Réacteur UNGG

Écorché d'une centrale nucléaire de type UNGG.

Présentation

Type	Réacteur nucléaire de première génération(d)

Caractéristiques

Combustible	Uranium naturel
Caloporteur	Gaz

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La filière desréacteurs nucléaires à l'uranium naturel graphite gaz (UNGG) est une technologie deréacteur refroidi au gaz, maintenant obsolète et en cours dedémantèlement, développée enFrance dans lesannées 1950.

Ces centrales ont été utilisées pour produire duplutonium, pour la fabrication d'armement atomique, et de l'électricité.

La filière UNGG regroupe les réacteurs nucléaires ayant pour caractéristiques communes :

• l'uranium naturelmétallique, gainé d'un alliage demagnésium et dezirconium, commecombustible, ce qui distingue cette filière de son homologue britannique qui utilisait une gaine en alliage magnésium-aluminium (appelé « magnésium non oxydant »,Magnox),
• legraphite commemodérateur de neutrons,
• un gaz commefluide caloporteur, l'air puis ledioxyde de carbone (CO₂) gazeux sous pression.

Le design des UNGG fut continuellement amélioré et aucune unité, sauf G2 et G3, n'était identique à une autre.

Le cœur d'un réacteur UNGG est un bloc modérateur formé d'un empilement de briques hexagonales de graphite de qualité nucléaire, percé de canaux dans lesquels sont introduits cartouches de combustibles etbarres de contrôle. L'orientation des canaux de combustible, d'abord horizontale sur les réacteurs plutonigènes (G1, G2 et G3), est devenue verticale avec les réacteurs électrogènes subséquents. À la périphérie du bloc modérateur, des briques de graphite servent deréflecteur pour limiter les pertes de neutrons. Dans les réacteurs des centrales deSaint-Laurent-des-Eaux et duBugey, des tubes de graphite de support séparent le cœur deséchangeurs de chaleur situés immédiatement en dessous et permettent de limiter l'activation neutronique de ces derniers^[3]. Chaque canal de combustible est surmonté dethermomètres,débitmètres et d'un système de détection de rupture de gaine (DRG) qui fonctionne en révélant la présence deproduits de fission dans le gaz caloporteur^[4].

Le cœur du réacteur est enfermé dans un caisson enbéton précontraint de plusieurs mètres d'épaisseur, qui peut contenir soit tout le circuit de CO₂ et son échangeur de chaleur (cas des réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et du Bugey), soit uniquement le cœur du réacteur. Dans ce second cas, le circuit de CO₂ sortait du caisson pour traverser ungénérateur de vapeur situé à proximité immédiate du cœur (Chinon) ou à l’extérieur du bâtiment réacteur (Marcoule).

Le fluide caloporteur, circulant entre les cartouches de combustible et le graphite, est sous une pression allant de lapression atmosphérique pour G1 à42 bars pour Chinon-1. Une pression plus élevée permet de diminuer le débit de gaz pour une même quantité de chaleur extraite et donc réduit d'autant la puissance des soufflantes nécessaires pour le faire circuler^[5]. Le sens d’écoulement du gaz, longitudinal dans les piles de Marcoule, est orienté du bas vers le haut dans les réacteurs de Chinon pour profiter de laconvection naturelle, et du haut vers le bas dans les réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux et Bugey car leurs échangeurs de chaleur sont situés immédiatement en dessous du cœur^[3]. Cette dernière disposition, outre sa sécurité accrue, permet la simplification du coûteux système de manutention du combustible qui est mieux refroidi et ne risque pas de laisser « s'envoler » les cartouches dans un flux de gaz ascendant^[6],[7].

d : Le cœur a la forme d'un prisme.

