Un réacteur à eau pressurisée (REP) est une filière de réacteur nucléaire de la famille des réacteurs à eau légère. Il s'agit de la filière de réacteur la plus répandue au monde, qui compte 306 des au début 2026.
Le combustible nucléaire d'un REP est de l'oxyde d'uranium faiblement enrichi, avec une proportion d'isotope fissile comprise entre 3 et 5 % pour les réacteurs civils destinés à la production d'électricité.
La conception d'un REP se décompose en trois circuits successifs et indépendants de fluide caloporteur, qui lui permettent d'exploiter l'énergie libérée par la fission des atomes d'uranium contenus dans le cœur.
Le circuit primaire utilise de l'eau ordinaire dite eau légère (par opposition à l'eau lourde) comme caloporteur et comme modérateur. Cette eau primaire, qui réfrigère le cœur du réacteur, est maintenue sous haute pression à environ pour rester sous forme liquide, donnant son nom au réacteur à eau pressurisée. Le circuit secondaire utilise également de l'eau légère qui est vaporisée par transfert thermique au contact du circuit primaire dans des générateurs de vapeur. Cette vapeur se détend ensuite dans une turbine couplée à un alternateur afin de produire de l'électricité. Enfin, le circuit de refroidissement « tertiaire » refroidit dans le condenseur l'eau vaporisée du circuit secondaire après son passage dans la turbine, et lui permet de retourner à l'état liquide. L'eau de refroidissement provient d'une source froide extérieure à la centrale qui peut être la mer, une rivière ou un dispositif aéroréfrigérant (tour ou ventilateur).
Le principe du fonctionnement d'un REP est assez proche de celui des réacteurs à eau bouillante (REB), qui est l'autre grande filière de réacteur à eau légère. À la différence d'un REP, les REB n'ont pas de circuit secondaire : l'eau du circuit primaire bout directement dans le cœur du réacteur, produisant une vapeur qui est orientée vers la turbine.
Les navires et sous-marins nucléaires utilisent également une forme plus compacte de REP, fonctionnant avec de l'uranium moyennement enrichi jusqu'à 20 %.
Histoire
Le réacteur à eau pressurisée (REP) est une technologie née aux États-Unis, d'abord employée pour la propulsion des sous-marins. Les premières centrales nucléaires exploitant ce type de réacteur ont été conçues aux États-Unis par Westinghouse. Les Soviétiques développent également une filière de REP à partir des années 1960 avec leurs réacteurs VVER, secondairement repris par la Russie à partir de 1991..
Aux États-Unis, ces réacteurs sont initialement conçus au laboratoire national d'Oak Ridge pour être utilisés comme centrale nucléaire sous-marine avec une centrale électrique sous-marine entièrement opérationnelle située au laboratoire national de l'Idaho. Des travaux de suivi sont menés par . Le programme d'énergie nucléaire de l'armée américaine a exploité des réacteurs à eau sous pression de 1954 à 1974.
En 1953, le programme du président américain Eisenhower promeut l'utilisation de l'énergie atomique à des fins pacifiques à l’échelle nationale et internationale.. Aux États-Unis, trois entreprises vont alors concevoir des REP civils à but électrogène : Westinghouse, Combustion Engineering et Babcock & Wilcox.. En Europe, les premiers REP sont construits sous exploitation de la licence Westinghouse, d'abord par les Belges avec le réacteur BR-3, puis par d'autres pays d'Europe de l'Ouest (France, République fédérale Allemande, Espagne, Suède, Suisse). Dans un second temps, certains pays développent leurs propres modèles de REP sur la base des technologies américaines.. C'est notamment le cas en France des réacteurs CP0, CP1, CP2, P4/P'4 et N4, ou en l'Allemagne du réacteur Konvoi.. Ainsi, les en exploitation sont tous des REP (jusqu'en 1969, la France misait sur une autre technologie, l'UNGG, abandonnée pour des raisons de rentabilité et de sûreté)Historique et gouvernance du programme électronucléaire français - Lancement du programme électronucléaire : la phase de recherche-développement, cne2 (consulté le 23 juillet 2025).. La dernière évolution des REP sont des modèles de troisième génération :
le réacteur pressurisé européen (EPR), d'abord franco-allemand puis français, ainsi que l'EPR2 français d'EDF/Framatome ; le réacteur AP1000 américain de Westinghouse ; l'APR-1400 du sud-coréen KHNP. ; les VVER-1200 et VVER-TOI du russe Rosatom ; les réacteurs Hualong-One, CAP1000 et CAP1400 des entreprises chinoises CNNC, CGNPC, SPIC et CHG..
