pechblende et l’uranite principalement. Sa teneur dans la lithosphère est d’environ 3 à 4 ppm (parties par million). Le noyau d’uranium frappé se fissionne, se fragmente en morceaux qui peuvent se désintégrer radioactivement ou même être refrappés par des neutrons rapides, autres produits de la fission. Ces neutrons rapides sont ensuite modérés, sans être arrêtés, par de l’eau lourde (D₂O) en lui confiant de la chaleur. Les neutrons rapides devenus lents vont frapper à nouveau un noyau d’uranium et le cycle recommence. La réaction doit toutefois être démarrée par une source de neutrons provenant d’un mélange d’américium 241 ou 243, fournissant des particules alpha, et de bérillium 4. Les particules alpha (noyaux d’hélium) bombarderont le bérillium qui produira les neutrons de départ à la réaction en chaîne. En ce qui concerne les sous-produits de la réaction, on retrouve le césium 137, le rubidium 87, l’iode 131, le ruthénium 106, le tellure 123, le strontium 90 et le krypton 85. Ces produits deviennent hautement radioactifs.

Le principe du réacteur à eau lourde est d’utiliser la chaleur produite par la réaction de fission et de la transférer (environ 5%) à de l’eau qui sera évaporée puis pressurisée pour activer un groupe turboalternateur (turbines à vapeur actionnant un alternateur électrique).

La vapeur partiellement condensée sortant des turbines est dirigée vers une tour à condensation où la chaleur est passée à une étendue d’eau (fleuve St-Laurent à Gentilly) ou à l’atmosphère (à Chinon, en France). Puis, le cycle de l’eau recommence. Une centrale nucléaire doit être vue comme une usine thermique (par opposition à une centrale thermique). Par ailleurs, deux systèmes CANDU peuvent être distingués: LWR (Light Water Reactor) et PHW (Pressurized Heavy Water). Les réacteurs LWR utilisent l’eau ordinaire (Gentilly 1) comme caloporteur et l’eau lourde comme modérateur. Les réacteurs PHW utilisent l’eau lourde (Gentilly 2), comme caloporteur et modérateur. D’autre part, la réaction en chaîne de fission sera poursuivie jusqu’à ce que la qualité du combustible ne soit plus satisfaisante, soit après environ un an et demi. La formation de sous-produits radioactifs nuit à la fission car ces derniers tendent à absorber les neutrons lents. Le problème des réacteurs à eau lourde est le coût d’opération puisque la fabrication industrielle de cette eau n’est pas à la portée de toutes les bourses.

Une des alternatives au coût est l’utilisation d’un modérateur au graphite, moins cher mais moins sécuritaire. Ce système fonctionne à l’uranium naturel et est refroidi au gaz carbonique sous pression. Son choix réside dans le fait qu’il n’absorbe pas les neutrons et que son coût est très bas. Le gaz sera donc chauffé dans le réacteur puis servira à faire bouillir de l’eau ordinaire qui activera des turboalternateurs. Cette filière de réacteurs se répartit en quatre grandes variantes: les Magnox (U²³⁸), les AGR (Advanced Gas Reactor, U²³⁵), les UNGG (U²³⁸ refroidi à l’air, au CO₂ ou à l’hélium) et les RBMK (U²³⁵, graphite et eau bouillante).

Une autre catégorie de réacteurs est celle des réacteurs à haute température où le combustible est plutôt disposé sous forme de boulettes d’oxyde d’uranium (enrichies à 93% U²³⁵) ou d’oxyde de thorium protégées par une couche de pyrocarbone (brai ou graphite) déposée par craquage pétrolier. Le gaz caloporteur utilisé est l’hélium sous pression à haute température (750-950°C et même 1000°C et plus) passant à travers l’empilement du combustible. Dans certains réacteurs, l’U²³⁵ produit du plutonium 239 et le thorium 232 donne de l’U²³³. Le plutonium pourrait encore être utilisé pour la fission, après retraitement du combustible usé, ce qui augmenterait le rendement de conversion du réacteur.