Le combustible des UNGG est un alliage d'uranium naturel métallique et demolybdène (1,1 %) gainé d'unalliage demagnésium et dezirconium (0,6 %). Avec l’optimisation des réacteurs, la forme des cartouches de combustible a changé. D'un barreau de 26 centimètres de long pour 3,1 cm de diamètre (G2 et G3), elle est devenue un tube rempli d’hélium de 56 cm de long, de diamètre croissant avec la puissance des réacteurs, et enfin un anneau de 9,5 cm de diamètre (Bugey-1) refroidi extérieurement et intérieurement. Pour augmenter encore l’efficacité des échanges thermiques, ces différentes formes étaient toutes munies d'ailettes configurées en chevrons. Pour augmenter les rendements de fission, elles furent insérées dans un tube, ou chemise, de graphite à partir d'EDF2. Des cartouches de combustible tubulaire à âme de graphite furent aussi testées sur les réacteurs de Saint-Laurent-des-Eaux[3].

Sur tous les UNGG sauf EDF1, le rechargement du combustible pouvait se faire en marche. Sur les réacteurs de Marcoule, une machine de chargement se connectait hermétiquement à un canal pour y pousser une barre de combustible neuve. La barre usagée correspondante, à l'autre extrémité du canal, tombait le long d'un toboggan dans une piscine où elle refroidissait plusieurs semaines avant d'être envoyée pour retraitement^[10].

• Aucun coûteuxenrichissement de l'uranium n'est nécessaire pour faire fonctionner un réacteur UNGG. Le graphite absorbe suffisamment peu les neutrons pour que la faible concentration enisotope fissile de l'uranium naturel (0,7 %²³⁵U) soit suffisante pour y entretenir uneréaction en chaîne ;
• La faiblepuissance massique apporte une très grandeinertie thermique en cas de perte de contrôle du cœur, environ 45 fois plus que pour lesREP actuels ;
• La capacité à être rechargé en marche (sauf pour EDF1) permet d'irradier aisément le combustible sur de courtes durées pour produire du plutonium de qualité militaire (peu contaminé enplutonium 240) et d'augmenter lefacteur de charge du réacteur.

• Pas de structure secondaire de confinement ;
• Au-delà d'une certaine puissance (> 600 MWe), le réacteur devient instable et donc difficile à contrôler. Le cœur se divise en différentes zones au comportement neutronique indépendant ;
• Le CO₂ à haute pression et haute température (>360 °C) est corrosif pour l'acier et le graphite, accélérant l'usure du réacteur ;
• Le combustible ne peut être stocké pendant de longues durées enpiscines car son gainage ne résiste pas à l'eau. Il doit donc être rapidementretraité ;
• La faible teneur en isotope fissile de l'uranium naturel conduit à destaux de combustion modestes (< 6 000 MWj/t[11]), ce qui nécessite un renouvellement fréquent du combustible, et donc un dispositif deretraitement important ;

• Les circuits de refroidissement sont volumineux car la capacité de transport de la chaleur (capacité thermique) dépend de la densité de la matière et, à volume égal, un gaz transporte beaucoup moins de chaleur qu'un liquide. Le réacteur Bugey-1, d'une puissance presque huit fois supérieure à EDF1, démontre que cette augmentation est obtenue avec un cœur à peine plus volumineux (2 039 tonnes de graphite contre 1 120 t), mais, côté structures de refroidissement, le volume nécessaire croit très rapidement. Chinon A3 atteint ainsi une puissance difficile à dépasser en raison de la taille des tuyauteries de refroidissement, donc des bâtiments qui les contiennent. Pour extraire davantage de puissance, il faut abandonner le refroidissement par un gaz pour passer au refroidissement par un liquide. Ce sera la filière « REP » des réacteurs à eau pressurisée, dont un démonstrateur a été réalisé à Chooz (dans les Ardennes). Toutefois les réacteurs REP ne sont pas capables de fonctionner avec de l'uranium naturel et nécessitent de l'uranium enrichi, qui doit être acheté aux États-Unis, seul pays a en posséder. Il faudra donc attendre la création d'une filière d'enrichissement de l'uranium en France (installée à Pierrelatte) pour lancer la génération des réacteurs REP.

La filière française des UNGG a été développée conjointement par leCEA etEDF après laSeconde Guerre mondiale, jusqu’à son abandon en1969 au profit de la filière desréacteurs à eau légère pressurisée (REP) développée ensuite sous licence américaineWestinghouse. Dans lesannées 1950 et1960, dix réacteurs nucléaires UNGG furent construits, dont un en Espagne.

