Belgian Nuclear Research Centre

Le Belgian Reactor - one (BRI) est un réacteur expérimental uranium naturel/graphite refroidi par air d'une puissance de quelques milliers de kilowatts. Il fut rendu critique avec une célérité remarquable dès le 11 mai 1956[1].

Cette première réalisation représente donc une conséquence directe de la participation de la Belgique au Projet Manhattan via la fourniture d'uranium en provenance de la mine de Shinkolobwe exploitée par l'Union minière du Haut-Katanga. C'est la suite des négociations entre les Américains et les Belges dès 1939, avec Edgar Sengier de l'Union Minière, d'une part, et le gouvernement belge en exil à Londres durant la Seconde Guerre mondiale, d'autre part, qui voulaient donner une place de choix à la Belgique dans l'effort de guerre allié tout en préparant l'encore confidentielle industrie nucléaire.^{[réf. nécessaire]}

Le BR2 (Belgian Reactor nr 2) est un réacteur d'essai de matériaux (MTR pour Material Testing Reactor) à très haut flux. Sa géométrie particulière (cœur et canaux en hyperboloïde de révolution) lui donne un cœur compact et donc un flux neutronique très élevé. C'est un des trois réacteurs au monde présentant le plus haut flux de neutrons^{[réf. nécessaire]} (> 10 × 10¹⁵ n cm⁻² s⁻¹). Il sert principalement à tester des matériaux de structure pour les réacteurs existants, pour les réacteurs du futur (Génération IV et fusion) et pour les nouveaux réacteurs d'essais, ainsi qu'à tester de nouveaux types de combustibles pour des réacteurs nucléaires de tous types. Le BR2 sert également à la production d'isotopes radioactifs (radioisotopes à usage industriel et médical, traités à l'IRE de Fleurus.

Il devrait être remplacé par le réacteur MYRRHA, un projet de machine d'irradiation à spectre rapide expérimental, aussi flexible que le BR2, mais qui élargira les possibilités de recherche du BR2. MYRRHA est un projet belge (financé par la Belgique pour 40 %), soutenu par l’Europe dans le cadre du programme ESFRI (European Strategy Forum on Research Infrastructures) [2] mais qui doit encore trouver son financement et un premier avis de sûreté est attendu pour 2014[2]. Ce réacteur sous-critique de 100 mégawatts sera piloté par un accélérateur linéaire délivrant 600 MeV d'énergie et 4 mA de courant.

Alors que c'est le sodium liquide (dangereux en cas d'incendie) qui est le caloporteur de référence dans le domaine des réacteurs à spectre rapide, c'est le plomb, ou plomb-bismuth (toxiques) qui pourraient être testés pour MYRRHA (le mélange plomb-bismuth a une température de fusion de 123 °C, soit moins que les 370 °C nécessaires à faire fondre le plomb pur). La température d'ébullition du caloporteur étant de 1 700° le plomb offrirait une meilleure sûreté intrinsèque pour la chaleur résiduelle. Dans tous les cas, des problèmes sont encore à résoudre : la corrosion, les conditions de réparabilité et de maintenabilité ainsi que d'inspection des installations en service. Ces dernières doivent en effet supporter des températures de 400 à 500 °C et un environnement radioactif. De plus, les senseurs (type contrôle en continu) disponibles en 2011 ne sont plus fiables au-delà de 180−200 °C, le sodium devient très dangereux en présence d’eau ; que le plomb bismuthé ou le plomb sont très toxiques notamment sous forme vapeur. Le fluide caloporteur sera opaques aux rayons x et pourra gêner l’utilisation des ultrasons. Des questions de gestion des risques d'accident nucléaire doivent donc encore être maîtrisés[2].

Ses promoteurs espèrent des recherches fondamentales ou appliquées sur la fission, la fusion, le silicium dopé, la santé (production de radio-isotopes) sont attendues dans ce réacteurs [2].

En septembre 2012, des chercheurs du SCK CEN ont annoncé une technique de retraitement du combustible nucléaire qui diminuerait drastiquement le temps de demi-vie des matériaux radioactifs. Ils proposent de bombarder les matériaux de neutrons rapides produits par un accélérateur de particules, ce qui transmuterait les matériaux bombardés[3].

Le BR3 (Belgian Reactor 3) était un réacteur à eau pressurisée (REP, ou PWR en anglais), le type le plus courant de centrales nucléaires existant actuellement au monde. Il fut le premier à être installé sur un sol non américain, par la firme Westinghouse Electric en fin des années 1950^{[réf. nécessaire]}. Rendu critique en 1962, il a été définitivement arrêté en 1987 après 25 ans de fonctionnement. Il a principalement servi à l'entrainement des opérateurs des futures centrales belges, puis à des essais de combustibles nucléaires avancés en conditions réelles. En 1963 se produit le premier chargement de combustible MOX dans le réacteur BR3.

En 1989, le BR-3 a été choisi comme projet-pilote européen de démantèlement, par la Commission européenne. Il a notamment été le premier au monde dont la cuve du réacteur a été retirée en un seul bloc puis démantelée à distance et sous eau^{[réf. nécessaire]}. Le BR-3 est, en 2009, dans la phase finale de démantèlement, et a permis de développer de nombreuses techniques spécifiques (découpe, décontamination, mesures...) utiles au démantèlement de centrales de puissance.

• Shinkolobwe
• Edgar Sengier
• Institut national des radioéléments

• Site officiel
• Jan Van der Auwera, « BR1 - 50ième anniversaire », SCK CEN (consulté le 11 novembre 2008)

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