Notions de base

Tranche

Un réacteur et son groupe turbo-alternateur : l'unité de production. Une centrale (un site) compte souvent plusieurs tranches, numérotées (Flamanville-1, -2, -3). Chaque point de la carte est une tranche.

Réacteur de puissance

Réacteur destiné à produire de l'électricité pour le réseau, par opposition aux réacteurs de recherche ou de propulsion (non représentés).

Puissance thermique (MWt)

Chaleur produite par le cœur du réacteur.

Puissance brute (MWe)

Électricité produite par l'alternateur. Le rendement d'une centrale à eau est d'environ un tiers : 3 000 MWt donnent environ 1 000 MWe.

Puissance nette (MWe)

Puissance brute moins la consommation propre de la centrale (pompes, ventilation…) : c'est ce qui est réellement injecté sur le réseau. Les totaux de la carte sont en puissance nette.

Début de construction

Date du premier béton de l'îlot nucléaire, selon l'AIEA.

Premier couplage au réseau

Première fois que la tranche injecte de l'électricité sur le réseau. La carte compte une tranche « en service » à partir de cette année-là.

Mise en service commerciale

Fin des essais : la tranche est déclarée exploitée commercialement, souvent quelques mois après le couplage.

Fournisseur de la chaudière (NSSS)

Constructeur de la partie nucléaire (réacteur, générateurs de vapeur, circuit primaire) : Framatome, Westinghouse, Rosatom, CNNC…

Filières de réacteurs

Une filière se définit par trois choix : le combustible, le modérateur (qui ralentit les neutrons pour entretenir la réaction en chaîne) et le caloporteur (qui évacue la chaleur du cœur). Entre parenthèses, le nombre de tranches de cette filière sur la carte, toutes époques confondues.

Quelques modèles courants

CP0, CP1, CP2 · P4, P'4 · N4

Les paliers du parc français : 900 MWe (CP0 à CP2), 1 300 MWe (P4, P'4), 1 450 MWe (N4, Chooz B et Civaux). Chaque palier regroupe des tranches quasi identiques.

EPR

Réacteur à eau pressurisée de 3^e génération de Framatome, d'environ 1 650 MWe (Flamanville-3, Olkiluoto-3, Taishan). L'EPR2 en est la version simplifiée prévue en France.

AP1000, CAP1000

Réacteur à eau pressurisée de Westinghouse à sûreté « passive » (refroidissement de secours par gravité et convection) ; le CAP1000 en est la version chinoise.

HPR1000 (Hualong One), CPR-1000

Réacteurs chinois à eau pressurisée : le CPR-1000 dérive du 900 MWe français, le Hualong One est la conception chinoise de 3^e génération.

VVER (V-230, V-213, V-320, VVER-1200)

Réacteurs à eau pressurisée de conception soviétique puis russe : VVER-440 (V-230 et V-213), VVER-1000 (V-320) et VVER-1200 (3^e génération).

APR-1400, OPR-1000

Réacteurs à eau pressurisée coréens (1 400 et 1 000 MWe), dont ceux de Barakah aux Émirats.

WH 2LP, 3LP, 4LP

Réacteurs Westinghouse à 2, 3 ou 4 boucles de refroidissement primaire ; le complément (DRYAMB, ICECND…) désigne le type d'enceinte de confinement.

BWR-4, BWR-5 (Mark I, II…) · ABWR

Réacteurs à eau bouillante de General Electric ; « Mark » désigne l'enceinte (Fukushima Daiichi : BWR-3 et BWR-4 Mark I). L'ABWR est la version avancée (Japon).

CANDU 6, PHWR indiens (« Horizontal Pressure Tube »)

Réacteurs à eau lourde et uranium naturel, rechargés en fonctionnement, à tubes de force horizontaux.

Magnox, AGR

Réacteurs britanniques graphite-gaz : Magnox (uranium naturel métallique, tous arrêtés) puis AGR (oxyde d'uranium enrichi, gaz carbonique).

RBMK-1000

Réacteur soviétique modéré au graphite et refroidi à l'eau bouillante, du type de Tchernobyl.

Production et facteur de charge

TWh

Térawattheure, soit un milliard de kWh : unité de la production annuelle. Une tranche de 1 000 MWe tournant toute l'année à pleine puissance produirait 8,76 TWh.

Part du nucléaire

Production nucléaire rapportée à la production totale d'électricité du pays (AIEA).

Facteur de charge

Rapport entre l'énergie réellement produite et celle qu'auraient produite les tranches en service à leur puissance nette maximale, pendant toute la période. 100 % signifie que tout le parc a tourné à pleine puissance sans interruption.

Facteur de charge instantané

Puissance nucléaire produite au dernier relevé, divisée par la puissance nette des tranches en service. Il baisse lors des arrêts pour rechargement ou maintenance (souvent au printemps et en été) et lorsque les tranches modulent leur production pour suivre la demande.

Cycle du combustible

Le chemin de l'uranium, de la mine aux déchets :

1. Mine et traitement du minerai : le minerai est concentré en « yellowcake » (U₃O₈).
2. Conversion : le concentré est transformé en UF₄ puis en hexafluorure d'uranium (UF₆), gazeux à chaud, seule forme qui s'enrichit.
3. Enrichissement : on porte la proportion d'uranium 235 de 0,7 % à 3-5 %, aujourd'hui par centrifugation (autrefois par diffusion gazeuse, comme Eurodif). Le travail fourni se compte en UTS (unités de travail de séparation).
4. Reconversion et défluoration : l'UF₆ enrichi redevient de l'oxyde (UO₂) pour la fabrication ; l'uranium appauvri est stabilisé.
5. Fabrication du combustible : pastilles d'UO₂, empilées dans des crayons, réunis en assemblages ; le MOX mélange oxydes d'uranium et de plutonium.
6. Réacteur, puis entreposage du combustible usé (voir ci-dessous).
7. Retraitement (France, Royaume-Uni, Russie, Japon…) : séparation de l'uranium et du plutonium réutilisables et des déchets.

tU/an, tML/an, milliers d'UTS/an

Capacités annuelles : tonnes d'uranium (conversion, fabrication), tonnes de métal lourd (retraitement), milliers d'unités de travail de séparation (enrichissement).

Échelle (AIEA)

Commerciale, pilote (démonstration) ou laboratoire. Par défaut, la carte n'affiche que les installations commerciales.

Combustible usé et déchets radioactifs

Entreposage et stockage

L'entreposage est temporaire : on garde les matières en attendant une solution (refroidissement, retraitement, stockage). Le stockage est définitif : les déchets sont placés sans intention de les reprendre.

Entreposage en piscine, à sec

Le combustible usé refroidit d'abord quelques années en piscine, sous l'eau ; il peut ensuite être placé dans des conteneurs blindés refroidis par l'air (entreposage à sec).

Sur le site du réacteur ou hors réacteur

Distinction de l'AIEA : piscine ou entreposage attenant au réacteur (« AR »), ou installation indépendante, centralisée ou à l'usine de retraitement (« AFR », comme les piscines de La Hague).

Faible, moyenne et haute activité

Classement des déchets selon leur radioactivité : faible et moyenne activité (outils, filtres, résines, déchets de démantèlement), stockés en surface ou à faible profondeur ; haute activité (produits de fission vitrifiés, combustible usé non retraité), destinés au stockage géologique profond.

Stockage géologique

Stockage des déchets de haute activité à plusieurs centaines de mètres de profondeur dans une roche stable : Onkalo en Finlande, Cigéo en projet en France, WIPP aux États-Unis (déchets militaires).

Traitement et conditionnement

Préparation des déchets avant entreposage ou stockage : tri, compactage, incinération, cimentation, vitrification.

Sources scellées retirées du service

Sources radioactives d'usage médical ou industriel en fin de vie, gérées comme des déchets.

tML, m³

Capacités d'entreposage en tonnes de métal lourd (combustible usé) ou en volume (déchets).

Uranium

Gisement et mine

Un gisement est une concentration d'uranium connue, exploitée ou non. Une mine en est l'exploitation.

Mine souterraine, à ciel ouvert, lixiviation in situ (ISR)

L'ISR, majoritaire aujourd'hui (Kazakhstan), dissout l'uranium dans le sous-sol par des puits, sans excavation.

Teneur

Proportion d'uranium dans le minerai : de quelques centièmes de pour cent à plus de 15 % au Canada (Cigar Lake, McArthur River).

Ressources raisonnablement assurées et présumées

Classification du Red Book selon le degré de connaissance du gisement ; leur somme forme les ressources identifiées.

Tranches de coût (< 40, < 80, < 130, < 260 $/kgU)

Ressources récupérables à un coût de production inférieur au seuil indiqué ; chaque tranche inclut les précédentes.

tU, prévision

Tonnes d'uranium contenu. La valeur de l'année suivant les données publiées (ex. 2025) est une prévision du Red Book, signalée comme telle.

Statuts

Réacteurs (AIEA PRIS)

En construction, en service, en arrêt de longue durée (arrêté sans décision définitive, comme les réacteurs japonais après 2011) et en arrêt définitif.

Installations et mines (AIEA NFCFDB)

En service, en cours de mise en service, en construction, en réserve (arrêt temporaire), arrêtée, en démantèlement, démantelée. Les fiches AIEA indiquent leur date de mise à jour : certaines sont anciennes.