Le choix du graphite plutôt que l'eau lourde comme modérateur, alors que les piles construites jusqu'alors (Zoé,EL2) employaient ce liquide, est avant tout un choix économique. En effet, depuis 1950, dugraphite suffisamment pur était produit par le CEA en collaboration avecPechiney pour un coût bien inférieur à celui de l'eau lourde^[12]. Une raison politique motiva aussi ce choix car, beaucoup de ceux qui avaient travaillé sur les piles à eau lourde étantcommunistes et opposés à la fabrication de la bombe, choisir la filière graphite permettait de les exclure du programme industriel du CEA^[13].

Le24 juillet 1952, le premier plan quinquennal de l'énergie nucléaire est voté à l’Assemblée nationale. Le CEA se voit attribuer un budget de 37,7 milliards de francs pour construire deux piles au graphite et une usine d'extraction du plutonium. Le plutonium produit, bien qu'étant de qualité militaire, était présenté comme le combustible de l'avenir, garant de l’indépendance énergétique du pays, qu'utiliserait la prochaine génération de réacteurs surgénérateurs^[14].

Une Direction industrielle est créée au sein du CEA pour superviser la construction des piles plutonigènes. Le réacteurG1, très inspiré de la pile américaine deBrookhaven que les scientifiques du Commissariat avaient visitée, diverge le7 janvier 1956 après un an et demi de travaux^[15]. L'ajout d'un système de récupération de l'énergie thermique du réacteur, actionnant un groupe turboalternateur de 5 MW, ne fut proposé que durant la dernière phase de son design par EDF, qui y voyait l'opportunité de s'immiscer dans unefilière nucléaire alors chasse gardée du CEA^[16]. Cet ajout est le bienvenu car, Marcoule ne pouvant officiellement être le pilier de la future puissance nucléaire française qu'il était, ses réacteurs étaient dès lors présentés au public comme des prototypes de centrales électriques^[17]. Ainsi, début octobre 1956, G1 produit de l'électricité, moins de deux mois après les piles britanniques deCalder Hall.

Les deux réacteurs suivants,G2 etG3, engagés en 1956, entrent en service respectivement le22 avril 1959 puis le4 avril 1960. Refroidis pargaz carbonique sous pression, ils sont plus puissants que G1 et constitueront la tête de série de la filière électrogène à venir.

« Étant le peuple français, il nous faut accéder au rang de grand État industriel ou nous résigner au déclin. Notre choix est fait. Notre développement est en cours. »

— Charles de Gaulle, Président de la République, 14 juin 1960.

Après le succès des réacteurs expérimentaux de Marcoule,EDF est chargé de mettre en place le programme électronucléaire français avec des réacteurs du même type. Plutôt que de faire appel à l'industrie en lui transférant des compétences, comme le CEA l'avait fait pour G2 et G3, EDF décide de construire ses propres réacteurs. Afin de faire baisser les coûts, chaque centrale est divisée en une multitude de lots soumis à desappels d'offres de façon à cantonner l'industrie au rôle de simple fournisseur. Le design proposé par le CEA, basé sur G2, est largement modifié pour optimiser la production d'électricité. Ainsi, les échangeurs de chaleur sont placés à côté du réacteur, le caisson en béton précontraint enfermant le cœur est remplacé par un caisson en acier moins coûteux et la capacité de rechargement en marche est abandonnée^[18]. Mais, alors que le chantier s’achève, la cuve se fissure le13 février 1959, à la suite du choix d'un alliage métallique inadéquat. Cet incident entraîne trois ans de retards pour EDF1, qui ne sera en service qu'en juin 1963. Ce premier échec est le résultat des choix d'EDF, qui tente de faire baisser les coûts quitte à prendre des risques^[19].

