Pour les articles homonymes, voirBWR.
| Caloporteur | |
|---|---|
| Modérateur | |
| Neutrons | Thermiques  |
Unréacteur à eau bouillante (REB, ou BWR pour l'anglaisboiling water reactor) est un type deréacteurs nucléaires de puissance. C'est le deuxième type de réacteurs le plus répandu dans le monde.
Lecombustible nucléaire d'un REB est de l'oxyde d'uranium faiblement enrichi. La proportion d'isotopeuranium 235,fissile, y varie de 3 à 5 % selon les pays.
Les REB sont desréacteurs à neutrons thermiques utilisant de l'eau ordinaire (diteeau légère, par opposition à l'eau lourde D2O) commemodérateur etfluide caloporteur. Contrairement auxréacteurs à eau préssurisée, les REB ne possèdent pas de séparation entre le coeur et la turbine. Ainsi, l'eau est vaporisée directement dans le coeur du réacteur (à une pression d'environ 70bar) avant d'être injéctée dans laturbine entrainant donc legénérateur et permettant ainsi la production d'électricité. Immédiatement après la turbine, le fluide sortant est condensé dans unéchangeur de chaleur à l'aide d'eau de refroidissement issue d'un circuit secondaire. Cette eau provient de la source froide de la centrale (généralement la mer ou une rivière et plus rarement, l'air).
La majorité des REB sont de conception américaine ou japonaise ainsi que certains modèles allemands ou suédois. Descentrales nucléaires électrogènes utilisant des REB peuvent être trouvées aux États-Unis, au Japon, en Suède, en Finlande, en Espagne et en Suisse, notamment.
Après laSeconde Guerre mondiale, leCongrès des États-Unis vote l'"Atomic Energy Act" créant une nouvelle agence gouvernementale, laCommission de l'énergie atomique des États-Unis (en anglais « United States Atomic Energy Commission (AEC) ») chargée de développer les utilisations militaires et civiles de l'atome. La première production expérimentale d'électricité d'origine nucléaire est obtenue le 20 décembre 1951 avec le réacteur à neutrons rapides EBR-l[Note 1], construit par lelaboratoire national de l'Idaho. Le réacteur produit ce jour-là suffisamment de puissance électrique pour allumer quatre ampoules, puis tout le bâtiment le jour suivant[1].
Le président des États-UnisEisenhower prononce à l'Assemblée générale des Nations unies le 8 décembre 1953 son discours « Atoms for peace » (« Des Atomes pour la paix »), dans lequel il plaide pour le développement de l’utilisation de l’énergie nucléaire à des fins civiles, et plus particulièrement pour la production d'électricité[2]. Il ouvre ainsi la voie au développement de l'énergie nucléaire civile aux États-Unis, et également dans le monde entier.
Sous la direction de l’amiral Hyman Rickover, les États-Unis développent leréacteur à eau pressurisée (REP) pour l’utilisation dans la marine (en particulier les sous-marins). Le REP utilise comme combustible un oxyde d'uranium enrichi et est modéré et refroidi par de l'eau ordinaire. La construction du prototype de réacteur naval Mark 1 est engagée en mars 1953 dans l'Idaho, et le premier sous-marin à propulsion nucléaire, le USS Nautilus, est lancé en 1954. En 1959, les États-Unis et l'URSS lancent simultanément leur premier navire de surface à propulsion nucléaire. L’expérience de l’utilisation du réacteur Mark 1 dans la marine conduit la Commission de l'énergie atomique des États-Unis à autoriserWestinghouse à construire leréacteur de démonstration de Shippingport enPennsylvanie, d’une puissance de 60 MWe, inauguré en 1957 et exploité jusqu'en 1982[3].
Parallèlement à Westinghouse, l’industrielGeneral Electric, avec l’appui de deux laboratoires de recherche, le Knolls Atomic Power Laboratory et l'Argonne National Laboratory, se prépare aussi à entrer dans cette nouvelle industrie avec un nouveau type de réacteur, le réacteur à eau bouillante. Un réacteur de démonstration,Vallecitos, est construit en 1956 et mis en service en 1957. Même si Westinghouse avait l’appui du gouvernement américain, c’est bien l’usine de Vallecitos qui reçoit la première licence d’exploitation commerciale[4].
