La filière des réacteurs nucléaires à l'uranium naturel graphite gaz (UNGG) est une technologie de réacteur refroidi au gaz, maintenant obsolète et en cours de démantèlement, développée en France dans les années 1950.

Ces centrales ont été utilisées pour produire de l'électricité, et du plutonium pour la fabrication d'armement nucléaire.

Technologie La filière UNGG regroupe les réacteurs nucléaires ayant pour caractéristiques communes : l'uranium naturel métallique comme combustible, gainé d'un alliage de magnésium et de zirconium, ce qui distingue cette filière de son homologue britannique qui utilisait une gaine en alliage magnésium-aluminium (appelé « magnésium non oxydant », Magnox) ; le graphite comme modérateur de neutrons ; un gaz comme fluide caloporteur, l'air puis le dioxyde de carbone (CO) gazeux sous pression. Le design des UNGG fut continuellement amélioré et aucune unité, sauf G2 et G3, n'était identique à une autre.

+Caractéristiques générales des réacteurs nucléaires UNGG français.Site nucléaireMarcoule.ChinonSaint-Laurent-des-EauxBugeyRéacteurG1G2G3CHI-A1CHI-A2CHI-A3SLA-A1SLA-A2Bugey-1DatesDivergence195619581959196319651966196919711972Arrêt196819801984197319851990199019921994Puissance thermique (MWt) 46 260 300 850 Puissance brute (MWe) 5 43 80 230 480 500 530 555Puissance nette (MWe) 2 39 40 70 180 360 390 465 540Facteur de charge (%) 74Coût du kWh (c francs). 22,52 8,79 7 8,32 7,54

Réacteur vignette|Schéma d'un réacteur de la centrale de Saint-Laurent-des-Eaux (EDF4/5). Le cœur d'un réacteur UNGG est un bloc modérateur formé d'un empilement de briques hexagonales de graphite de qualité nucléaire, percé de canaux dans lesquels sont introduits cartouches de combustibles et barres de contrôle. L'orientation des canaux de combustible, d'abord horizontale sur les réacteurs plutonigènes (G1, G2 et G3), est devenue verticale avec les réacteurs électrogènes subséquents. À la périphérie du bloc modérateur, des briques de graphite servent de réflecteur pour limiter les pertes de neutrons. Dans les réacteurs des centrales de Saint-Laurent-des-Eaux et du Bugey, des tubes de graphite de support séparent le cœur des échangeurs de chaleur situés immédiatement en dessous et permettent de limiter l'activation neutronique de ces derniers. Chaque canal de combustible est surmonté de thermomètres, débitmètres et d'un système de détection de rupture de gaine (DRG) qui fonctionne en révélant la présence de produits de fission dans le gaz caloporteur..

Le cœur du réacteur est enfermé dans un caisson en béton précontraint de plusieurs mètres d'épaisseur, qui peut contenir soit tout le circuit de CO et son échangeur de chaleur (cas des réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et du Bugey), soit uniquement le cœur du réacteur. Dans ce second cas, le circuit de CO sortait du caisson pour traverser un générateur de vapeur situé à proximité immédiate du cœur (Chinon) ou à l’extérieur du bâtiment réacteur (Marcoule).

Le fluide caloporteur, circulant entre les cartouches de combustible et le graphite, est sous une pression allant de la pression atmosphérique pour G1 à pour Chinon-A1. Une pression plus élevée permet de diminuer le débit de gaz pour une même quantité de chaleur extraite et donc réduit d'autant la puissance des soufflantes nécessaires pour le faire circuler.. Le sens d’écoulement du gaz, longitudinal dans les piles de Marcoule, est orienté du bas vers le haut dans les réacteurs de Chinon pour profiter de la convection naturelle, et du haut vers le bas dans les réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et Bugey car leurs échangeurs de chaleur sont situés immédiatement en dessous du cœur. Cette dernière disposition, outre sa sécurité accrue, permet la simplification du coûteux système de manutention du combustible qui est mieux refroidi et ne risque pas de laisser « s'envoler » les cartouches dans un flux de gaz ascendant...