Principes de fonctionnement et caractéristiques
vignette|Vue en coupe d'une cuve de REP. vignette|Schéma de principe. Seul le circuit primaire est spécifique d'une centrale nucléaire REP, les autres éléments se trouvent sur tout type de centrale thermique. Le combustible nucléaire d'un REP est généralement de l'oxyde d'uranium faiblement enrichi. La proportion d'isotope , fissile, y varie de 3 à 5 % selon les pays. Dans le parc français, le combustible MOX, à 7 % d'oxyde de plutonium, est aussi utilisé. Les REP sont généralement rechargés tous les 12 ou . À chaque fois, environ un tiers de la charge est remplacée ; la gestion exacte dépend du type et de l'enrichissement du combustible...
Le combustible se présente sous la forme d'environ pastilles (de de hauteur) empilées et maintenues dans des gaines en zircaloy appelées « crayons » (totalisant environ ), mises sous pression d'hélium. Ces combustibles sont agencés sous forme d'assemblages dont la tenue mécanique est assurée par des grilles. L'ensemble occupe , y compris pour les barres de contrôle. Selon les modèles de REP, on charge entre 120 et dans la cuve du réacteur.
Les produits de la réaction nucléaire (produits de fission et transuraniens) sont confinés avec l'oxyde d'uranium à l'intérieur de la gaine des crayons pour éviter leur dissémination et la contamination du circuit primaire.
Au sein d'un réacteur à eau pressurisée, le contrôle de la réaction est assuré, à court terme, par l’insertion ou l’extraction des barres de commande dans les assemblages combustibles, et à moyen terme par variation de la concentration en bore dans l'eau du circuit primaire.
Les paramètres typiques de fonctionnement du circuit primaire donnés dans le cas du palier N4 sont les suivants : puissance thermique de chaudière : ; puissance thermique extraite du cœur : Le léger écart entre puissance de cœur et puissance de chaudière vient de la puissance apportée par les pompes primaires, très puissantes. ; puissance électrique nette : ; pression : ; température en entrée de cuve du réacteur : La température d'entrée dans la cuve est supérieure à la température de la vapeur produite. ; enthalpie = ; température en sortie de cuve du réacteur : ; enthalpie de ; température moyenne de l'eau dans le cœur : ; masse volumique de l'eau à la température d'entrée cuve (température de l'eau passant dans les pompes primaires) = ; débit primaire : environ , soit , soit environ ; variable avec la puissance thermique du type de réacteur considéré ; quatre boucles et une pompe par boucle placée en sortie des générateurs de vapeur, donc en branche froide, dans le cas du palier N4 ; deux, trois ou quatre boucles primaires équipées chacune d'une ou plus rarement de deux pompes primaires placées en sortie des générateurs de vapeur dans les autres modèles ; quatre générateurs de vapeur situés dans la même enceinte que le réacteur transfèrent la chaleur de la chaudière nucléaire (circuit primaire) vers le circuit secondaire comportant la turbine à vapeur, dans le cas du palier N4 ; deux ou trois générateurs de vapeur dans les autres modèles ; un pressuriseur, qui assure le maintien en pression du circuit primaire et sert de vase d'expansion au circuit primaire.