Un réacteur à eau bouillante est unréacteur à neutrons thermiques où l'eau circulant dans le cœur assure à la fois les fonctions defluide caloporteur et demodérateur.Le contrôle neutronique du cœur est uniquement assuré par des barres de contrôle encarbure de bore. L'eau de refroidissement est partiellement vaporisée dans le cœur[A 1]. Comme pour le réacteur à eau pressurisée, cette eau circule sous pression, mais à une pression inférieure, de 70 à 80 bars contre de 155 à 160 bars[5],[A 1].
Le premier type de REB produit dans les années 1960, le BRW-1, s’appuyait sur le principe d’uncycle dual de Rankine. La vapeur produite dans le cœur était séparée dans un ballon de vapeur pour être turbinée. L'eau à saturation du ballon passait par la suite dans ungénérateur de vapeur qui, dans sa partie secondaire, utilisait de la vapeur à une pression légèrement inférieure à la pression primaire. En sortie de turbine, après condensation, l'eau était redirigée vers la cuve et le secondaire du générateur de vapeur. Une vanne de régulation du débit vapeur du circuit secondaire permettait de réguler la turbine en fonction de la puissance neutronique[A 1].
À partir du modèle BRW-2, le circuit vapeur a été simplifié pour que ne soit turbinée que la vapeur produite. La cuve a ainsi été modifiée pour permettre la recirculation de l'eau non évaporée en sortie du cœur par l'introduction de séparateurs, de sécheurs et d'un espace annulaire permettant le mélange du débit de recirculation avec l'eau alimentaire. Afin d'améliorer le débit dans le cœur, un circuit prélève une partie de l'eau pour la réinjecter dans une sorte detuyère appeléeéjecteur (jet-pump). Ce principe permet un accroissement important du débit primaire tout en ne prélevant, dans l'espace annulaire qu'une partie du débit d'eau (environ 30 %)[A 2].
Ainsi, comme le figure le schéma ci-contre, à la différence duréacteur à eau pressurisée, le réacteur à eau bouillante n'a qu'un seul circuit d'eau alimentaire et de vapeur produite après évaporation dans la cuve. L'eau et la vapeur en circulation peuvent être appelées « primaires » en ce sens que le fluide en question a traversé le cœur pour en extraire la chaleur produite.
L'eau alimentaire extraite du condenseur est pompée à la pression de la cuve via lespompes alimentaires principales et admise dans celle-ci en périphérie du panier support du cœur. Elle se trouve mélangée et réchauffée par un débit important d'eau saturée provenant de la séparation de l'émulsion vapeur-eau produite dans le cœur.
En sortie du cœur le mélange eau-vapeur est séparé de façon statique gravitaire et par centrifugation. La vapeur produite est dirigée vers les collecteurs de vapeur et les turbines en aval, l'eau saturée est quant à elle recirculée pour être mélangée à l'eau alimentaire plus froide.
Le mélange d'eau sous saturé (eau alimentaire froide et eau de recirculation saturée) descend le long de la paroi de cuve où il est repris au travers de boucles primaires externes à la cuve par des pompes primaires pour être dirigé dans le cœur et traverse ensuite le cœur où la chaleur produite est extraite provoquant un réchauffage à saturation et une évaporation.
En fonctionnement à pleine puissance, le débit massique d'eau et de vapeur en ébullition passant dans le cœur est typiquement 7 fois supérieur au débit nominal de vapeur produite.
Ainsi, d'un point de vue strictement fonctionnel en vue de la génération de vapeur, la cuve et le cœur du REB sont très similaires à unechaudière classique à recirculation forcée.
Par la suite les quatre boucles de recirculation ont été remplacées par des pompes à rotor noyé implantées directement sur la cuve en partie inférieure de celle-ci. C'est le principe du S90 du groupe suédois ABB Atom qui a été repris pour l’ABWR (Advanced boiling water reactor) deGeneral Electric et le projet Kerena (ex SWR 1000) du groupeAreva NP.
Cette modification
General Electric ainsi qu'Energatom (Russie) proposent également des réacteurs dont la circulation dans la cuve est entièrement en convection naturelle:
Le combustible nucléaire utilisé dans le cœur d'un REB est de l'oxyde d’uranium. Les taux d'enrichissement utilisés dans les REB sont les mêmes au1er ordre que ceux utilisés dans les REP.