Le type suivant de réacteur constitue la gamme des réacteurs à eau bouillante. Ce réacteur nécessite l’utilisation d’uranium enrichie (U²³⁸ avec U²³⁵) et se sert de l’eau acidifiée par de l’acide borique (l’hydrogène de l’eau et le bore sont absorbants) pour ralentir les neutrons. Deux filières importantes existent pour ce type de réacteur: le PWR (Pressurized Water Reactor) et le BWR (Boilling Water Reactor). Deux autres filières peuvent être mentionnées: les RBMK (URSS, ralentit au graphite et à l’eau bouillante) et les VVER (URSS, à eau sous pression). C’est la compagnie General Electric qui fut la première à développer les réacteurs à eau bouillante dès 1957. La compagnie Westinghouse fut, quant à elle, la première à développer le réacteur à eau sous pression dès 1961. Le fonctionnement de ces réacteurs, à la base, est semblable aux modèles décrits jusqu’à présent excepté que le coeur du réacteur est refroidi à l’eau bouillante ou à l’eau sous pression. La température à la sortie du réacteur varie respectivement de 300 à 320°C. Les réacteurs à eau bouillante sont plus simples à opérer que ceux à eau sous pression puisque l’eau bout directement dans la cuve principale, le réacteur. À l’inverse, dans le système PWR, l’eau doit être maintenue sous pression (157 bars ou 157 atmosphères) pour éviter son ébullition.

Les centrales opérant avec un tel système ont d’ailleurs subi, au cours du temps, des développements au niveau des formes du confinement, de la protection apportée à la structure de béton entourant le réacteur. Comme tout réacteur, l’enceinte en béton armé ou en acier sert à isoler la chaudière radioactive de la population. Cette enceinte est compartimentée en deux zones: l’enceinte sèche (" dry well ", autour de la cuve) et l’enceinte humide (" wet well ", entourant le " dry well "). Les systèmes MARK I, MARK II et MARK III constituent un exemple d’adaptation réalisée par l’industrie nucléaire dans le but de prévoir l’imprévisible. Autre aspect intéressant, sur tous les réacteurs General Electric le système de barres de contrôle est hydraulique.

Jusqu’à tout récemment, un type très sécuritaire de réacteurs à eau sous pression commence à se développer: les ABWR (Advanced Boilling Water Reactor). Cette initiative vient d’une association entre GE et des firmes japonnaises. Le choix de l’enceinte est maintenant orienté vers le type MARK III.

La dernière catégorie concerne les réacteurs à neutrons rapides ou surgénérateurs. Ces réacteurs transforment l’U²³⁸ en Pu²³⁹. C’est la nucléosynthèse. L’utilité vient du fait que l’uranium naturel n’est consommé qu’à 1% dans un réacteur à uranium conventionnel. En convertissant l’U²³⁸ en Pu²³⁹, par bombardement neutronique, le besoin d’un ralentisseur est éliminé puisque l’U²³⁸ doit capturer les neutrons à hautes vitesses. Une couverture en U²³⁸ entoure le coeur du réacteur pour absorber les neutrons s’en échappant. Puis, de la même façon, le Pu²³⁹ peut subir une fission par bombardement neutronique en produisant trois autres neutrons. Une réaction de génération, de regénération et de surgénération s’effectue alors puisqu’en bout de ligne, plus de Pu²³⁹ est produit.

Pour extraire la chaleur du coeur, tous les solvants organiques ou aqueux (dont l’eau) et les gaz (dont l’hélium) sont éliminés. Le choix s’arrête sur les métaux liquides: le sodium (pour ses qualités thermiques). Bon conducteur de chaleur, il fond à 96°C et entre en ébullition à 900°C, à pression atmosphérique. À faible pression, la température d’ébullition peut baisser à 500°C. Toutefois, des précautions fondamentales entrent en ligne de compte puisqu’il peut brûler au contact de l’air et de l’eau, former de la soude caustique (NaOH avec dégagement d’hydrogène) au contact de l’eau, et devenir radioactif. Deux filières se sont développées pour ces réacteurs. Dans la première, le circuit primaire de sodium transfert la chaleur à un circuit secondaire de sodium qui sert à faire bouillir l’eau du générateur de vapeur. Dans la deuxième, le réacteur dit " intégré ", une grande cuve contient le coeur, les pompes primaires et le système sodium-sodium. Cette deuxième filière est à la base des surgénérateurs Phénix et Superphénix, en France. La technologie aux métaux liquides remonte à aussi loin que 1946 avec le réacteur Clémentine (refroidi au mercure), à Los Alamos.

