« Réacteur nucléaire » : différence entre les versions

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[[Image:Crocus - EPFL (2).jpg|thumb|Cœur du réacteur CROCUS à l'[[École polytechnique fédérale de Lausanne|EPFL]] ([[Suisse]]).]]
Un '''réacteur nucléaire''' est un ensemble de dispositifs comprenant une enceinte enfermant un « cœur » dans lequel une [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaîne]] peut être initiée, [[modérateur (nucléaire)|modérée]] et contrôlée par des agents humains via des protocoles et des dispositifs de modération de la [[fission nucléaire]] et d'évacuation de la [[Transfert thermique|chaleur]].
 
Dans le cœur, sous l'effet d'une collision avec un [[neutron]], le [[noyau atomique]] de certains gros [[atome]]s, dits fissiles, peut se casser en deux (se fissionner), en libérant une grande quantité de chaleur et en produisant {{unité/2|2|ou=3|neutrons}} chacun étant capables de produire une nouvelle fission (créant ainsi la réaction en chaîne). La matière fissile qui constitue le cœur des réacteurs est en général de l’[[enrichissement de l'uranium|uranium enrichi]] ou du [[plutonium]], encapsulé dans des crayons regroupés en [[assemblage combustible|assemblages de combustible nucléaire]].
 
Ces réacteurs sont industriels, civils ou militaires, ou encore dédiés à la recherche. Curieusement, il existe des preuves [[géochimie|géochimiques]] suffisantes de l'existence passée (il y a environ deux milliards d'années) d'un réacteur naturel (le seul connu à ce jour), le [[réacteur nucléaire naturel d'Oklo]] au [[Gabon]], où une concentration naturelle de métaux radioactifs a permis d'atteindre la [[Criticité (nucléaire)|criticité]] et d'engendrer une réaction en chaîne.
 
Hors accident grave, contrairement au cas d'une [[Bombe A|bombe atomique]] où la réaction en chaîne se produit en une fraction de seconde, la réaction en cours dans un réacteur est contrôlée par des modérateurs.
 
== Applications ==
Les applications des réacteurs nucléaires comprennent essentiellement :
* la [[Transfert thermique|production de chaleur]], qui elle-même alimentera un autre usage, tel qu'une production de vapeur pour obtenir un [[travail d'une force|travail mécanique]], une [[production d'électricité]], une production d'[[eau douce]] par [[dessalement]]{{etc.}} (voir [[centrale nucléaire]]) ;
* la production de [[plutonium]] à usage militaire ([[Bombe A|bombe atomique]]) ou à usage civil ([[combustible MOX]], bien qu'actuellement, seul du plutonium de retraitement soit utilisé dans la fabrication de ce type de combustible) ;
* la production de [[neutron|neutrons libres]] ou d'[[Radioisotope|isotopes radioactifs]], utilisés pour la recherche et en [[médecine nucléaire]] ([[réacteur de recherche|réacteurs de recherche]]).
 
Les principales applications sont la production d'électricité et secondairement la [[propulsion nucléaire navale]] de navires, militaires ([[sous-marin nucléaire|sous-marins nucléaires]], [[porte-avions]]…) ou civils ([[brise-glace]] notamment).
 
; Puissance électrique : un réacteur nucléaire moderne a une puissance de l'ordre de {{unité/2|500|à=1650|[[Mégawatt|MW]]}}, avec un facteur de charge d'environ 75 %. En [[1990]], un réacteur moyen avait une capacité de {{unité|900|MW}}, chiffre passé à {{unité|1000|MW}} en 2015 (de {{unité|880|MW}} à [[Centrale nucléaire de Fessenheim|Fessenheim]] à {{unité|1495|MW}} à [[Centrale nucléaire de Civaux|Civaux]]) (selon EDF<ref>EDF, [http://jeunes.edf.com/question/combien-d-eoliennes-faudrait-il-pour-remplacer-une-centrale-nucleaire,11,91 ''Combien d’éoliennes faudrait-il pour remplacer une centrale nucléaire ?''], sur edf.com</ref> {{unité|1000|MW}} correspond à la puissance installée d'un [[parc éolien]] de {{nombre|500|éoliennes}} modernes de {{unité|2|MW}} fonctionnant en permanence et à plein régime). {{unité/2|900|à=1300|MW}} pour les REP (environ 2/3 des réacteurs installés dans le monde). La puissance envisagée pour les projets de réacteurs EPR ([[Réacteur pressurisé européen]]) est supérieure (environ {{unité|1600|MW}}).
 
