Réacteur de grande puissance à tubes de force

Schéma détaillé d'un RBMK.

La conception d'un RBMK repose sur des tubes de force d'un diamètre de 88 mm et d'une épaisseur de 4 mm en alliage zirconium-niobium, susceptibles de résister à une température et une pression très élevées. Il y a 1 681 tubes de force en tout dans le cœur. D'une longueur de 7 m, ils sont disposés verticalement dans un empilement de blocs de graphite d'une longueur de 12 mètres faisant office de modérateur. Le réacteur est refroidi à l’eau ordinaire, qui entre en ébullition à la température de 290 °C dans le cœur (de façon comparable aux réacteurs à eau bouillante). Le combustible du cœur est composé de 192 tonnes d'oxyde d'uranium légèrement enrichi à 2 % (2,6% après l'accident de Tchernobyl), sous forme de barres de 3,5 mètres et de 13,5 mm de diamètre regroupées par deux placées l'une au-dessus de l'autre et déchargées simultanément dans chaque tube de force. La puissance spécifique dans le combustible est assez faible, le taux de combustion moyen est de 20 000 MWj par tonne. Ce type de réacteur produit environ 3 kg de plutonium par tonne d'uranium consumée. Environ 6 % de l'énergie thermique du réacteur est produite dans le graphite. Le mélange hélium-azote facilite le transfert de chaleur entre le graphite et les canaux et protège le graphite contre l'oxydation.

D'autre part, le cœur d'un réacteur RBMK est très volumineux, 20 fois celui d’un réacteur à eau pressurisée.

Dessin et vue en coupe d'une barre de combustible d'un réacteur RBMK.

Chargement du réacteur d'Ignalina ; en arrière plan au fond, la machine de chargement-déchargement.

L'ensemble du bloc réacteur repose sur une structure mécano-soudée qui est contenue dans une cavité en béton. Au-dessus du réacteur, une machine permet le chargement et déchargement du combustible de manière continue sans arrêter le réacteur. Elle comporte un circuit de refroidissement particulier. Après accostage de la machine sur la tête d'un canal de combustible, l'ensemble des deux assemblages du canal est retiré puis, après rotation d'un barillet, deux assemblages neufs sont descendus dans le canal et celui-ci est refermé, la machine va ensuite déposer les assemblages irradiés dans une piscine de désactivation.

Le contrôle du réacteur est assuré par 211 barres absorbantes de neutrons, qui occupent des tubes de force analogues à ceux qui contiennent le combustible et réparties un peu partout dans le cœur. Ces barres sont actionnées par des mécanismes situés au-dessus du cœur sous le plancher de protection du hall.

Le refroidissement du réacteur est effectué par deux boucles évacuant chacune l'énergie produite par la moitié du cœur. Chaque boucle comprend deux séparateurs de vapeur et quatre pompes de recirculation (trois en fonctionnement et une en réserve). Le mélange d'eau et de vapeur sortant de chaque tube de force arrive par une tuyauterie dans un de ces ballons séparateurs de 30 m de long et de 2,30 m de diamètre, dans lesquels l'eau et la vapeur sont séparées. La vapeur est envoyée à la turbine et l'eau retourne par 12 tuyauteries vers les collecteurs et les pompes de recirculation qui alimentent les tubes de force par un système de collecteurs, de sous-collecteurs et de tuyauteries. Sur chaque boucle, il y a 22 sous-collecteurs de 300 mm de diamètre.

Système de circulation d'un RBMK illustrant les séparateurs de vapeur (rouge), les pompes (jaune) et le réseau de canalisations.

Un circuit de refroidissement de secours permet de refroidir le cœur en cas de brèche du circuit principal de refroidissement (rupture d'une tuyauterie du circuit de circulation, rupture d'un conduit de vapeur ou rupture d'une tuyauterie d'alimentation en eau).

Comme la modération des neutrons est essentiellement due à des éléments de graphite fixes, une augmentation de l’ébullition se traduit par une diminution du refroidissement et de l’absorption des neutrons sans qu’il y ait inhibition de la réaction de fission dans le réacteur, d’où un coefficient de vide fortement positif. Ceci rend le système vulnérable à un accident de rétroaction positive, comme ce fut le cas à Tchernobyl.