Ledioxyde d'uranium servant de combustible est conditionné sous forme de pastilles en céramique très résistantes à la chaleur (plus de2 000 °C). Leur fabrication comporte plusieurs étapes. Le matériau d’origine, l’hexafluorure d'uranium, est chauffé dans un four rotatif en présence de vapeur d’eau et d’hydrogène et ainsi transformé en oxyde d’uranium UO2 et dufluorure d'hydrogène HF. Puis de l’octaoxyde de triuranium U3O8 (résultant de l’oxydation d’UO2) est ajouté pour faciliter la formation de pores. Le résultat est réduit sous forme de poudre à laquelle on ajoute un lubrifiant (dustéarate de zinc) pour faciliter le pastillage qui est obtenu ensuite par pressage dans des matrices. Les pastilles sont cylindriques de hauteur 13,5 mm et de diamètre 8 mm. Elles sont ensuite cuites dans un four par un procédé dit defrittage, à1 700 °C, sous atmosphère réductrice avechydrogène, usinées pour ajuster leur forme et faciliter l’introduction dans les gaines et enfin contrôlées[B 1].
Les pastilles de combustible sont disposées dans un tube d'environ 4 mètres de long, contenant un empilement d'environ 360 pastilles, formant ce que l’on appelle un crayon. La gaine entourant les pastilles et constituant l’enveloppe du crayon est en alliage de zirconium. L’intérêt de ce matériau est de résister à des hautes températures et à un environnement très corrosif et de ne pas absorber les neutrons[6].
LeZircaloy-2 (Zy-2) a principalement été utilisé pour les réacteurs à eau bouillante. Il est composé de 97,5 % en masse de zirconium additionné d'étain (1,2 à 1,7 %), defer (0,7 à 0,2 %), dechrome (0,05 à 0,15 %), denickel (0,03 à 0,08 %), d’oxygène (0,09 à 0,16 %) et de silice (0,005 à 0,012 ). Il contient également des impuretés en très faibles quantités, comme de l’aluminium, dubore, ducadmium, ducarbone, ducobalt ou duhafnium[7]. Les dépôts de hafnium (< 0,01 %) doivent dans la mesure du possible être enlevés en raison de leur fort taux d’absorption des neutrons. La composition exacte dépend en fait des fabricants[8],[9].
L’alliage est livré par les producteurs sous forme d’éponge de zirconium. Celle-ci est transformée par chauffage dans unfour à arc électrique en lingots qui parforgeage, traitement thermique ettrempe sont ensuite façonnés sous forme de billettes cylindriques de 20 cm de diamètre. Pour être transformée en tube, la barre subit un filage à chaud, unlaminage à froid et un traitement de recuit. Le tube de gaine est obtenu ensuite par un laminage de précision pour atteindre les dimensions requises : 9,5 mm de diamètre extérieur et 0,57 mm d’épaisseur[B 2]. LaCompagnie européenne du zirconium (Cezus), filiale d'AREVA, est leader mondial sur le marché de la fabrication de gainages en alliage de zirconium des tubes des assemblages combustibles[10].
Le premier REB à utiliser du Zyrcaloy-2 fut le réacteur BWR-1 deDresde en 1960. Des problèmes de corrosion de la gaine apparurent dès le début d’exploitation. En 1988 et plusieurs années plus tard, plusieurs REB connurent des incidents de rupture des gaines de zirconium qui se dégradèrent occasionnant d’importants rejets de produits de fission et le lessivage du combustible. Ces fissures de la gaine de zirconium provenaient principalement de la faible résistance à la corrosion de ces matériaux dans un environnement d’ébullition nucléée et d'hydrogène. En plus de la corrosion côté eau, il y a eu des corrosions internes par les produits de fission, des interactions pastilles-gaine et des fragilisations de la gaine par absorption d'hydrogène (hydruration). Pour améliorer la résistance à la corrosion de la gaine,Siemens (aujourd'huiAreva NP) a développé un revêtement en alliage de Zr-Fe comportant 0,4 % de fer. GE et Westinghouse Electric Sweden ajoutèrent également du fer dans leur alliage, mais dans des proportions moindres[11] mais d’autres mesures ont permis également d’améliorer la résistance de la gaine comme la diminution de l'humidité résiduelle dans la pastille d’oxyde d’uranium, la pressurisation sous atmosphère d'hélium du crayon ou la réalisation d’une gaine en double couche, procédé de General Electric, la couche extérieure (90 % de l’épaisseur) étant du Zyrcaloy-2 et la couche intérieure du zirconium pur et mou, permettant d’absorber les aspérités des pastilles[C 1]. Le Zircaloy-2 est encore utilisé dans les REB.