== Histoire ==
[[Image:Reaktor Maria w czasie budowy.jpg|thumb|right|Réacteur nucléaire en Pologne]]
 
Le premier réacteur nucléaire est construit aux [[États-Unis]] en [[1942]], à l'Université de [[Chicago]], par [[Enrico Fermi]] et [[Leó Szilárd]]. Il est constitué d’un empilement de {{unité|6|tonnes}} d’[[uranium]] métallique, {{unité|34|tonnes}} d’[[oxyde]] d’uranium et {{unité|400|tonnes}} de [[graphite]], c'est pourquoi il porte le nom de [[pile atomique]]. Sa puissance n'est que de {{unité|0.5|W}}, mais sa [[divergence (nucléaire)|divergence]] permit de conforter la théorie sur les mécanismes de fission ; ce réacteur servit aussi d'installation pilote pour réaliser les réacteurs destinés à la production du [[plutonium]] nécessaire à la [[Bombe A|bombe atomique]] développée dans le cadre du [[projet Manhattan]]. Depuis les années 1950, de nombreux réacteurs nucléaires fonctionnent dans le monde sur le principe de la [[fission nucléaire]] pour produire de l'électricité. Pendant ces 50 dernières années, différentes [[#Classification des réacteurs nucléaires - Notion de filière de réacteurs nucléaires (Types de réacteurs nucléaires)|technologies et filières de réacteurs civils]] ont été développées.
 
Parallèlement, des recherches portent sur des réacteurs qui fonctionneraient sur le principe de la [[fusion nucléaire]]. Il existe dans le monde deux grands axes de recherche :
* la [[fusion par confinement magnétique]] dans un [[Tokamak]] (notamment, le projet international [[International Thermonuclear Experimental Reactor|ITER]]) ;
* la [[fusion par confinement inertiel]].
 
===En France===
Le premier réacteur d’essai [[France|français]] a été construit par [[Lew Kowarski]], [[Frédéric Joliot-Curie]] et [[Jules Horowitz]] au centre d’études de [[Fontenay-aux-Roses]] ([[Hauts-de-Seine]]) du [[Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives|Commissariat à l'énergie atomique]] (CEA). Cette pile atomique, dénommée la [[pile Zoé]], lança son premier processus de [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction nucléaire en chaîne]] en [[1948]].
Ce réacteur avait pour but de placer la France dans le peloton des puissances nucléaires en fabriquant du plutonium pour la bombe atomique.
 
Côté [[Russie|russe]], les premiers réacteurs [[Réacteur de grande puissance à tubes de force|RBMK]] ont été construits pour produire du plutonium militaire. La mise en service du réacteur d'[[Obninsk]] en [[1954]] fournit de l'électricité avec une puissance de {{unité|5|MW}}. Il peut être considéré comme le premier réacteur électronucléaire au monde, car il est le premier conçu dans une optique électrogène. Son exploitation durera 48 ans.
 
En [[1956]], le réacteur [[G1 (nucléaire)|G1]] est mis en marche au centre de recherche du CEA de [[Site nucléaire de Marcoule|Marcoule]], il s'agit du premier réacteur français à produire non seulement du plutonium mais aussi de l'[[électricité]]. Il initiait alors la filière française [[Uranium naturel graphite gaz]] (UNGG), aujourd'hui remplacée par la technologie d'origine américaine des [[Réacteur à eau pressurisée|réacteurs à eau pressurisée]] (REP).
 
