Petite explication

Les constructeurs navals ont dotés les sous marins de réacteurs nucléaires afin de permettre à ces dernier de pouvoir rester en plongée quasi indéfiniment.
(((des informations beaucoup plus précises et techniques feront leur apparition prochainement)))
Le réacteur nucléaire fonctionne de la manière suivante :

Au sein du coeur du réacteur sont placée des barres d'Uranium 235 enrichie, ces dernières ont une masse critique qui permet une fusion. Des neutrons se dégagent des barres et vont frapper les autres barres d’uranium, cela entraîne une réaction enchaîne qui permet d’entretenir ce que l’on appel la fission. La fusion provoque un important dégagement d’énergie (chaleur). La fission ne neccessite pas la présence de l’air comme comburant ce qui permet de ne pas être obligé de rester à l’immersion périscopique afin de recharger les réserve en air etc... La fission est ce que l’on appelle contrôlée. Ce qui signifie qu’à tout moment il est possible de l’arrêter, le mettre en (alarme). Cette opération est effectuée à l’aide de barre de régulation, ce sont tout simplement des barre de graphite qui peuvent être disposée plus ou moins rapidement entre les barres d’uranium afin de réduire la fission. La propriété du graphite, étant d’absorber les neutrons dégagés par les barres d’uranium. Ses barres de contrôle ou (régulation) sont êtremement importantes, sans ces dernières le réacteur en cas de problème poursuivra sa fission naturelle et entraînera en cas de fuite un accident sans précédent à bord du sous marin. Cela est également valable dans le cas d’une centrale nucléaire à terre (EDF). Un circuit d’eau (H2o) passe dans le coeur du réacteur, ont l’appel le circuit primaire. L’eau s’écoule dans le coeur à travers les barres d’uranium et de graphite, et monte en température. A vrais dir les sous marins utilisent des réacteurs à eau sous pression. Le principe étant de mettre l’eau sous une pression telle qu’à aucun moment cette dernière ne peut se vaporiser. Ainsi un fluide circule sous pression dans un sens bien défini. La grande tendance veut qu’il est des pompes primaires qui permettent d’accelerer cette circulation du fluide primaire afin d’augmenter sont rendement. Cependant cette circulation (à faible puissance) peut s’effectuer naturellement. C’est ce que l’ont appel la circulation naturelle, par principe physique, l’eau chaude monte et l’eau (froide) descend. Froide, pas vraiment je dirais moins chaude plutôt.

Le circuit primaire passe ensuite dans un échangeur de chaleur ou (générateur de vapeur) je dirais même pour simplifier les choses un simple radiateur mais ayant le but contraîre. J’ais oublié de signaler que le circuit primaire est hautement radioactif, ce qui signifie que ce dernier est manipulé en cas de travaux de réparation ou autres avec beaucoup de précautions mais surtout de protection. Donc pour en revenir à l’échangeur de chaleur, le fluide passe dans ce dernier et transmet la chaleur du fluide primaire au circuit secondaire. Le circuit secondaire est différament maintenu en pression ce qui permet d’obtenir une vaporisation de l’eau. A la sortie de l’échangeur de chaleur l’eau se vaporise et file tout droit dans les turbines. Après être passé par les turbines la vapeur passe généralement dans un condenseur ce qui permet de la rendre liquide. Le condenseur est une sorte d’entenoir qui admet la vapeur à sont entrée la plus large et en se rétressisant la condensation fait que la vapeur se transforme en eau et sort par la partie la plus étroite. Le circuit secondaire est également maintenu sous pression, mais elle y est inférieur à celle du circuit primaire. Ont peut également noter la présence de pompes afin d’augmenter le rendement. Donc la vapeur ainsi produite passe sous pression dans les turbines ce qui a pour effet de faire tourner un arbre qui entraine un turbo alternateur et également la ligne d’arbre qui elle même entraîne la ou les hélices du sous marin. Le circuit secondaire n’est pas ou très faiblement radioactif. La volonté étant qu’il ne le soit pas du tout. Les turbines se présentes sous la forme d’un long cylindre qui à l’intérieur contient des aubes (hélices) qui au passage de la vapeur, les fait tourner. Le turbo alternateur comme une sorte de grosse dynamo géante qui permet de produire de l’électricité à l’aide de la force de rotation, ou bien comme l’arternateur de la voiture, mais bien évidement en beaucoup plus gros et bien plus compliqué.

