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Daniel BASTIEN : Ingénieur du Conservatoire national des arts et métiers - Ancien de la Direction des réacteurs nucléaires du Commissariat à l’énergie atomique (CEA)
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Lire l’articleINTRODUCTION
Les réacteurs RBMK (Reactor Bolshoï Moshchnosti Kalani, ce qui signifie réacteur de forte puissance à canaux) sont des réacteurs à tubes de force, refroidis à l’eau ordinaire bouillante. De conception soviétique, ils n’avaient pas été exportés dans les pays satellites de l’ex-URSS et ce n’est qu’à la suite de l’éclatement de cette puissance, en 1990, qu’ils se sont retrouvés répartis dans trois pays indépendants : la Russie, l’Ukraine et la Lituanie.
À l’origine, ce type de réacteur a été conçu pour la production de plutonium à des fins militaires. Le renouvellement des combustibles pendant le fonctionnement du réacteur, justifié par le nombre important de canaux qu’il serait trop pénalisant de manutentionner à l’arrêt, se prête bien à ce type de production. Ce programme militaire était important puisque pas moins de six réacteurs de ce type ont été construits dont quatre sont encore en service (tableau A).
La faible puissance, et donc la taille, des réacteurs militaires a ensuite été extrapolée pour en faire une application électrogène civile, d’une puissance électrique de 1 000 MW, puis 1 500 MW.
Dans les années 1970, le concept du réacteur RBMK était connu à l’Ouest. Cependant, les relations avec l’ex-URSS, isolée derrière son « rideau de fer », restaient sur un plan trop général, en particulier dans un domaine aussi sensible que celui du nucléaire, pour avoir une idée exacte des caractéristiques techniques des RBMK. Tout au plus, savions-nous que ce réacteur à eau bouillante (donc sans circuit secondaire et, en particulier, sans générateurs de vapeur), à tubes de force (donc sans cuve primaire) faisait appel pour sa construction à une industrie classique. En contrepartie de ces avantages, la modération neutronique réalisée par du graphite et, dans une moindre mesure, par l’eau de refroidissement, pouvait conduire dans certaines conditions de fonctionnement à un coefficient de vide très positif.
Il aura fallu la catastrophe de Chernobyl survenue le 26 avril 1986 et la pression de l’opinion internationale, pour contraindre l’URSS à lever un coin du voile sur des données plus précises. Après avoir prétendu à une totale responsabilité de l’équipe d’exploitation au lendemain de l’accident, l’URSS a dû admettre que la conception des RBMK comportait un certain nombre de faiblesses et d’insuffisances auxquelles il était indispensable de remédier.
L’éclatement de l’ex-URSS a grandement favorisé l’échange d’informations, d’autant plus que les difficultés économiques qui s’en sont suivies ont conduit la Russie à se tourner de plus en plus vers l’aide internationale qui lui était offerte. La contrepartie était une obligation de transparence, même si parfois celle-ci est apparue un peu opaque aux yeux des experts des pays de l’Ouest qui se sont intéressés à ce sujet.
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4. Modifications post-Chernobyl
4.1 Physique du cœur
L’une des premières préoccupations des responsables soviétiques du programme RBMK, après l’accident de Chernobyl, fut de diminuer la valeur du coefficient de vide très positif liée à la conception même des réacteurs. Deux voies étaient possibles :
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diminution de la masse de graphite afin de placer le point de fonctionnement, en terme de réactivité, en amont du maximum de réactivité sur la courbe de la réactivité en fonction du rapport de modération. Dans ces conditions, une diminution de la masse du modérateur (graphite + eau), en l’occurrence une trop grande vaporisation de l’eau dans les canaux, conduit à une baisse de réactivité et non l’inverse comme c’était le cas pour le rapport de modération retenu pour les RBMK existants. Cette solution est très difficile à mettre en œuvre, sinon impossible, dans les réacteurs déjà construits, mais a pu être retenue pour le réacteur n 5 en cours de construction à la centrale de Kursk ;
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Augmentation de la quantité de matériau absorbant dans le cœur : ceci peut se faire dans les réacteurs existants et a été réalisé en remplaçant des éléments combustibles par des éléments absorbants fixes en acier boré. Dans les réacteurs de 1 000 MW, 80 assemblages absorbants supplémentaires ont été introduits et 50 dans les réacteurs de 1 500 MW. Si nécessaire, la perte de réactivité potentielle du cœur induite est compensée par un léger enrichissement du combustible en 235U ce qui contribue également à faire baisser le coefficient de vide. Dans les réacteurs de 1 000 MW l’enrichissement est passé de 2 à 2,4 %, dans ceux de 1 500 MW il a été maintenu à 2 %.
Il faut noter que cette solution n’a pas été poussée jusqu’à obtenir un coefficient de vide nul, voire négatif, et ce pour des raisons de sûreté. En effet pour toutes les sécurités basées sur un coefficient de vide positif, une valeur nulle ou négative aurait conduit à rendre ces sécurités...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - DOLLEZHAL (N.A.), EMEL’YANOV (I.YA.) - Réacteur nucléaire de puissance à tubes de force. - Atomizdat, Moscow 1980.
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(2) - * - Rapport de sûreté du réacteur Smolensk 3. 1993.
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(3) - ALMENAS (K.), KALIATKA (A.), USPURAS (E.) - Ignalina RBMK 1500. - A source book, Lithuanian Energy Institute, Kaunas 1994.
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(4) - L’accident et la sûreté des réacteurs de la filière RBMK. - GRS 129, Berlin, févr. 1996.
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(5) - General regulation for nuclear power plant safety. - URSS - OPB 88, Moscow 1989.
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(6) - Multiple pressure tube rupture in channel type reactor. - IAEA/EBP/RBMK 02, Vienna, août 1995.
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