Les crayons sont regroupés dans desassemblages combustible ou boîtiers à section carrée. Afin d’assurer une circulation axiale de l’eau, des canaux à eau ont été maintenus à l’intérieur des assemblages, ce qui n’est pas le cas pour les REP[C 2]. Le premier assemblage réalisé comportait des rangées de 6 crayons et était donc composé de 6×6 = 36 crayons. Il n’a toutefois été utilisé que dans le premier modèle de cœur BRW-1 et dans le réacteur de démonstration JPDR (Japan Power Demonstration Reactor) qui a fonctionné de 1960 à 1963 au Japon[12].
Dès 1970, des assemblages 7×7, soit 49 crayons, ont été utilisés dans les réacteurs BWR-2. C’est ainsi le cas du réacteurTsuruga-1 au Japon[13]. Des assemblages 8×8, 9×9, 10×10 et 11×11 ont également été créés. Les réacteurs à eau pressurisée utilisent quant à eux des assemblages comportant un plus grand nombre de crayons : 13×14, 14×14, 15×15, 15×16, 16×16, 17×17 et 18×18[14].
Quelques assemblages ont eu des usages très spécifiques. Ainsiles réacteurs de Big Rock Point ont eu des assemblages de 2,13 m de long disposés en 7×7, 8×8, 10×10 et 11×11, fabriqués spécialement pour ce réacteur[14].
Les caractéristiques dimensionnelles des assemblages pour les réacteurs à eau bouillante sont variables selon le fabricant et sa destination. Aux États-Unis, en 1993, les longueurs des assemblages pour réacteurs à eau bouillante variaient de 2,13 m à 4,48 m. Leur largeur variait de 13,8 à 16,6 cm, les plus grands étant les plus utilisés. 65 % du parc était constitué d’assemblages de dimensions 4,48 × 0,138 m et 32 % d’assemblages d'assemblages de 4,35 × 0,138 m[15].
Aux États-Unis, en 1993, 131 types différents d’assemblages avaient été fabriqués[16].
Chaque assemblage est identifié par un numéro de série qui permet de le suivre tout au long de sa vie. Aux États-Unis ce numéro a été standardisé par L’American National Standards Institute (ANSI) en 1978[17].
Les différences principales entre les cœurs REB et REP sont liées au système de contrôle neutronique du cœur :
La cuve des REB est généralement une cuve de grande taille pour la raison principale que les cœurs de REB sont de fort volume et typiquement deux fois plus volumineux que les cœurs des REP
Dans bon nombre de REB:
Comme n'importe quel type de centrale thermique (nucléaire ou classique à flamme), le condenseur des turbines à vapeur d'un REB est réfrigéré par une grande quantité d'eau froide pompée dans un fleuve ou la mer.
À proximité d'un REB réfrigéré par une rivière ou un fleuve, on trouve aussi généralement unetour de réfrigération pour réfrigérer l'eau utilisée dans le circuit des condenseurs des turbines par évaporation de l'eau de la rivière et échange thermique avec l'air extérieur lorsque le débit du fleuve ou de la rivière n'est pas suffisant pour assurer une réfrigération simple phase.
Les circuits de sécurité des installations varient selon le modèle de réacteur ; il n'est pas aisé d'en donner une description universelle pour l'ensemble des réacteurs de la filière à eau bouillante ; on peut dire cependant :
Le schéma ci-contre présente à titre d'exemple les circuits de sécurité imaginés pour le projet SWR 1000 / KERENA. Comme dans le cas de l'ESBWR, le projet SWR 1000 met en œuvre une réserve d'eau importante sans pression placée au-dessus de l'enceinte de confinement et utilisée pour la réfrigération passive du réacteur et de l'enceinte de confinement. Il s'agit là d'une innovation simple et très efficace si elle est correctement mise en œuvre (lors de lacatastrophe de Fukushima, les opérateurs du réacteurno 1 semblaient ne pas savoir qu'ils devaient ouvrir manuellement les vannes de l'IC (Condenseur d'isolement) qui se sont automatiquement fermées lors de la coupure d'électricité induite par le tsunami[18]. Ces vannes ont été ouvertes beaucoup trop tard[18], puis refermées alors que selon certains experts, il aurait été préférable de les maintenir ouvertes, même après la perte de toute l'eau de refroidissement de ces condenseurs[18]).