Enfin, il serait difficile de vraiment pouvoir évaluer, du point de vue ingénierie, quel serait le meilleur type de réacteur conçu jusqu’à présent à des fins de production sécuritaire d’électricité. La plupart des systèmes sont très complexes et nécessitent quand même une bonne surveillance et un entretien adéquat mais plusieurs ouvrages semblent indiquer que les plus sécuritaires seraient les réacteurs utilisant le principe CANDU, développé par EACL. Les systèmes de sécurité sont de plus en plus perfectionnés. En cas d’urgence, les électro-aimants des barres de contrôle sont coupés. Ces dernières plongent alors par gravité dans le réacteur pour arrêter la réaction.

L’exploitation d’une centrale nucléaire nécessite une pureté très élevée des fluides circulant dans les circuits primaires, secondaires et tertiaires, sans compter la propreté des locaux et du matériel. Les circuits doivent être protégés contre la corrosion, le combustible ne doit pas contenir d’impuretés ralentissant la dispersion des neutrons. Une filtration permanente et une épuration des fluides doivent être effectuées.

Pour tout réacteur, l’eau utilisée dans le circuit de refroidissement (tertiaire) est prélevée directement dans une rivière, un fleuve, et doit être filtrée. L’eau doit être chlorée puisque le développement d’algues ou autres organismes doit être empêché. Toutefois, à la sortie du système de refroidissement, l’eau ne doit plus contenir de chlore libre.

L’eau du circuit secondaire doit être déminéralisée par résine échangeuse d’ions, dégazée, puis légèrement chauffée. Les restes d’oxygène sont éliminés par l’ajout d’hydrazine (NH₂ - NH₂). La réaction produit de l’eau et de l’azote moléculaire. L’enlèvement des sels calcaires et de l’oxygène permet de réduire la corrosion des tuyaux et l’accumulation de ces derniers. Lors de son ébullition, l’eau utilisée pour la génération de la vapeur doit subir un autre traitement déminéralisant, pour éviter l’accumulation de dépôts, par ajout de morpholine (substance aminée) et par purge de la base du réseau où la turbulence est la plus faible. La morpholine peut dans certains cas être remplacée par l’ammoniac par souci de stabilité thermique. L’ajout de l’hydrazine et de la morpholine se nomme le traitement AVT (All Volatil Treatment). L’ajout de phosphate permet de tamponner le pH. Le rapport Na/PO₄ ne doit toutefois pas dépasser une limite critique sinon les tuyaux se corroderont par formation de soude caustique (NaOH) appelée aussi le phénomène de " Phosphate wastage ".

En ce qui concerne le circuit primaire, l’eau s’y trouvant doit répondre à des conditions encore plus rigoureuses propres à son acidité de manière à éviter ou minimiser la corrosion. La tuyauterie en acier inoxydable est de mise. L’acidité est traitée à chaud par la lithine. Le cas des réacteurs à eau sous pression est plus compliqué puisqu’une partie du contrôle du réacteur s’effectue par de l’acide borique. Un prélèvement est fait par détente thermodynamique (la détente produit la condensation de l’eau et la précipitation des sels solvatés), puis une filtration et un échange ionique complètent le traitement.

Le cas des réacteurs à neutrons rapides est particulier au niveau de la pureté des fluides. Le sodium est utilisé comme caloporteur et sa pureté doit être maximale, voire anhydre, pour éviter d’absorber les neutrons sous la forme d’hydroxyde de sodium (NaOH). Sa fabrication, par électrolyse d’une solution liquide de chlorure de sodium, chlorure de calcium et chlorure de barium, est menée à une température frôlant son point de fusion. Les impuretés sont oxydées et ce sont ces oxydes qui doivent être éliminés avant l’utilisation dans le réacteur. La solution couramment employée est l’établissement d’une atmosphère d’argon (gaz noble inerte) au-dessus du sodium en pression positive.

Les réacteurs à graphite-gaz doivent, quant à eux, fonctionner avec du gaz carbonique (CO₂) de très haute pureté, i.e., exant d’azote (bon absorbant pour les neutrons), de vapeur d’eau et d’oxygène (à cause de la corrosion). La présence d’argon, en tant qu’atmosphère, ne nuit pas au fonctionnement du réacteur puisqu’il se transmute en isotope à courte demi-vie. Toutefois, le CO₂ peut se dissocier en carbone et en oxygène par radiolyse. Par surcroît, le CO₂ peut dissoudre et transformer le graphite en CO et du charbon peut se déposer sur le combustible. L’addition de méthane (CH₄) vient minimiser l’oxydation du graphite. L’ajout doit cesser lorsque le méthane commence à s’oxyder par l’oxygène de radiolyse. Le but principal du contrôle d’un tel réacteur est de faire un compromis entre la corrosion du graphite, l’oxydation de la tuyauterie en acier et la réduction des dépôts sur le combustible.

Le contrôle de la réaction nucléaire relève non seulement de l’obsession mais aussi du sens commun. En effet, le désir d’éviter qu’un réacteur s’emballe vers une réaction divergente exponentielle justifie bien les précautions prises lors de leur opération. Le cas des réacteurs de l’Europe de l’Est approche plutôt la décrépitude et l’urgence des réparations surtout au niveau des systèmes de refroidissement et de sécurité. Il est clair que le choix d’une bonne technologie permet, sans contredit, de mieux prévenir un accident.

Comme il en a été discuté précédemment, le fonctionnement du réacteur à graphite, par exemple, diffère de beaucoup du réacteur à eau bouillante ou même du CANDU. Le modérateur joue un rôle très important face au contrôle d’une réaction. Même que des systèmes sont aujourd’hui utilisés ou prévus lors de la construction des réacteurs dits " avancés " pour permettre au réacteur de s’arrêter automatiquement ou de se stabiliser, en cas d’urgence. Les réacteurs à eau bouillante et les réacteurs CANDU possèdent des barres de contrôle en alliage d’argent-indium-cadmium activés respectivement, de bas en haut (système hydraulique) et de haut en bas (système gravitaire). Les réacteurs à neutrons rapides utilisent des barres de contrôle en carbure de bore par enfoncement vertical (ou gravitaire). Les réacteurs à eau sous pression fonctionnent plutôt par ajout d’acide borique concentré. Essentiellement, la construction d’une centrale sécuritaire, telle que développée maintenant par EACL, préconise une approche à deux groupes de contrôle i.e., deux groupes répartis en deux zones à travers la centrale. Chaque groupe peut arrêter le fonctionnement du réacteur, enlever la chaleur accumulée, surveiller le déroulement des opérations normales, bref, tout contrôler. Si un des deux groupes est mis hors service momentanément, l’autre prend automatiquement la relève. En ce qui concerne la conception du réacteur lui-même, en cas de fuite de refroidissant (accident de type LOCA ou " loss-of-coolant accident "), un système d’injection se met en marche à l’instant de détection. Un arrêt de réacteur peut prendre en moyenne, à l’aide des systèmes mentionnés précédemment, moins d’un millième de seconde. D’autre part, la recherche est constamment menée en vue de prévoir les accidents les plus anodins.

Malheureusement, un accident grave est venu entacher l’intérêt face au nucléaire: Tchernobyl. Le 26 avril 1986, le réacteur RBMK (à graphite) " explose " après six erreurs humaines causées par l’inexpérience des opérateurs et la négligence des lieux et de l’équipement. Cet accident est classé 7 (le plus élevé) dans l’échelle des accidents puisqu’un relâchement de matières radioactives équivalent à plus 10 000 TBq d’iode 131 (TBq veut dire tétrabecquerel ou 10¹² Bq), le tout durant dix jours. Bilan: 32 morts immédiats et plus de 200 blessés pour un total de plus de 825 000 contaminés ultérieurement par la chaîne alimentaire et les retombées radioactives. Ce genre d’accident peut être évité mais la technologie et le personnel doivent répondre à un standard d’efficacité atteint pour l’instant par le Canada, les États-Unis et la France.

Le dernier volet porte sur le stockage des déchets radioactifs. Plusieurs méthodes sont en utilisation à travers le monde. Avant de trouver la panacée au problème, le système instauré dernièrement par EACL est le stockage à sec dans une enceinte en béton: le MACSTOR. Tout d’abord, les déchets sortant du réacteur séjournent dans une piscine de désactivation de manière à leur faire perdre leur énergie thermique. Ainsi, à chaque année, le combustible devient 100 fois moins radioactif (1000 fois moins après cinq ans). Après 500 ans, la radioactivité est presqu’inexistante. Après cinq ans, les déchets peuvent être envoyés au stockage à sec ou à l’enfouissement dans le laboratoire de recherche de EACL, dans le Bouclier canadien. En France, les déchets passent tout d’abord par l’usine de retraitement pour en recycler une partie et en extraire le plutonium et l’uranium. Le retraitement produit malheureusement des rejets atmosphériques tels que du krypton 85 (radioactif pour une dizaine d’années). En ancienne URSS c’est l’immersion en mer qui était pratiquée jusqu’à tout récemment.

L’avenir du nucléaire dépendra de notre souci de sécurité lors de son utilisation. La population mondiale devra s’habituer à vivre en sa présence puisqu’il constitue une ressource naturelle inépuisable et durable. La recherche dans l’amélioration de son utilisation et de son renouvellement doit continuer. Les combustibles classiques comme le charbon, le pétrole, le bois (dans l’état actuel de l’environnement) risquent de disparaître d’ici peu. Au risque de déplaire à plusieurs environnementalistes, la population doit se préparer à cohabiter avec le progrès que représente l’industrie nucléaire. Le progrès tient compte toutefois de l’énergie solaire, éolienne, marée-motrice, de l’hydrogène, etc... Le progrès signifie, selon les ingénieurs, une génération de réacteurs plus simples, moins chers à opérer et surtout plus sécuritaires. La conception d’un réacteur sécuritaire ne devrait pas être la seule préoccupation des ingénieurs. L’implantation d’une centrale doit satisfaire des études géologiques, sismologiques, météorologiques, hydrologiques, écologiques, biophysiques, démographiques, sociologiques, territoriales, économiques, etc...

L’industrie nucléaire aux États-Unis s’oriente vers les réacteurs dits " avancés " ,i.e., ABWR (Advanced Boilling Water Reactor), AP (Advanced Pressurized), SBWR (Simplified Boilling Water Reactor), mais est-ce que les nouveaux concepts garantissent un niveau d’économie d’opération, une fiabilité et une sécurité de fonctionnement? Le facteur clé dans la conception de nouveaux réacteurs c’est le coût. Essentiellement, trop de firmes d’ingénieurs-architectes, trop de fournisseurs de réacteurs sont consultés pour la conception d’une seule centrale. En France, la technologie prédominante est celle de Westinghouse; au Canada, la technologie CANDU est la seule employée. De cette façon, un standard de qualité est établi à travers le pays.

De toutes les formes d’électricité, le nucléaire offre la solution la moins problématique et la plus économique pour l’environnement. Le problème des émanations d’anhydride sulfureux, d’anhydride carbonique, d’oxyde d’azote et de soufre provient en partie des centrales thermiques classiques, le tout relié au problème des pluies acides. D’autre part, la superficie occupée par des centrales nucléaires est inférieure à la plupart des autres types de centrales électriques. La quantité nécessaire en combustible est très faible soit, 50-125 tonnes par année pour une centrale de 1000 MW.

Le principal enjeu pour l’industrie nucléaire en matière de sécurité demeurera toujours la mentalité et l’acquisition d’une routine sérieuse face à l’entretien et au contrôle de la qualité des activités d’une centrale nucléaire. Le principe ALARA (" as low as reasonably achievable ") est primordial. La qualité des fluides circulant dans le réseau de production permet de prolonger la vie de l’équipement et surtout l’intégrité de l’infrastructure. L’accident de Tchernobyl a fait office d’exemple en ce qui concerne l’amplitude d’une série d’erreurs humaines. Une équipe d’intervention formée par des simulations et une revue des possibilités en cas de pépins doit être à l’ordre du jour pour éviter toute confusion lors des opérations de contrôle. Un retour sur les expériences et les accidents antérieurs prend son importance lors d’une analyse allant au-delà du probable. La technologie doit aussi être remise en cause puisqu’un système informatique automatique permet de réduire le temps de réaction en cas d’urgence. Un groupe responsable d’informer le public et diriger les opérations en cas d’évacuation doit être mis sur pied le plus tôt possible.

Si toutes ces conditions sont bien remplies, la technologie nucléaire deviendra un atout essentiel pour la production maximale d’électricité à un coût environnemental minimum. Cette prise de concience semble être déjà acquise par le Canada depuis son entrée dans l’ère nucléaire. Les États-Unis, tout comme la France, ont joué un rôle directeur sur le plan de la sûreté avec l’importance de leurs parcs de centrales. En effet, lorsqu’un pays adopte une méthode de gestion en matière de sécurité, d’autres pays finissent par emboîter le pas en apprenant de leurs erreurs. L’intérêt pour un avenir stable et ordonné prend alors de l’expansion.

L’ère nucléaire, Jacques Leclerq,

éditions Sodel, 1986, 417 pages

Atlas du nuclaire civil et militaire, Gérard Chaliand, Michel Jan,

éditions Payot et Rivages, 1993, 154 pages

Le nucléaire, merveille ou menace, Denis Prache, Pierre Plattard,

éditions Foma, 1984, 75 pages

Le nucléaire, Nigel Hawkes, François Carlier,

éditions Gamma, 1981, 38 pages

L’énergie nucléaire au Québec, Hydro-Québec,

1979

Popular Science, Next generation nuclear reactors, dare we built them ?, Arthur Fisher, Avril 1990, vol 236, no 4 , p 68

Nuclear safety, Safety design for the advanced liquid-metal-cooled reactor, G. Gyorey, R. Hardy, P. Magee, Juil-sept. 1990, vol 31, no.3, p.323

CANDU Safety under severe accidents: an overview, V. Snell, S. Alikhan, G. Frescura, Janv-mars 1990, vol 31, no 1, p 20

Pressurized heavy-water reactor and public safety, A. Kakodkar, A. Babar, Janv-mars 1990, vol 31, no 1, p 48

L’actualité chimique canadienne, La chimie de l’eau bouillante, le générateur de vapeur CANDU, M. Silbert, R. Gilbert, C. MacNeil, Sept. 1989, p.12

Nature, East europe’s reactors in trouble, Thomas Land, janv 1992, vol 355, p 98

The Journal of Chemical Education, Nuclear chemistry, oct 1994, vol. 71, no 10, p 824

L’irradiation: garantie de fraîcheur des aliments

Aux grands maux les grands remèdes: le nucléaire canadien au secours de la médecine

Les avantages environnementaux de l’énergie nucléaire: le public peut respirer!

EACL à l’avant-garde de la R et D

Tchernobyl - une perspective canadienne

Qu’advient-il des déchets nucléaires?

Principaux sites internet visités

EACL : http://www.cisti.nrc.ca/programs/indcan/fedlabs/faecl.html

Adams Atomic Engines, Inc. : http://www.openweb.com/AAE/

Nuclear Safety Research Center : http://trans4.neep.wisc.edu/NSRC/

Waste Research and Education Center : http://www.engr.wisc.edu/centers/wrench/

Hot Links to the world of Nuclear Power : http://www.neutron.kth.se/galleri/links.html

Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant : http://www.tu.com/aboutus/educational_services/ online/teach/pressurizedwater.html

Nuke Home Page : http://nuke.handheld.com/

Welcome to the Nuclear Control Institute : http://www.nci.org/nci/index.htm

ABB Atom Home Page : http://www.abb.se/atomweb/atomweb2.htm

Westinghouse Canada NSCD Links to NDT sites : http://www.westinghouse.nscd.com/links.htm

Electric Power Research Institute : http://www.epri.com/HomePage.html

Framatome Technologies : http://www.framatech.com/

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