Bien évidement j’ais failli oublier de parler du circuit de refroidissement. Chose très importante dans le cas d’un réacteur nucléaire car les élément en jeux (températures) sont considérables. Le circuit de reforidissement du réacteur est un circuit fermé comme les deux autres sauf que sont utilisation n’est pas du tout la même. Il sert à réguler la température (commes les barres de contrôle) au sein du réacteur. En général de l’hélium liquide portée à - 256 ou -258 degrès (zéro absolu) circule à une pression bien spécifique et refroidit le réacteur et d’autres organes sensibles. Ce circuit comprent également des pompes ainsi qu’un présurisateur qui permet (avec d’autres procédé) de maintenir l’hélium liquide stable à la même température. Sur cette omission involontaire, je vous invite à placer ce petit paragraphe beaucoup plus haut dans cette page.

Voici une explication que j’estime être claire et assez precise en même temps sans trop rentrer dans les détails. Maintenant pour d’autres information à ce sujet je vous invite à m’écrire, pour des données plus précises ou bien d’aspect plus général.

Les déchets radioactifs

L'énergie nucléaire est localisée dans les noyaux des atomes... Ces noyaux, cent mille fois plus petits que les atomes eux-mêmes, sont constitués de protons et de neutrons, très fortement liés entre eux. De même que la liaison des atomes en molécules est la source de l'énergie chimique, la liaison au sein des noyaux, des protons et neutrons par des forces très intenses est la source de l'énergie nucléaire. Une réaction nucléaire, en transformant les édifices des noyaux atomiques, peut s'accompagner d'un dégagement de chaleur. Dans les centrales nucléaires la réaction nucléaire utilisée est la fission. La fission du noyau On dit qu'un noyau lourd "fissionne" s'il se fragmente, de façon spontanée ou provoquée, en deux ou plusieurs autres noyaux plus légers. Prenons l'exemple d'un noyau d'uranium 235. S'il capture un neutron lent (de faible énergie) il se brise aussitôt, donnant naissance à deux noyaux de masses plus faibles. Ce phénomène s'explique par le fait qu'un noyau d'uranium se comporte comme une goutte de liquide ; l'énergie apportée par le neutron incident déforme la goutte ; la répulsion entre les protons de m'me charge électrique l'emporte alors sur les forces nucléaires attractives de courte portée, entraînant la fission. Lors de ce processus, deux ou trois nouveaux neutrons sont émis et de l'énergie est libérée. Ces neutrons peuvent à leur tour briser d'autres noyaux d'uranium 235, qui donneront naissance à d'autres neutrons qui briseront d'autres noyaux qui ... Cette multiplication alimente une réaction en chaîne, capable de provoquer la fission d'un nombre considérable de noyaux. L'énergie libérée est de l'ordre de 200É MeV par fission, ce qui est énorme en comparaison des énergies dégagées par les réactions chimiques ; elle est emportée par les noyaux fragments sous forme d'énergie cinétique. Au sein d'un combustible nucléaire, ces fragments, immédiatement ralentis, échauffent le milieu ambiant. Cette chaleur est utilisée pour produire de la vapeur d'eau et entraîner une turbine et un alternateur. Dans les écentrales nuclaires , la réaction en chaîne est contrôlée, c'est-à-dire stabilisée à un niveau donné. Dans les bombes atomiques à fission, dite “bombes A ”, on vise au contraire à l'amplifier. La fission de tous les noyaux d'un kilogramme d'uranium produit autant d'énergie que la combustion de 2500 tonnes de charbon. Les sources d'uranium Il est exceptionnel de disposer d'uranium 235 pur. L'uranium naturel est un mélange des isotopes 235 (0,7%) et 238 (99,3%). Or la fission de l'uranium 238 ne se produit que pour des neutrons très énergétiques, et le plus souvent l'uranium 238 absorbe sans fission le neutron qui l'a frappé pour donner ensuite deux décroissances ß du plutonium 239. Les neutrons d'énergie faible (moins de quelques électronvolts) sont peu absorbés par l'uranium 238, mais brisent facilement les noyaux d'uranium 235. Lorsqu'on ne dispose que d'uranium naturel ou d'uranium faiblement enrichi en isotope 235, il est nécessaire, pour pouvoir entretenir une réaction en chaîne, de ralentir les neutrons au moyen d'un milieu “ modérateur ” sur les noyaux duquel ceux-ci perdent leur énergie par chocs successifs. Selon l'enrichissement en isotope 235, on utilise comme modérateur le deutérium, le graphite ou l'hydrogène de l'eau, très bon modérateur mais légèrement absorbant des neutrons.