Pour atteindre au plus vite la compétitivité, l'entreprise nationale lance des prototypes de puissance croissante tous les 18 mois, en tirant les leçons de la construction des précédents sans attendre qu'ils soient en service. Ainsi, la construction des réacteurs successifs à lacentrale nucléaire de Chinon, très différents les uns des autres, débute alors que le précédent n'est pas achevé^[20]. Pour le prototype suivant, EDF propose en 1956 un réacteur de 100 MWe puis augmente le volume du cœur et la puissance à 167 MWe pour satisfaire les besoins en plutonium du CEA, ce qui n'est pas pour plaire au Commissariat car plus de puissance, donc un flux de neutrons plus intense, rendrait plus difficile l'extraction de plutonium de qualité militaire. Finalement, en 1958, le choix est arrêté pour un réacteur de 250 MWe qui ne sera exploité qu'à 175 MWe pour faciliter la production du précieux métal[21]. EDF2, deux fois plus coûteux (30 milliards de francs) mais trois fois plus puissant que son prédécesseur, emploie lui aussi un caisson en acier mais de forme cylindrique et non plus sphérique. Il diverge le17 août 1964 mais n'est couplé au réseau qu'en mars de l’année suivante, à cause de problèmes avec son échangeur de chaleur.

Le chantier d'EDF3 démarre début 1961 et réintroduit l'usage du béton précontraint pour le caisson mais avec un revêtement métallique calorifuge. Le même compromis que pour son prédécesseur limite la puissance annoncée d'EDF3, construit pour 500 MWe, à 375 MWe[22]. Tout en familiarisant EDF avec la technique, le CEA conserve ainsi une marge de manœuvre. Quand EDF3 diverge, le1^er mars 1966, Chinon est alors la centrale nucléaire la plus puissante du monde[23] mais, le 10 octobre, une semaine avant la cérémonie d'inauguration, le réacteur doit être arrêté pendant dix mois car il faut remplacer ses détecteurs de rupture de gaine et ses échangeurs de chaleur. Par la suite, sa puissance devra être limitée jusqu'en 1970. Ces revers sont un échec grave pour EDF et pour la politique d’indépendance nationale du présidentde Gaulle, d'autant qu'ils retardent la livraison de plutonium militaire et donc le développement de laforce de frappe^[24]. La même année, la dénomination EDF est abandonnée, les réacteurs devenant Chinon-1, 2 et 3.

Le CEA souhaitait baser l'avenir des UNGG sur un Chinon-3 (EDF3), progressivement amélioré, qui permettrait de poursuivre un double usage du parc : civil et militaire. En effet, à la suite d'une série d'accords signés au début des années 1960, EDF doit irradier une partie du combustible de ses réacteurs de Chinon selon des critères précis définis par le CEA, qui le lui rachète^[25]. L’électricien, pour qui la compétitivité prime, ne l'entend pas de la sorte et engage un design radicalement différent devant augmenter la durée de vie et donc la période d'amortissement de ses futures centrales. Cette nouvelle conception s'exprime avec SL-1 (EDF4), dont le chantier débute alors que Chinon-1 (EDF1) entre tout juste en service. Le nouveau réacteur ne sera pas plus puissant que le précédent mais désormais ses échangeurs de chaleur et ses soufflantes, faisant circuler le gaz carbonique, seront intégrés dans le caisson en béton précontraint directement sous le cœur en graphite, offrant une fiabilité et une sécurité accrue à l'ensemble^[26]. Cette disposition particulière fait prendre aux UNGG la forme d'une tour de béton haute de plus de 50 mètres. SL-2 (EDF5) copie SL-1 pour former une première série homogène et permettre des économies d’échelle. À terme, EDF souhaite que l'augmentation de la puissance se fasse par paliers, comme pour sescentrales thermiques. Pour simplifier son rôle de coordinateur, EDF rassemble des compétences pour former les grands lots : « chaudière nucléaire », « groupe turboalternateur » et « maîtrise d'ouvrage », comme pour ses centrales thermiques. Les entreprises peuvent ainsi se regrouper en consortium pour soumettre leurs offres et acquérir l’expérience requise pour exporter leurs produits^[27].

Lorsque la construction de Bugey-1 commence, en1965, sa puissance n'est pas arrêtée. Ce réacteur devait être un nouveau prototype ouvrant la voie vers les 1 000 MWe de puissance pour concurrencer lesréacteurs américains à eau légère, mais le combustible qui la permettrait, à âme de graphite, n'est pas encore au point. Après une année d’indécision qui retarde d'autant le chantier c'est finalement un réacteur de 540 MWe qui est construit, amélioré par un nouveau type de combustible de forme annulaire (INCA) développé à grand frais[28]. Bugey-1 serait la première d'une série de six centrales identiques. Mais alors que le chantier progresse, apparaissent les limites physiques de la technologie graphite-gaz^[29].

À partir de1967 un UNGG est construit sur le modèle de Saint Laurent-1 àVandellos enEspagne. Il entre en fonction en1972.

La fin desannées 1960 sera marquée par une « guerre des filières » opposant deux visions du nucléaire : celle du CEA qui soutient une filière nationale civile et militaire utilisant l’uranium naturel et celle d’EDF qui recherche la technologie la plus compétitive pour une utilisation strictement civile^[30].

L'industrie du nucléaire civile emploie plusieurs centaines de personnes en France, notamment au sein des entreprises :

• GAAA (Groupement Atomique Atlantique Alsacienne), créée par lesChantiers de l'Atlantique et laSociété alsacienne de constructions mécaniques.
• SOCIA (Société pour l'industrie atomique), fondée par un important groupe d'entreprises dont le groupeSchneider et Cie et laCompagnie générale d'électricité.
• SOGERCA (Société Générale pour l'Entreprise de Réacteurs et de Centrales Atomiques), créée à égalité parAlstom et la Société alsacienne de participations industrielles (ALSPI).
• Framatome (Société franco-américaine de constructions atomiques) qui travaille à la construction d'un réacteur à eau légère dans lacentrale nucléaire de Tihange^[31]

« La filière UNGG est, depuis quelques années, considérée comme dépassée : elle n'a pratiquement pas de chance de l'emporter sur la filière concurrente : l'uranium enrichi. »

— André Decelle, directeur général d'EDF, juillet 1967.

Alors qu'en décembre 1965 EDF prévoit encore de réaliser en UNGG l'ensemble du parc nucléaire français, cette perspective est remise en question par les déboires britanniques de la filièreAGR et par le projet deFessenheim. En juin 1964, le sitealsacien avait été retenu pour développer un réacteur UNGG franco-allemand, à la condition qu'il soit compétitif. Or, les études menées parRWE montrent dès 1965 que, face aux réacteurs à eau légère, cela ne serait pas le cas^[32]. Le projet avec l'Allemagne prend fin mais le site de Fessenheim est conservé. Pour l’équiper, un appel d'offres est lancé en 1966 pour une chaudière nucléaire de 650 MWe puis de 800 MWe mais, après deux ans de tergiversations, aucun soumissionnaire ne propose une solution UNGG compétitive avec un marché international dominé par la technologie américaine[33]. Pendant ce temps les rapportsHorowitz-Cabanius, remis fin janvier 1967, estiment le coût du kWh produit à 2,67 centimes defranc pour les centrales à eau légère contre 3,14 centimes pour les centrales UNGG. Dépourvu de fournisseurs et de débouchés en dehors de l'hexagone, la filière française ne saurait être rentable, comme le confirme le rapport de lacommission PEON de mai 1969. Le8 juillet 1969, EDF propose, sans y croire, une ultime solution nationale pour Fessenheim : le SL600, réacteur dérivé de ceux de Saint-Laurent-des-Eaux mais porté à 600 MWe grâce à l'emploi de cartouches de combustible à âme de graphite[34]. De son côté, pour sauver l'honneur, le CEA propose alors unréacteur à eau pressurisée (REP) français dérivé du réacteur navalPAT deCadarache, puis unréacteur à eau lourde plus économe en uranium naturel dont le prototype industriel vient d'entrer en service àBrennilis. Aucune de ces solutions n'est retenue car les industriels français sont réticents à l'idée de supporter les risques techniques et financiers liés au déploiement d'une technologie non prouvée, risques à la charge des industries américaines dans le cas des REP etREB^[35].

Les UNGG ont longtemps été soutenus parCharles de Gaulle, qui voulait ainsi assurer à la France sonindépendance énergétique et un rayonnement technologique dans le monde. Mais dans les derniers mois de saprésidence, mis au courant de l'inéluctabilité de l'abandon de la filière française après l'échec de Fessenheim, il se résigne à accepter la filière américaine à condition que l'uranium qu'elle consommera soit enrichi en Europe. En septembre 1969,Marcel Boiteux, directeur général d'EDF, déclare dansl'Express que son entreprise souhaite réaliser quelques centrales de type américain^[36]. Le 13 novembre, par décision interministérielle, le présidentGeorges Pompidou choisit définitivement la filière américaine, tant pour des motifs économiques qu'en raison d'un début de fusion du cœur de SL-1 un mois auparavant. Le CEA propose alors d'améliorer les REP américains pour les franciser rapidement, mais le projet « Champlain » restera théorique dans l'urgence de démarrer une filière après lepremier choc pétrolier de 1973. Le CEA se tourne alors vers la maîtrise du cycle nucléaire avec le développement ducombustible MOx et dessurgénérateursPhénix etSuperphénix.

Le premier UNGG est aussi le premier arrêté. Il est suivi par le premier réacteur EDF de lacentrale nucléaire de Chinon (EDF1/Chinon-A1), arrêté le16 avril 1973 pour raisons financières et converti en un musée qui ouvre au public le3 février 1986. Les réacteurs G2 et G3 sont arrêtés respectivement le2 février 1980 et le28 juin 1984 pour des raisons d'usure^[37]. La production de plutonium militaire est alors assurée par lesréacteurs à eau lourdeCélestin I et II, en service àMarcoule depuis 1967.

Au milieu desannées 1970, les centrales nucléaires britanniques observent uneoxydation accélérée de leurs pièces métalliques par le CO₂ au-delà de360 °C. Pour ne pas dépasser cette température et ralentir la corrosion de l'acier, la puissance de tous les UNGG en service est limitée. Les UNGG de lacentrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux connaissent ces problèmes depuis leurs mise en service, à cause d'un défaut de conception de leurs échangeurs de chaleur. Un autre problème, l'usure du graphite du cœur, est particulièrement prononcé à lacentrale du Bugey du fait de sa pression de fonctionnement plus grande et de la puissance plus grande par canal de son combustible annulaire. Pour limiter la corrosion, Bugey-1 ne dépasse 470 MWe de puissance qu’exceptionnellement et, à partir du28 juin 1984, duméthane est injecté dans son CO₂ caloporteur, ce qui nécessite en contrepartie l'utilisation d'uranium faiblement enrichi à 0,76 % (U²³⁵)[38]^,[39].

Le second réacteur de Chinon (EDF2/Chinon-A2), ayant atteint ses 20 ans de durée de vie programmée, est stoppé le14 juin 1985. Pour Chinon-A3, EDF commande en 1982 cinq bras articulés robotisés fait sur mesure parHispano-Suiza pour le rénover, car la corrosion, malgré la réduction de la puissance d'opération, est plus grave qu'anticipée. Une maquette grandeur nature du réacteur est construite pour répéter les manœuvres. Le4 mai 1984, Chinon-A3 est arrêté et la première phase de l'opération ISIS commence. Si EDF rénove l'un de ses plus vieux réacteurs, c'est parce-que le CEA a besoin de plutonium militaire pour construire une série de 400 armes à effets de radiation renforcés (bombes à neutrons) et il pourrait difficilement le faire depuis l'arrêt des réacteurs plutonigènes de Marcoule. Les réacteursCélestins etPhénix dont le Commissariat dispose peuvent fournir le métal fissile mais pas en quantités suffisantes^{[réf. souhaitée]} (environ 130 kilogrammes au total par an), alors que Chinon-A3 en fournirait à lui seul jusqu'à 240 kg par an[4]. Le réacteur est redémarré le1^er décembre 1987 puis arrêté de nouveau du14 mai 1988 à février 1989 pour une seconde campagne de réparations. La chute dumur de Berlin la même année, puis la fin de laguerre froide, mettent fin aux programmes d'armement tactique et donc au besoin accru de plutonium. Chinon A3, prévu pour être arrêté en 1994, l'est dès le15 juin 1990. Il aura été l'UNGG le plus longtemps en service^[37].