+Caractéristiques du cœur des réacteurs nucléaires UNGG françaisSite nucléaireMarcouleChinon.Saint-Laurent-des-EauxBugeyCoeurG1.G2G3CHI-A1CHI-A2CHI-A3SLA-A1SLA-A2Bugey-1Orientation Horizontale VerticaleLongueur (m) 8 9,05 10,02 8,4 10,2Diamètre (m) 4 9,53d 9,5 12,2 16Masse de graphite (t) Nombre de canaux 852Température du gaz (°C) 230 400 360 390 410 430 470 450Pression du gaz (bar).1 15 25 27 29 43 d : Le cœur a la forme d'un prisme.

Combustible thumb|alt=section d'une cartouche de combustible|Section d'une cartouche de combustible annulaire INCA de la centrale du Bugey. Le combustible des UNGG est un alliage d'uranium naturel métallique et de molybdène gainé d'un alliage de magnésium et de zirconium (0,6 %). Avec l’optimisation des réacteurs, la forme des cartouches de combustible a changé. D'un barreau de de long pour de diamètre (G2 et G3), elle est devenue un tube rempli d’hélium de de long, de diamètre croissant avec la puissance des réacteurs, et enfin un anneau de de diamètre (Bugey-1) refroidi extérieurement et intérieurement. Pour augmenter encore l’efficacité des échanges thermiques, ces différentes formes étaient toutes munies d'ailettes configurées en chevrons. Pour augmenter les rendements de fission, elles furent insérées dans un tube, ou chemise, de graphite à partir de CHI-A2. Des cartouches de combustible tubulaire à âme de graphite furent aussi testées sur les réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux..

Sur tous les UNGG sauf CHI-A1, le rechargement du combustible pouvait se faire en marche. Sur les réacteurs de Marcoule, une machine de chargement se connectait hermétiquement à un canal pour y pousser une barre de combustible neuve. La barre usagée correspondante, à l'autre extrémité du canal, tombait le long d'un toboggan dans une piscine où elle refroidissait plusieurs semaines avant d'être envoyée pour retraitement.. +Caractéristiques du combustible des réacteurs nucléaires UNGG françaisSite nucléaireMarcouleChinonSaint-Laurent-des-EauxBugeyCombustibleG1G2G3CHI-A1CHI-A2CHI-A3SLA-A1SLA-A2Bugey-1Format Barreau Tube fermé aux extrémités AnneauDiamètre (cm) 2,6 3,1 3,5 4 4,3 9,5Longueur (cm) 10 26 56 56 AlliageSicral U-Mo 0,5 %U-Mo 1,1 % Sicral

Avantages Aucun coûteux enrichissement de l'uranium n'est nécessaire pour faire fonctionner un réacteur UNGG. Le graphite absorbe suffisamment peu les neutrons pour que la faible concentration en isotope fissile de l'uranium naturel (0,7 % 235U) soit suffisante pour y entretenir une réaction en chaîne ; La faible puissance massique apporte une très grande inertie thermique en cas de perte de contrôle du cœur, environ 45 fois plus que pour les REP actuels ; La capacité à être rechargé en marche (sauf pour EDF1) permet d'irradier aisément le combustible sur de courtes durées pour produire du plutonium de qualité militaire (peu contaminé en plutonium 240) et d'augmenter le facteur de charge du réacteur.