== Fonctionnement d'un réacteur ==
 
[[Image:Pulstar2.jpg|thumb|right|Réacteur de recherche PULSTAR de {{unité|1|MW}} en Caroline-du-Nord (États-Unis)]]
[[Image:Pulstar1.jpg|thumb|right|Salle de contrôle du réacteur PULSTAR]]
 
Un réacteur nucléaire comprend toujours au moins un cœur où se déroule la réaction de fission nucléaire, des réflecteurs et des moyens de contrôle de la réaction, une cuve métallique, et enfin une [[enceinte de confinement]]<ref>[http://books.google.fr/books?id=dGFxU2IDOIAC&lpg=PA147&ots=HihhInCYN0&dq=caisson%20b%C3%A9ton%20r%C3%A9acteur%20nucl%C3%A9aire&pg=PA147#v=onepage&q=caisson%20b%C3%A9ton%20r%C3%A9acteur%20nucl%C3%A9aire&f=false "Introduction au génie nucléaire" de Jacques Ligou]</ref>.
 
=== Fission nucléaire ===
 
{{article détaillé|Fission nucléaire}}
Les noyaux atomiques très lourds tels que l'uranium ou le plutonium contiennent énormément de protons, et sont instables.
Si l'un de ces atomes très lourd (par exemple l'{{nobr|[[uranium 235]]}} ou le {{nobr|[[plutonium 239]]}}) capture un [[neutron]], il se transforme en un noyau encore plus instable ({{exp|236}}U ou {{exp|240}}Pu), et récupère par la même occasion de l'énergie.
 
Le noyau résultant se divise très rapidement: il fissionne, en se divisant en deux noyaux principaux, et en libérant deux ou trois neutrons supplémentaires, libres.
Ces neutrons supplémentaires sont disponibles pour d'autres fissions de noyau : c'est le principe de la [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaîne]].
 
La différence d'énergie de liaison est partiellement transformée en énergie cinétique des produits de fission. Ceux-ci donnent cette énergie sous forme de chaleur par des chocs sur le matériau environnant. Cette chaleur est évacuée à l'aide d'un réfrigérant et peut, par exemple, être utilisée pour le chauffage ou la production d'électricité.
 
Les nouveaux noyaux issus de la division sont appelés [[produit de fission|produits de fission]]. Ils présentent généralement un excès de [[neutron]]s, et tendent à être radioactifs avec une {{nobr|[[Radioactivité β#Désintégration β-|radioactivité β{{exp|−}}]].}} Quand cette radioactivité β{{exp|−}} a été exprimée, ils possèdent globalement une énergie de liaison plus importante par nucléon que les anciens atomes lourds — et donc sont plus stables.
 
=== Neutrons thermiques et modérateur ===
 
{{article détaillé|Thermalisation des neutrons}}
 
Plus un neutron est lent, plus la probabilité qu'il soit capté par un atome {{exp|235}}U est grande. C'est pourquoi l'on ralentit les neutrons rapides provenant de la réaction de fission par un [[modérateur (nucléaire)|modérateur]]. Un modérateur est un matériau qui contient de nombreux noyaux atomiques très légers, presque aussi légers qu'un neutron. Les neutrons sont alors ralentis par les chocs sur ces noyaux atomiques légers jusqu'à la vitesse de ces noyaux du modérateur. Selon la théorie du [[mouvement brownien]], la vitesse des noyaux du modérateur est définie par sa température. On parle donc de [[thermalisation des neutrons]] plutôt que de ralentissement des neutrons. Contrairement à ce qu'évoque le terme « modérateur », celui-ci facilite et donc accélère la réaction.
 
Un réacteur qui utilise des neutrons thermiques pour réaliser la fission nucléaire est dénommé [réacteur thermique], au contraire d'un réacteur rapide qui utilise pour la fission des neutrons qui n'ont pas été ralentis (d'où la dénomination [[réacteur à neutrons rapides]]).
 
{{article connexe|Réacteur à neutrons thermiques}}
 
=== Pilotage de la réaction en chaîne ===
 
[[Image:Boiling nuclear reactor.png|thumb|right|réacteur à eau bouillante :<ol>
<li>barre d'arrêt d'urgence</li>
<li>[[barre de contrôle (nucléaire)|barre de contrôle]]</li>
<li>assemblage [[Combustible nucléaire|combustible]]</li>
<li>protection biologique</li>
<li>sortie de vapeur</li>
<li>entrée de l'eau</li>
<li>protection thermique</li>
</ol>]]
Le pilotage d'un réacteur nucléaire repose sur le maintien d'une [[masse critique (réaction nucléaire)|masse critique]] de [[combustible nucléaire]] au cœur du réacteur. Pour permettre un meilleur rendement du réacteur, on effectue une [[thermalisation des neutrons]] à l'aide d'un [[modérateur (nucléaire)|modérateur]]. Et pour évacuer l'énergie thermique produite par la [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaine]], on utilise un caloporteur. Dans le cas d'un réacteur REP, l'eau sert à la fois de caloporteur et de modérateur.
 