En sortie des générateurs de vapeur, la vapeur d'eau secondaire possède les caractéristiques moyennes suivantesLes réacteurs les plus récents ont progressivement augmenté la pression de vapeur produits par les générateurs de vapeur pour l'amener vers 78 bar correspondant à la valeur optimale d'un cycle thermodynamique en vapeur saturée et ainsi augmenter le rendement thermodynamique des centrales. : pression : dans le cas du palier N4 (enthalpie de la vapeur saturée sèche = ) ; dans le cas des modèles plus anciens ; température de vapeur : dans le cas du palier N4; dans le cas des modèles précédents ; température d'eau alimentaire : dans le cas du palier N4 (enthalpie = 988,9 kJ/kg ; masse volumique = ) ; débit alimentaire et vapeur : , dans le cas du palier N4 ; proportionnel au à la puissance thermique dans le cas des autres paliers.
La vapeur d'eau sous haute pression est détendue dans le corps haute pression (HP) de la turbine, puis surchauffée avant de poursuivre sa détente dans les corps basse pression (BP). La turbine entraîne un alternateur qui produit l'électricité.
À la sortie de la turbine, la vapeur d'eau passe dans un condenseur afin de retourner à l'état liquide, puis d'en extraire certains gaz incondensables (tels l'oxygène) de l'eau. Cette eau est ensuite réchauffée avant de retourner aux générateurs de vapeur.
Dans la majorité des centrales sur fleuve ou rivière, la chaleur de l'eau du circuit secondaire est transférée à un circuit tertiaire, constitué principalement par une tour de réfrigération, dans laquelle l'eau est dispersée en fines gouttelettes, ce qui permet d'une part un bon échange entre l'eau et l'air et donc ramène l'eau à une température voisine de celle de l'air ambiant (voir température humide) et d'autre part sature en vapeur d'eau le débit d'air circulant de bas en haut dans la tour. Une partie du débit d'eau s'évapore dans la tour, (environ 500 à dépendant des conditions climatiques du moment, soit un débit massique d'un ordre comparable au débit de vapeur produit par les générateurs de vapeur de la centrale) le reste tombe en pluie dans le bassin situé en dessous de la tour où il est pompé et retourne refroidir le condenseur. L'eau évaporée est remplacée par de l'eau venant du fleuve ou de la rivière. L'eau tertiaire qui sert au refroidissement des condenseurs des turbines de la centrale est pompée en amont de la tour de réfrigération dans le fleuve ou la rivière.
Comme n'importe quel type de centrale thermique (nucléaire ou à flamme), un REP est réfrigéré par un grand débit d'eau froide pompée d'un fleuve ou de la mer qui constitue la source froide du cycle thermodynamique. La plupart des réacteurs refroidis à partir d'eau de rivière sont équipés d'une tour de réfrigération destinée à évacuer la chaleur du circuit tertiaire de réfrigération des condenseurs de la turbine, et éviter d'augmenter trop sensiblement la température de ces cours d'eau.
Auto-stabilité du réacteur à eau pressurisée
Dans le cas du réacteur à eau pressurisée le choix correct des conditions de fonctionnement (température du modérateur et du combustible) et de la géométrie du réseau dans le cœur (dessin détaillé du combustible et des canaux du modérateur) peut conduire à un fonctionnement auto-stable du réacteur.
Exemple : le réacteur étant initialement en fonctionnement stable à 100 % de puissance, une réduction à 50 % de la puissance appelée par la turbine survient assez rapidement (quelques minutes). Elle se traduit par une diminution du débit vapeur secondaire qui provoque une élévation de la température primaire de sortie des générateurs de vapeur laquelle provoque une élévation de la température de l'eau dans le cœur. La diminution de réactivité provoquée par l'augmentation de la température du modérateur conduit à une diminution de la puissance du réacteur. Le débit primaire reste constant. Au terme de quelques minutes un nouvel état stable est obtenu :