Au, l'Agence internationale de l'énergie atomique recensait 92 réacteurs à eau bouillante en exploitation dans le monde, soit 21 % du parc mondial de réacteurs qui s'établissait à 437[19]. La répartition par filière et par continent est présentée dans le tableau suivant.
| Filière | modérateur | caloporteur | acro. angl. | répartition par continent | Total | Proportion | |||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Afrique | Amérique | Asie | Europe | ||||||
| Réacteurs à eau pressurisée | eau légère | eau pressurisée | PWR | 2 | 71 | 83 | 109 | 265 | 60,6 % |
| Réacteurs à eau bouillante | eau légère | eau bouillante | BWR | 37 | 36 | 19 | 92 | 21,1 % | |
| Réacteurs à eau lourde pressurisée | eau lourde | eau lourde | PHWR | 20 | 23 | 2 | 45 | 10,3 % | |
| Réacteurs refroidis par gaz | graphite | gaz | GCR | 0 | 0 | 18 | 18 | 4,1 % | |
| Réacteurs refroidis par eau légère, modérés par graphite | graphite | eau légère | LWGR | 0 | 15 | 0 | 15 | 3,4 % | |
| Réacteurs surgénérateurs à neutrons rapides | sans | métal liquide | FBR | 0 | 1 | 1 | 2 | 0,5 % | |
| Total général | 2 | 128 | 158 | 149 | 437 | ||||
Par ailleurs trois autres réacteurs étaient en construction, un au Japon et deux à Taiwan, quand 55 étaient en construction au niveau mondial, tous les autres étant desréacteurs à eau pressurisée.
Les réacteurs à eau bouillante sont répartis dans dix pays : 35 aux États-Unis, 30 au Japon, 7 en Suède, 4 à Taïwan, 6 en Allemagne, 2 en Espagne, 2 en Finlande, 2 en Inde, 2 au Mexique et 2 en Suisse. Les États-Unis et le Japon se partagent ainsi près de 70 % du parc des réacteurs à eau bouillante.
Cette situation résulte des raisons principales suivantes :
(La plus faible densité de puissance cœur des REB fait que le combustible est plus étanche sur les REB que sur les REP ; il en résulte une plus grande propreté des circuits et une moindre irradiation du personnel)
Une évolution intéressante du concept de REB est actuellement en étude par différents constructeurs consistant à simplifier davantage le système en supprimant les pompes primaires de re-circulation et les boucles ou excroissances de cuve associées (ESBWR notamment)Réacteur ESBWR. Ceci correspond à la même évolution qu'il y a entre les chaudières à re-circulation forcée ou naturelle. Il s'agit là d'une simplification importante génératrice d'une économie à l'investissement supplémentaire non négligeable mais non encore réalisée de façon industrielle.
Le projetKERENA d'AREVA est la continuité du projet SiemensSWR 1000 lequel est lui-même une extrapolation en puissance du projetSWR 600.
Les projets SWR 600 puis SWR 1000, maintenant KERENA, mettent l'accent sur le renforcement de la sûreté via :
LeForum International Génération IV a retenu le concept de « réacteur àeau supercritique » (RESC) comme l'un des concepts à développer (la technique de l'eau/vapeur supercritique pour la production d'électricité est déjà appliquée à certainescentrales thermiques au charbon).
Dans le domaine électronucléaire, elle vise à prendre le meilleur des techniques REB (contrôle de la modération, rendement thermodynamique) et du REP (coefficient de vide négatif, mais non exagérément pour ne pas risquer de reprise de réactivité importante en cas de collapse des bulles présentes dans le cœur). Elle demande des précautions particulières, à cause des propriétés plus corrosives de l'eau supercritique sur les aciers carbonés exposés à la radioactivité.
Le concept de réacteur à eau supercritique estde facto une évolution du réacteur REB vers les hautes températures et donc vers les meilleurs rendements thermodynamiques puisqu'il est alors possible de fonctionner en vapeur surchauffée.
En perspective il faut indiquer la possibilité d'augmenter le taux de conversion enplutonium 239 du combustibleuranium 238 avec peut-être l'atteinte de l'iso-génération (c'est-à-dire la situation dans laquelle la production nette de matières fissibles en fin de vie d'un cœur serait égale ou très voisine à celle investie en début de vie).