Les réacteurs RBMK présentent toutefois certains avantages techniques : par exemple, ils comportent une quantité d'eau environ deux fois supérieure à celle d'un réacteur à eau bouillante occidental classique, tandis que la puissance spécifique du combustible est égale à environ 75 % de celle d'un réacteur à eau pressurisée occidental. Ces éléments jouent un rôle significatif dans la montée en température progressive du combustible lors de nombreux scénarios accidentels. D'autre part le grand inventaire en eau signifie que l'enceinte de confinement et les systèmes de décharge doivent être capables de gérer davantage d'énergie stockée[2] - [3] - [4].

Le graphite, les blindages et le système de refroidissement sont, avec les barres de contrôle et les instruments de contrôle et de calcul, les premiers moyens destinés à assurer la sécurité du réacteur. Outre ces systèmes (classiques), le cœur du réacteur est entouré, sur toute sa hauteur, d'un réservoir annulaire d'eau, lui-même ceinturé d'une enceinte contenant du sable (1 300 kg/m³) qui constituent un double système passif supplémentaire de protection. Le fond et le couvercle de la cuve sont étayés et isolés thermiquement. Les parois verticales du cœur du réacteur et d'autres éléments sont conçus pour offrir une bonne souplesse face aux dilatations thermiques, mais l'ensemble du système est toutefois jugé trop instable par les spécialistes des pays qui ne l'utilisent pas, notamment dans les pays occidentaux qui ont choisi d'entourer leurs réacteurs d'une seconde enceinte plus dure et plus étanche chargée de mieux confiner les produits d'une fuite ou d'une explosion.

En matière de sûreté et de sécurité, les RBMK sont équipés des différents systèmes comme le système de refroidissement d'urgence du cœur (SRUC) qui consiste à parer l'éventualité d'une double rupture totale d'une conduite, avec coupure d'électricité hors du site. Cela implique la rupture des collecteurs de pression ou du collecteur d'aspiration de la pompe de circulation principale. Dans cette éventualité, le SRUC assure à la fois le refroidissement immédiat du cœur du réacteur et l'évacuation à long terme de la chaleur de désintégration avec six pompes alimentées par le système de localisation des accidents pour refroidir la moitié endommagée du cœur et trois pompes alimentées par les réservoirs de condensat épuré pour refroidir la moitié non endommagée du réacteur en cas d'accident ou d'incident.

Il y a également sur les RBMK un système de localisation des accidents (SLA). Celui-ci, détendeur de pression, englobe une partie du circuit de circulation principal et se compose de compartiments étanches.

D’autre part, ces réacteurs sont équipés d'un système de protection contre les surpressions dans le caisson du réacteur. C'est un élément important du système de sûreté des RBMK. Ce système les protège contre les suppressions qui pourraient se produire en cas de rupture de tube de force à l'intérieur du caisson, la détente étant assurée par des tubes qui relient le caisson au SLA par l'intermédiaire d'une garde hydraulique. Cet appareillage peut accepter la rupture de deux ou trois tubes de force (pour les réacteurs de la première et de la deuxième génération respectivement). Ce système a été amélioré pour pouvoir supporter, aujourd'hui, la rupture simultanée d'un maximum de neuf tubes de force.

Des modifications de conception ont été faites sur ces différents équipements de sûreté après la accident de Tchernobyl [2] - [3] - [4].

Vue des trois réacteurs RBMK de la centrale nucléaire de Smolensk en 2008.

En 2022, il reste 8 réacteurs RBMK en activité, tous situés en Russie : 3 à Koursk, 2 à Sosnovy Bor, 3 à Smolensk.

La Russie poursuit aujourd’hui pour ces réacteurs une logique de prolongation de leur durée de vie de conception. Cette dernière, qui était initialement de trente ans, est portée à environ 45 ans. Si cette politique était menée à son terme, le dernier réacteur RBMK (Smolensk-3), mis en service en 1990, pourrait ainsi fonctionner jusqu’en 2035[13].

• Industrie nucléaire en Russie

Un document très complet décrivant les principes de construction et de fonctionnement de ce type de réacteur avec l'exemple lituanien d'Ignalina :

• (en) K. Almenas, A. Kaliatka et E. Ušpuras, Ignalina RBMK-1500 : A Source Book, Kaunas, Lituanie, Ignalina Safety Analysis Group, Lithuanian Energy Institute, 1988, 197 p. (ISBN 9986-492-35-1, lire en ligne [PDF])