Inconvénients Pas de structure secondaire de confinement ; Au-delà d'une certaine puissance (au-delà de ), le réacteur devient instable et donc difficile à contrôler. Le cœur se divise en différentes zones au comportement neutronique indépendant ; Le à haute pression et haute température (plus de ) est corrosif pour l'acier et le graphite, accélérant l'usure du réacteur ; Le combustible ne peut être stocké pendant de longues durées en piscines car son gainage ne résiste pas à l'eau. Il doit donc être rapidement retraité ; La faible teneur en isotope fissile de l'uranium naturel conduit à des taux de combustion modestes (< .), ce qui nécessite un renouvellement fréquent du combustible, et donc un dispositif de retraitement important ; Les circuits de refroidissement sont volumineux car la capacité de transport de la chaleur (capacité thermique) dépend de la densité de la matière et, à volume égal, un gaz transporte beaucoup moins de chaleur qu'un liquide. Le réacteur Bugey-1, d'une puissance presque huit fois supérieure à EDF1, démontre que cette augmentation est obtenue avec un cœur à peine plus volumineux ( de graphite contre ), mais, côté structures de refroidissement, le volume nécessaire croit très rapidement. Chinon A3 atteint ainsi une puissance difficile à dépasser en raison de la taille des tuyauteries de refroidissement, donc des bâtiments qui les contiennent. Pour extraire davantage de puissance, il faut abandonner le refroidissement par un gaz pour passer au refroidissement par un liquide. Ce sera la filière « REP » des réacteurs à eau pressurisée, dont un démonstrateur a été réalisé à Chooz (dans les Ardennes). Toutefois les réacteurs REP ne sont pas capables de fonctionner avec de l'uranium naturel et nécessitent de l'uranium enrichi, qui doit être acheté aux États-Unis, seul pays a en posséder. Il faudra donc attendre la création d'une filière d'enrichissement de l'uranium en France (installée à Pierrelatte) pour lancer la génération des réacteurs REP.

Histoire

La filière française des UNGG a été développée conjointement par le CEA et EDF après la Seconde Guerre mondiale, jusqu’à son abandon en 1969 au profit de la filière des réacteurs à eau légère pressurisée (REP) développée ensuite sous licence américaine Westinghouse. Dans les années 1950 et 1960, dix réacteurs nucléaires UNGG furent construits, dont un en Espagne.

Le choix du graphite plutôt que l'eau lourde comme modérateur, alors que les piles construites jusqu'alors (Zoé, EL2) employaient ce liquide, est avant tout un choix économique. En effet, depuis 1950, du graphite suffisamment pur était produit par le CEA en collaboration avec Pechiney pour un coût bien inférieur à celui de l'eau lourde.. Une raison politique motiva aussi ce choix car, beaucoup de ceux qui avaient travaillé sur les piles à eau lourde étant communistes et opposés à la fabrication de la bombe, choisir la filière graphite permettait de les exclure du programme industriel du CEA..

G1, G2, G3 : du plutonium et de l'électricité Le , le premier plan quinquennal de l'énergie nucléaire est voté à l’Assemblée nationale. Le CEA se voit attribuer un budget de de francs pour construire deux piles au graphite et une usine d'extraction du plutonium. Le plutonium produit, bien qu'étant de qualité militaire, était présenté comme le combustible de l'avenir, garant de l’indépendance énergétique du pays, qu'utiliserait la prochaine génération de réacteurs surgénérateurs..

Une Direction industrielle est créée au sein du CEA pour superviser la construction des piles plutonigènes. Le réacteur G1, très inspiré de la pile américaine de Brookhaven que les scientifiques du Commissariat avaient visitée, diverge le après un an et demi de travaux.. L'ajout d'un système de récupération de l'énergie thermique du réacteur, actionnant un groupe turboalternateur de , ne fut proposé que durant la dernière phase de son design par EDF, qui y voyait l'opportunité de s'immiscer dans une filière nucléaire alors chasse gardée du CEA.. Cet ajout est le bienvenu car, Marcoule ne pouvant officiellement être le pilier de la future puissance nucléaire française qu'il était, ses réacteurs étaient dès lors présentés au public comme des prototypes de centrales électriques.. Ainsi, début , G1 produit de l'électricité, moins de deux mois après les piles britanniques de Calder Hall.

Les deux réacteurs suivants, G2 et G3, engagés en 1956, entrent en service respectivement le puis le . Refroidis par gaz carbonique sous pression, ils sont plus puissants que G1 et constitueront la tête de série de la filière électrogène à venir.

Les réacteurs EDF

Chinon : de l'électricité et du plutonium vignette|De gauche à droite, quatre génération de réacteurs: les UNGG EDF1, EDF2, EDF3 et les REP Chinon-B1 et B2.