Pour des raisons économiques, les deux réacteurs graphite-gaz de Saint-Laurent-des-Eaux sont stoppés les18 avril 1990 (EDF4/SL-1) et27 mai 1992 (EDF5/SL-2), après utilisation complète de leurs stocks de combustible^[40]. Deux ans plus tard jour pour jour, c'est au tour de celui du Bugey, clôturant 38 années de service du parc UNGG.

La déconstruction des centrales nucléaires UNGG générera en France environ 23 000 tonnes dedéchets radioactifs graphités de faible activité à vie longue^[41], en particulier ducarbone-14 dedemi-vie supérieure à 5 000 ans.

En 2011, six réacteurs UNGG français sont en cours de déconstruction dans trois centrales : Bugey, Saint-Laurent-des-Eaux et Chinon. Selon l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN), ces installations de première génération devraient être déconstruites par EDF d’ici 2036^[42]. En juin 2016, EDF annonce cependant vouloir bouleverser le calendrier en raison des difficultés techniques imposées par ces démantèlements, les délais pourraient être ainsi reportés jusqu'à l'année 2115^[43].

Au moins deuxaccidents nucléaires ont eu lieu en France sur les réacteurs UNGG de lacentrale nucléaire de Saint-Laurent, entraînant lafusion partielle du cœur de ses réacteurs :

• Accident nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux de 1969
• Accident nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux de 1980

• Centrale nucléaire de Vandellos (Espagne), réacteurn^o 1.
• Centrale nucléaire de Dimona (Israël)

LeRoyaume-Uni a développé une technologie similaire, appeléeMagnox, en service de 1956 à 2015. Par rapport à la technologie française, les barres de combustible Magnox étaient gainées d’un alliagemagnésium-aluminium. Son successeur, l'Advanced Gas-cooled Reactor (AGR), toujours en service, emploie l'uranium enrichi comme combustible car ce dernier est gainé d'acier inoxydable pour supporter une température de fonctionnement plus élevée.

LesÉtats-Unis ont également développé un réacteur expérimental graphite-gaz aulaboratoire de Los Alamos, appeléUltra High Temperature Reactor Experiment (UHTREX), dans lesannées 1960. Ce réacteur utilisait de l’uranium enrichi comme combustible, et de l’hélium comme gazcaloporteur.

Les réacteurs deconception soviétiqueRBMK (comme ceux de la centrale deTchernobyl), en service depuis 1974, utilisent également le graphite comme modérateur, mais nécessitent de l’uranium légèrement enrichi car ils sont refroidis par de l’eau légère bouillante.

• BorisDänzer-Kantof et FélixTorres,L’Énergie de la France. De Zoé aux EPR, l’histoire du programme nucléaire, Paris,Éditions François Bourin,2013, 703 p.(ISBN 978-2-84941-213-8). 
• GabrielleHecht (trad. de l'anglais),Le rayonnement de la France : énergie nucléaire et identité nationale après la Seconde guerre mondiale, Paris,Éditions La Découverte,2004, 455 p.(ISBN 978-2-35480-138-0). 
• (en) GabrielleHecht,The Radiance of France : Nuclear Power and National Identity after World War II,The MIT Press,1998, 496 p.(ISBN 978-0-262-58281-0,lire en ligne). .
• Spencer R.Weart (trad. de l'anglais),La grande aventure des atomistes français : Les savants au pouvoir, Paris,Fayard,1980, 394 p.(ISBN 2-213-00639-3,EAN 9782213006390). 

• Réseau sortir du nucléaire :Le démantèlement des centrales nucléaires de première génération

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