Pour que la réaction en chaîne ne s'amplifie pas indéfiniment, elle doit être pilotée. Pour cela, on utilise un matériau absorbant les neutrons. Par exemple, le [[cadmium]], [[gadolinium]] et le [[bore]]. À partir de compositions chimiques de ces éléments, on fabrique, par exemple, les barres de contrôle du réacteur nucléaire. Le réacteur peut être contrôlé par l'introduction ou le retrait de ces barres dans le cœur. La [[réaction en chaîne (nucléaire)|réaction en chaîne]] est entretenue selon le principe suivant : en entourant le matériau fissile d'un réflecteur de neutrons, on favorise la fission, ce qui diminue la quantité nécessaire au déclenchement de la réaction ; en revanche, la présence d'un absorbeur de neutrons a l'effet contraire.
 
La description du comportement du cœur s'appuie sur la [[neutronique]]. Le paramètre le plus important d'un réacteur est sa réactivité, elle s'exprime en pcm (''pour cent mille'') et permet de contrôler qu'un réacteur ne réalise pas d'[[empoisonnement au xénon]].
 
Le xénon et le samarium sont des éléments produits par décroissance radioactive de deux des principaux produits de fission émis par la désintégration des noyaux fissiles : l'iode et le prométhéum. Ils sont présents à partir du moment où il y a une réaction nucléaire. Le xénon et le samarium sont fortement absorbeurs des neutrons. On dit qu'ils empoisonnent le cœur car leur présence tend à étouffer la réaction en chaîne. En outre, après arrêt du réacteur, l'iode et le prométhéum présents dans le cœur continuent de se désintégrer augmentant la quantité de xénon et de samarium présents dans le cœur, augmentant ainsi l'empoisonnement du réacteur.
 
Pour les personnes chargées de piloter le réacteur, un des principaux soucis est de contrôler les effets de ces poisons, notamment lors des variations de puissance. Les variations de l'anti-réactivité apportée par le xénon et le samarium sont alors suivies avec intérêt car elles provoquent un déséquilibre axial et parfois, on peut observer un déséquilibre azimutal du flux nucléaire.
 
En considérant que la charge de combustible est cylindrique, que les grappes de contrôle manœuvrent verticalement du haut vers le bas et que le caloporteur s'échauffe en remontant les crayons combustibles on peut « imager » ces déséquilibres  :
# [[le déséquilibre axial du flux (Dpax ou axial offset)]] est la différence de flux constatée entre le bas et le haut du réacteur. Les grappes s'insérant par le haut du réacteur, le flux a donc toujours tendance à être plus important en bas du cœur. L'usure du combustible s'exerce donc graduellement de bas en haut du cœur. Si le flux devenait plus important en haut qu'en bas du cœur, il y aurait d'une part une usure du cœur irrégulière du combustible et d'autre part un risque d'ébullition en partie haute du cœur. En effet, l'eau étant plus chaude en haut du cœur, il est probable d'atteindre les conditions de saturation de l'eau ;
# [[le déséquilibre azimutal (DPAzn)]] représente l'image du flux « vue du dessus » du cœur. Le flux observé doit être circulaire (donc régulier) puisque le réacteur est cylindrique. Si le flux n'est pas circulaire alors cela signifie que la puissance nucléaire n'est pas uniforme sur une unité de section du cœur. Cela est donc synonyme de points chauds (ou de surpuissance localisée) qui peut provoquer une ébullition localisée conduisant à la surchauffe (par l'effet de caléfaction) et mener à la fusion du combustible.
 
Dans tous les cas, les spécifications techniques d'exploitation interdisent ces fonctionnements et prescrivent ainsi une conduite à tenir comme la baisse de la puissance, par exemple ou l'arrêt. Si la dynamique du phénomène est importante, des protections initient l'arrêt automatique du réacteur.
 
Pour corriger le déséquilibre axial, les opérateurs agissent sur trois paramètres :
* la concentration en bore du circuit primaire (dilution / borication) pour compenser les variations des poisons et ainsi maintenir la quantité d'antiréactif nécessaire au maintien de la criticité ;
* l'effet température (marge d'environ ± {{unité|0.8|°C}}) pour jouer sur la favorisation ou non de la réaction en chaine (dilatation du modérateur) ;
* la position des grappes de contrôle de la puissance pour ajuster la puissance nucléaire du réacteur à celle du groupe turbo-alternateur.
 
=== Chaleur et puissance résiduelles ===
 
Même si le réacteur est mis à l'arrêt, l'activité des produits de fission continue de produire de la [[Transfert thermique|chaleur]]. La puissance de cette chaleur résiduelle correspond environ à 6 % de la puissance thermique nominale à l'instant de l'arrêt de la réaction nucléaire en chaîne, elle diminue ensuite et disparait en l'espace de quelques jours.
 
Pour pouvoir évacuer la chaleur résiduelle en cas d'urgence, les centrales nucléaires conservent en permanence un [[système de refroidissement]]. Si un tel système ne fonctionnait pas, l'augmentation de la température pourrait conduire à une [[fusion du cœur d'un réacteur nucléaire|fusion du cœur]] du réacteur nucléaire. Néanmoins, des procédures de conduite particulières visent à réduire autant que possible ce risque.
 
Les [[accident nucléaire|accidents nucléaires]] les plus couramment travaillés sur simulateur, par les conducteurs de tranche, sont l'[[accident de criticité]] et la [[fusion du cœur d'un réacteur nucléaire|fusion du cœur]] ainsi que la perte totale du refroidissement.
 
== Classification des réacteurs nucléaires - Notion de filière de réacteurs nucléaires (Types de réacteurs nucléaires) ==
 
=== Filière de réacteurs nucléaires ===
{{Article détaillé|Filière nucléaire}}
 
On regroupe sous le label « filière de réacteurs (nucléaires) » l'ensemble des conditions techniques qui permettent d'obtenir la réaction nucléaire de fission en chaine et la contrôler
 
Les différents types de réacteurs existants dans le monde suivant les différentes applications (le type de réacteur est attaché à un constructeur donné) sont ainsi regroupés par filières de réacteurs, ou [[filière nucléaire|filières nucléaires]]. Une filière de réacteur est ainsi caractérisée par :
* la nature du [[combustible nucléaire|combustible]] :
** oxyde d'[[uranium]] naturel, plus ou moins enrichi,
** [[combustible MOX|MOX]],
** [[Cycle du combustible nucléaire au thorium#réacteurs au thorium|thorium]]{{etc.}} ;
* la nature du [[modérateur (nucléaire)|modérateur]] pour un [[réacteur à neutrons thermiques]] :
** réacteurs modérés à eau ordinaire :
*** [[réacteur à eau pressurisée]] (REP) - ''{{langue|en|pressurized water reactor}}'' (PWR),
*** [[réacteur pressurisé européen]] (EPR),
*** [[Réacteur VVER|VVER]], réacteur à eau pressurisée de conception russe,
*** [[réacteur à eau bouillante]] (REB) - ''{{langue|en|boiling water reactor}}'' (BWR),
** réacteurs modérés au graphite :
*** [[uranium naturel graphite gaz]] (UNGG, France),
*** [[Magnox]] (Grande-Bretagne),
*** [[réacteur avancé au gaz]] (AGR),
*** [[Réacteur de grande puissance à tubes de force|RBMK]], réacteur à eau bouillante de conception russe,
*** [[réacteur à lit de boulets]], en anglais PBR et PBMR,
** réacteurs modérés à l'eau lourde :
*** [[réacteur à eau lourde pressurisée]] (PHWR),
*** [[Réacteur CANDU|CANDU]], réacteur nucléaire à l’uranium naturel à eau lourde conçu au Canada,
** ou de son absence dans le cas d'un [[réacteur à neutrons rapides]] ;
* la nature du [[fluide caloporteur]] :
** eau pressurisée,
** eau bouillante,
** [[gaz]],
** [[sodium]],
** [[sel fondu]] ;
* la nature du combustible <u>et</u> du fluide caloporteur : réacteur à combustible liquide, dans lequel le liquide colporteur et le combustible sont mélangés sous forme liquide ([[réacteur nucléaire à sels fondus]]).
 
Une filière de réacteurs représente un ensemble de choix technologiques qui sont très lourds de conséquences et très engageants sur la longue période, par exemple :
* d'un point de vue technique, il existe beaucoup plus de points communs entre deux réacteurs de la même filière construits par deux constructeurs différents dans des pays différents et donc autorisés d'exploiter par des autorités de sûreté différentes qu'entre deux réacteurs de filières différentes construits par le même constructeur dans le même pays (par exemple, les réacteurs russes VVER sont beaucoup plus proches des PWR tels que développés en France que des réacteurs graphite-gaz) ;
* d'un point de vue stratégique social ou économique, si un constructeur ou un pays a fait le choix d'une filière de réacteurs, il lui sera très difficile d'en changer ultérieurement.
 
Le [[cycle du combustible nucléaire]] est défini par les trois paramètres liés à la filière de réacteurs (combustible, modérateur, fluide caloporteur).
 
Par abus de langage, on emploie l'expression filière des réacteurs à eau pressurisée (au sujet des réacteurs), en incluant implicitement les phases amont et aval du cycle. L'expression ''cycle du combustible nucléaire'' évoque explicitement toutes les phases.
 
=== Filières « thermiques » et filières « rapides » ===
 
On regroupe généralement les filières de réacteurs en deux groupes principaux qui se distinguent principalement par la voie choisie pour obtenir les conditions de criticité dans le cœur du réacteur, il y a donc ainsi :
* les filières dites « thermiques » (on dit aussi modérées) qui mettent en œuvre la grande capacité des neutrons de faible énergie (neutrons à l'énergie thermique à l'équilibre avec le milieu = {{unité|0.45|keV}}) à provoquer la fission de l'uranium 235 et du plutonium 239 ; ces filières comportent donc toutes un modérateur destiné à ralentir par chocs successifs les neutrons issus des fissions (émis avec une énergie de l'ordre de {{unité|2|MeV}}) au niveau thermique sans les absorber ;
* les filières dites «rapides» qui ne mettent pas en œuvre de modérateur en tant que tel mais visent à concentrer davantage la matière fissile de façon à obtenir les conditions de criticité en neutrons « rapides » issus des fissions sans ralentissement (ou alors très faible). L'intérêt principal des filières et réacteurs rapides provient de ce que :
** le flux de neutrons rapides nécessaire pour réaliser la criticité est alors beaucoup plus élevé que le flux thermique équivalent d'un réacteur thermique ;
** ce surcroît de flux rapide peut donc être mis à profit pour augmenter le nombre de captures non génératrices de fissions créés dans des atomes lourds fertiles disposés en périphérie du cœur proprement dit.
Ces dispositions permettent ainsi de convertir les atomes lourds non fissiles (uranium 238 principalement et aussi thorium 232) en atomes fissiles plutonium 239 et uranium 233. Le réacteur est alors dit « surgénérateur » : en fin de vie du cœur, la quantité d'atomes fissiles présente est supérieure à celle initialement installée dans le cœur du réacteur (avec la remarque complémentaire que dans le cas du thorium l’obtention de la surgénération est quasiment faisable en neutrons thermiques ou à tout le moins fortement ralentis).
 
=== Réacteurs d'irradiation ou de recherche ===
 
Ces réacteurs sont atypiques, dans la mesure où ils ne sont pas optimisés pour la production d'énergie.
 
Les réacteurs d'irradiation servent à la production de neutrons libres, qui permet la création d'isotopes radioactifs, utilisés pour la recherche et en médecine. Un réacteur en fonctionnement produit de l'ordre de {{unité|2.5|[[Mole (unité)|moles]]}} de neutrons par mégawatt thermique et par an<ref>La fission d'un atome d'uranium produit en moyenne 2,5 neutrons (dont un servira à entretenir la réaction) et 200 MeV d'énergie thermique. Une mole d'uranium 235 produit d'une part 1,5 moles de neutrons excédentaires, et d'autre part 6.02E23 x 200 [[Électron-volt|MeV]] soit 19,3E12 [[joule]]s, ce qui correspond à une puissance de {{unité|0.61|MW}} pendant un an.</ref>, ce qui permet (par activation neutronique) de produire une quantité d'isotopes du même ordre de grandeur (mais le rendement réel dépend du bilan [[neutronique]] et est nettement inférieur, de l'ordre de 10 % de cette quantité). Dans la mesure où l'on ne cherche pas à optimiser le rendement thermique de tels réacteurs, leur température et pression de fonctionnement peut être maintenue à des valeurs très faible (pression atmosphérique et moins de {{unité|100|°C}}), ce qui en simplifie beaucoup la conception.
 
Les réacteurs de recherche peuvent avoir des destinations très variées. Ils peuvent être conçus pour étudier le comportement de la matière sous flux neutronique, ou le comportement du réacteur lui-même dans des situations atypiques (transitoires de puissance, excursions de criticité, fusion de cœur…) qu'il serait évidemment dangereux de produire dans des réacteurs industriels.
 
=== Générations de réacteurs nucléaires ===
{{Article détaillé|Génération de réacteur nucléaire}}
 
Outre le regroupement technique et technologique évoqué ci-dessus une autre classification est apparue assez récemment voulant classer les réacteurs nucléaires par [[Génération de réacteur nucléaire|générations]], correspondant chacune à des évolutions technologiques.
 
=== Réacteurs nucléaires dans le monde===
{{Article détaillé|Liste de réacteurs nucléaires}}
En janvier 2016, 441 réacteurs de puissance sont opérationnels dans le monde et 67 sont en construction<ref name="PRIS">{{en}} {{Lien web
| url = https://www.iaea.org/PRIS/home.aspx
| titre = Power reactor information system
| site = www.iaea.org
| consulté le =12 janvier 2016}}</ref>.
 
=== Accidents ayant affecté des réacteurs nucléaires ===
{{Article détaillé|Liste d'accidents nucléaires}}
* [[Catastrophe nucléaire de Tchernobyl]]
* [[Accident nucléaire de Three Mile Island]]
* [[Accident nucléaire de Fukushima]]
 
== Notes et références ==
{{Références}}
 
== Voir aussi ==
* [[Centrale nucléaire]]
* [[Moteur atomique]]
* [[Filière nucléaire]]
* [[Énergie nucléaire]] et [[Débat sur l'énergie nucléaire]]
 
=== Liens externes ===
* {{fr}} [http://www.arxam.com/tpe-fonctionnement.html Le fonctionnement des réacteurs nucléaires]
* {{fr}} [http://www.cea.fr/jeunes/themes/l_energie_nucleaire/le_fonctionnement_d_un_reacteur_nucleaire CEA : le fonctionnement d'un réacteur nucléaire]
* {{fr}} [http://www.mines-energie.org/Dossiers/Nucl2002_14.pdf Histoire naturelle des réacteurs nucléaires], Bertrand Barré, Revue des Ingénieurs, mai/juin 2002.
* {{fr}} [http://www.x-environnement.org/jr/JR04/huffer.html Réacteurs de génération IV], numéro de ''[[Association des anciens élèves et diplômés de l'École polytechnique|La Jaune et la Rouge]]'' ([[2004]])
* {{fr}} [http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/04/58/26/PDF/tel-00003958.pdf Contributions aux études de sûreté pour des filières innovantes de réacteurs nucléaires], Thèse de doctorat, 4 décembre 2003.
* {{fr}} [http://www.eco-conscient.com/art-1178-nuage-radioactif-japon-comment-suivre-levolution-du-nuage-nucleaire.html#carte-des-centrales-nucleaires-dans-le-monde Carte interactive des réacteurs nucléaires dans le monde]
 
{{Portail|énergie|nucléaire}}
 
{{DEFAULTSORT:Reacteur nucleaire}}
[[Catégorie:Réacteur nucléaire|*]]