En contrepoint des avantages évoqués ci-dessus les REB présentent plusieurs inconvénients par rapport aux REP :
Vis-à-vis d'un certain nombre de points les deux filières peuvent être considérées comme équivalentes
Dans un REB il n'y a pas d'échange thermique entre un circuit primaire en eau liquide et un circuit secondaire en eau vapeur comme dans unREP.
Le rendement thermodynamique d'un REB est un peu meilleur que celui d'unREP tout en restant très voisin pour les raisons suivantes :
L'exercice de comparaison est très difficile ; les deux filières ont des avantages et des inconvénients.
La comparaison doit être faite en tenant compte de l'évolution possible des concepts. Sur ce point la filière REB qui a beaucoup progressé ces 20 dernières années a une marge de progrès plutôt plus importante que celle de la filière REP.
Les aspects économiques sont prépondérants et sur ce point tant à la construction que du point de vue de l'économie du combustible la filière REB est plutôt mieux placée.
| Point comparé | Explication de l'avantage | Meilleure technologie suivant ce critère |
|---|---|---|
| Simplicité du circuit de transmission de chaleur | Les REB n’ont pas de générateurs de vapeur, la vapeur est produite directement dans la cuve, ainsi on supprime une interface thermique par rapport au REP | REB |
| Électricité nécessaire au fonctionnement (auto-consommation) | Les pompes primaires des REP sont très puissantes | REB |
| Compacité du cœur et de la cuve | La densité de puissance d'un cœur de REP est double de celle d'un cœur de REB | REP |
| Compacité de l'enceinte du réacteur | Le REB ne présente qu'une capacité sous pression : la cuve contre 5 ou 6 pour les REP | REB |
| Dangerosité des fuites du primaire | Si le circuit primaire est sous pression, les fuites peuvent avoir des conséquences plus graves | REB |
| Résistance aux fuites | La présence d'un circuit secondaire est une protection | REP |
| Fluide caloporteur corrosif | Un problème posé par l'emploi d'acide borique dans le caloporteur | REB |
| Modélisation des échanges de chaleur | Un liquide est plus facile a modéliser lorsqu'il est loin de son point d'ébullition | REP |
| Rendement énergétique global | Le fonctionnement à deux circuits dont un haute pression est défavorable au rendement global | REB |
| Entretien des turbines et de la salle des machines | Plus difficile si le caloporteur est radioactif | REP |
| Génération de matière fissile | En jouant sur la modération on peut produire du plutonium fissile ou de l'U233 fissile également (à partir du thorium 232) | REB |
| Temps de rechargement | Les cœurs de REB présentent un plus grand nombre d'éléments combustible | REP |
| Refroidissement passif | Les deux filières sont capables de systèmes passifs d'évacuation de la puissance résiduelle | REP et REB de nouvelle génération |
Le 25 juillet 2006, un incident très sérieux a affecté lacentrale de Forsmark enSuède équipée de 3 réacteurs à eau bouillante. Une perte totale et prolongée de l'électricité d'alimentation d'un des 3 réacteurs est à l'origine de la gravité potentielle de cet événement.
L'alimentation électrique de la tranche affectée a été récupérée avant que le dénoyage du cœur se soit produit.
Pour important qu'il soit cet événement ne remet pas en cause les conclusions ci-dessus en matière de sûreté absolue et comparée des REB et des REP car la question posée par cet événement est prioritairement la fiabilité des groupes diesels de sauvegarde et plus généralement celle de la fiabilité des sources et fournitures d'électricité.
Il est certain qu'un réacteur nucléaire de puissance ne peut se passer durablement d'une alimentation électrique. Toutes les dispositions nécessaires et les redondances associées doivent être prévues pour rendre improbable la perte d'alimentation électrique. Les sources d'électricité en attente disponible doivent être testées périodiquement. Ceci vaut tout autant pour les REP que pour les REB
Le séisme au Japon du 11 mars 2011 a affecté les centrales deOnagawa, deFukushima Daiichi et deFukushima Daini. La centrale deFukushima Daiichi est la plus affectée avec une perte d'alimentation électrique prolongée des systèmes de sécurité, ce qui a conduit à une explosion du bâtiment des réacteursno 1 et 3, et a provoqué lafusion partielle des cœurs des réacteurs 1, 2 et 3 (selon l'Autorité de sûreté nucléaire française, l'ASN).
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