Fusion
Une réaction thermonucléaire Un autre processus nucléaire est envisagé pour produire de l'énergie. C'est la fusion nucléaire. Deux noyaux atomiques légers peuvent, en se fondant l'un dans l'autre, former un noyau plus lourd. Lorsqu'une telle réaction se produit, la masse du noyau final est moindre que la somme des masses des deux noyaux initiaux. En vertu de l'équivalence masse-énergie représentée par la célèbre équation d'Einstein E=mc2, un tel “é dfaut de masse ” se traduit par une libération d'énergie, de concentration (énergie libérée par gramme de matière) bien plus élevée que celle que peut donner une réaction de fission. Les réactions de fusion ont lieu entre des noyaux chargés positivement. Elles ne se produisent que si la répulsion électrostatique entre ces noyaux est vaincue, ce qui suppose que le milieu soit porté à une température très élevée. Voilà pourquoi l'on dit de la fusion qu'elle est une réaction “thermonucléaire ”. De telles réactions thermonucléaires sont à l'œuvre dans le Soleil et dans les étoiles. Une réaction à maîtriser Alors que la fission des noyaux lourds d'uranium est entrée dans le domaine industriel, la fusion contrôlée, beaucoup plus difficile à obtenir, n'est pas encore maîtrisée. Les espoirs de production d'énergie reposent actuellement sur la réaction de fusion entre le deutérium et le tritium, deux isotopes de l'hydrogène. Cette réaction aboutit à la formation d'un noyau d'hélium et à la libération d'un neutron. L'énergie qu'elle engendre est emportée sous forme d'énergie cinétique par les produits de la réaction. Pour produire de l'énergie par la fusion, il faut maintenir le mélange de deutérium et de tritium à une température de l'ordre de cent millions de degrés. Dans ces conditions, les électrons ne sont plus liés aux noyaux, et la matière est sous forme d'un gaz d'ions et d'électrons libres, appelé plasma. Pour former ce plasma et le conserver à une température aussi élevée, il faut lui fournir de l'énergie. Si l'on veut parvenir à une production nette d'énergie, l'énergie dégagée par les réactions de fusion au sein du plasma doit 'tre supérieure à celle qui est nécessaire pour créer et entretenir les conditions thermonucléaires dans lesquelles ces réactions de fusion peuvent avoir lieu. L'étape suivante est de réaliser l'auto-entretien des réactions de fusion.

LES DÉCHETS RADIOACTIFS.
Le tri et le stockage des déchets radioactifs. Tous les déchets radioactifs n'étant pas identiques, ils sont classés selon deux critères en vue de leur stockage : · leur niveau d'activité, c'est-à-dire l'intensité du rayonnement, qui conditionne l'importance des protections à utiliser contre la radioactivité ; · leur période radioactive qui permet de définir la durée de leur nuisance potentielle. On distingue ainsi : · les déchets à vie courte, de faible et moyenne activité. Ils représentent 90% des déchets radioactifs produits en France. Leur période radioactive n'excède pas 30 ans, c'est-à-dire qu'au bout de 300 ans (10 périodes), ces déchets ont perdu presque toute leur activité. Ils sont compactés dans des fûts en acier ou en béton qui sont stockés dans des centres de stockage de surface. Il en existe deux en France, à la Hague (Manche) et à Soulaines (Aube). leur gestion est assurée par l'ANDRA (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) ; · les déchets à vie longue et/ou de haute activité (10% du volume total). Leur décroissance radioactive s'étend sur plusieurs milliers voire centaines de milliers d'années. Ils sont coulés dans du bitume ou du verre. En France, leur devenir fait l'objet d'une loi votée en 1991. L'une des options envisagées est le stockage en formation géologique profonde. Elle sera étudiée grâce à la réalisation de deux laboratoires souterrains. Les autres options sont leur transformation en déchets radioactifs à vie plus courte en cassant les noyaux en d'autres noyaux plus petits (cette opération s'appelle la transmutation) ou les procédés de conditionnement et l'entreposage de longue durée en surface. En attendant une décision finale, ils sont entreposés en surface à la Hague et à Marcoule. La recherche sur les déchets à vie longue. La protection de l'homme et de son environnement fait l'objet de recherches visant à mettre au point des procédés et technologies destinés à diminuer sans cesse les risques liés à la radioactivité. La réduction du volume des déchets solides et liquides est au premier rang de ces objectifs de recherche et développement. Les trois principaux thèmes d'étude sont : · la recherche de solutions permettant la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue présents dans ces déchets ; · l'étude de procédés de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface de ces déchets ; · l'étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains.