Réacteur à eau pressurisée

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Le réacteur à eau pressurisée ou REP (PWR pour pressurized water reactor en anglais) est la filière de réacteurs nucléaires la plus répandue dans le monde en 2011. Les REP utilisent de l'eau comme fluide caloporteur et pour faire office de modérateur, ce qui les classe dans la famille des réacteurs à eau légère. Cette eau primaire — qui réfrigère le cœur du réacteur — est sous haute pression (environ 150 bar) et ne bout pas dans le circuit primaire. La vaporisation de l'eau secondaire se fait au niveau des générateurs de vapeur - ce qui n'est pas le cas dans les réacteurs à eau bouillante (REB)[1] où il n'y a qu'un seul circuit.

En 2011, les REP équipent environ les deux tiers des réacteurs nucléaires de puissance en fonctionnement dans le monde (dont les 58 réacteurs français)[2], ainsi que les navires et sous-marins nucléaires. Il s'agit d'une technologie d'origine américaine développée par Westinghouse, la France ayant jusqu'en 1969 misé sur une autre technologie, l'UNGG. Cette dernière a été abandonnée pour des raisons de rentabilité et aussi de sécurité en raison d'un début de fusion du cœur dans la centrale nucléaire de Saint-Laurent.

Schéma de principe d'une tranche nucléaire disposant d'un REP et d'une tour de refroidissement

Le combustible nucléaire d'un REP est de l'oxyde d'uranium faiblement enrichi : la proportion d'isotope U-235 fissile varie de 3 à 5 % selon les pays. Le combustible se présente sous la forme de pastilles empilées et maintenues dans des gaines en zircaloy appelées crayons, mises sous pression d'hélium. Les crayons combustibles sont agencés sous forme d'assemblages dont la tenue mécanique est assurée par des grilles. Selon les modèles de REP, on charge entre 120 et 250 assemblages dans la cuve du réacteur.

Dans le circuit primaire, de l'eau (dite eau légère, par opposition à l'eau lourde D2O) sous pression est chargée de récupérer la chaleur produite par le cœur : c'est ce fluide caloporteur qui circule au sein des assemblages entre les crayons où se produit la réaction en chaîne. Les produits de la réaction nucléaire (produits de fission et transuraniens) sont confinés avec l'oxyde d'uranium à l'intérieur de la gaine des crayons pour éviter leur dissémination et la contamination du circuit primaire.

L'eau du circuit primaire fait également office de modérateur : elle a la capacité de ralentir ou thermaliser les neutrons de fission.

Comme n'importe quel type de réacteur thermique (nucléaire ou à flamme), un REP est réfrigéré par un grand débit d'eau froide pompée d'un fleuve ou de la mer qui constitue la source froide du cycle thermodynamique. La plupart des réacteurs refroidis à partir d'eau de rivière sont équipés d'une tour de réfrigération destinée à évacuer la chaleur du circuit tertiaire de réfrigération des condenseurs de la turbine.

Fonctionnement[modifier | modifier le code]

Filière REP : schéma simplifié d'architecture
Vue en coupe d'une cuve de REP

Le contrôle de la réaction est assuré, à court terme, par la hauteur des barres de commande insérées dans les assemblages combustibles, et à moyen terme, par la concentration de bore dans l'eau du circuit primaire.

Les paramètres typiques de fonctionnement de l'eau du circuit primaire donnés dans le cas du palier N4 1450 MWe[Note 1] le plus récent des réacteurs français sont les suivants:

  • puissance thermique chaudière = 4 270 MW
  • puissance thermique extraite du cœur = 4 250 MW (cas du palier N4: 1450 MWe)[Note 2]
  • pression : 155 bar ;
  • température en entrée de cuve du réacteur : 292,2 °C[Note 3]; enthalpie = 1 296,1 kJ/kg
  • température en sortie de cuve du réacteur : 328,2 °C; enthalpie = 1506,4 kJ/kg
  • température moyenne de l'eau dans le cœur = 310,2 °C
  • masse volumique de l'eau à la température d'entrée cuve (température de l'eau passant dans les pompes primaires) = 742,04 kg/m3
  • débit primaire: environ 98 000 m3/h, soit 27,222 m3/s, soit environ 20 200 kg/s; variable avec la puissance thermique du type de réacteur considéré
  • quatre boucles et une pompe par boucle placée en sortie des générateurs de vapeur, donc en branche froide, dans le cas du palier N4; deux, trois ou quatre boucles primaires équipées chacune d'une ou plus rarement de deux pompes primaires placées en sortie des générateurs de vapeur dans les autres modèles.
  • quatre générateurs de vapeur situés dans la même enceinte que le réacteur transfèrent la chaleur de la chaudière nucléaire (circuit primaire) vers le circuit secondaire comportant la turbine à vapeur, dans le cas du palier N4; deux ou trois générateurs de vapeur dans les autres modèles.
  • un pressuriseur constitué d'une capacité dans lequel un matelas de vapeur à 155 bar/345,80 °C est maintenu qui assure la pressurisation du circuit primaire; le pressuriseur constitue le vase d'expansion du circuit primaire; la surface libre de l'eau dans le pressuriseur est maintenue à 345,80 °C, grâce à un réseau de cannes chauffantes électriques (à l'image des chauffe-eau ordinaires); le pressuriseur est relié au circuit primaire par une ligne non isolable débouchant dans une boucle chaude; il porte les soupapes de sûreté du circuit primaire.

En sortie des générateurs de vapeur, la vapeur d'eau secondaire possède les caractéristiques moyennes suivantes [Note 4]:

  • pression : 72 bar dans le cas du palier N4 (enthalpie de la vapeur saturée sèche = 2 770,9 kJ/kg); 55 bar dans le cas des modèles plus anciens.
  • température vapeur :287,7 °C dans le cas du palier N4; 270 °C dans le cas des modèles précédents;
  • température d'eau alimentaire : 229,5 °C dans le cas du palier N4 (enthalpie = 988,9 kJ/kg ; masse volumique = 832,18 kg/m3)
  • débit alimentaire et vapeur : 10 365,9 m3/h, 2 396,2 kg/s dans le cas du palier N4; proportionnel au 1er ordre à la puissance thermique dans le cas des autres paliers.

La vapeur d'eau sous haute pression est détendue dans le corps haute pression (HP) de la turbine, puis surchauffée avant de poursuivre sa détente dans les corps basse pression (BP). La turbine entraîne un alternateur qui produit l'électricité.

Le rendement global de conversion de la chaleur en électricité est d'environ 35,1 % dans le cas du palier N4 et 33 % dans le cas des modèles antérieurs.

À la sortie de la turbine, la vapeur d'eau passe dans un condenseur afin de retourner à l'état liquide, puis d'en extraire certains gaz incondensables (tels le dioxygène) de l'eau. Cette eau est ensuite réchauffée avant de retourner aux générateurs de vapeur.

Dans la majorité des centrales sur fleuve ou rivière, la chaleur de l'eau du circuit secondaire est transférée à un circuit tertiaire, constitué principalement par une tour de réfrigération, dans laquelle l'eau est répartie en fines gouttelettes, ce qui permet d'une part un bon échange entre l'eau et l'air et donc ramène l'eau à une température voisine de celle de l'air ambiant (voir température humide) et d'autre part sature en vapeur d'eau le débit d'air circulant de bas en haut dans la tour. Une partie du débit d' eau s'évapore dans la tour, (environ 500 à 1 000 L/s dépendant des conditions climatiques du moment, soit un débit massique d'un ordre comparable au débit de vapeur produit par les générateurs de vapeur de la centrale) [réf. nécessaire] le reste tombe en pluie dans le bassin situé en dessous de la tour où il est pompé et retourne refroidir le condenseur. L'eau évaporée est remplacée par de l'eau venant du fleuve ou de la rivière. L'eau tertiaire qui sert au refroidissement des condenseurs des turbines de la centrale est pompée en amont de la tour de réfrigération dans le fleuve ou la rivière.

Certains réacteurs sont refroidis en puisant l'eau et la rejettent directement dans un fleuve ou une rivière, ce qui augmente sensiblement la température de ces cours d'eau, ce qui en période chaude et/ou de bas débit de ces cours d'eau peut amener les autorités à faire baisser leur niveau de puissance, voire à les faire arrêter par l'exploitant.

Il n'y a pas non plus de réfrigérant atmosphérique pour les réacteurs refroidis à l'eau de mer ce qui augmente la température au moins localement au niveau du rejet de 10 °C environ.

Auto-stabilité du réacteur à eau pressurisée[modifier | modifier le code]

Dans le cas du réacteur à eau pressurisée le choix correct des conditions de fonctionnement (température du modérateur et du combustible) et de la géométrie du réseau dans le cœur (dessin détaillé du combustible et des canaux du modérateur) peut conduire à un fonctionnement auto-stable du réacteur.

Exemple: Le réacteur étant initialement en fonctionnement stable à 100 % de puissance, une réduction à 50% de la puissance appelée par la turbine survient assez rapidement (quelques minutes). Elle se traduit par une diminution du débit vapeur secondaire qui provoque une élévation de la température primaire de sortie des générateurs de vapeur laquelle provoque une élévation de la température de l'eau dans le cœur. La diminution de réactivité provoquée par l'augmentation de la température du modérateur conduit à une diminution de la puissance du réacteur. Le débit primaire reste constant. Au terme de quelques minutes un nouvel état stable est obtenu:

Dans cet exemple la réduction de puissance de 100% à 50% est obtenue au prix d'une augmentation de la température moyenne primaire de 11,7 °C par auto-régulation du réacteur sans aucune manœuvre des absorbants de contrôle de la réactivité ni de changement du débit primaire[Note 6]. La température de sortie du cœur est quasiment inchangée. La pression vapeur est augmentée de 28 bar environ. La dilatation de l'eau primaire provoque une entrée d'eau au pressuriseur.

En pratique une action sur les barres de contrôle permet de respecter plus précisément le programme de température primaire (généralement légèrement croissant avec la puissance) ce qui évite une montée trop importante de la pression vapeur secondaire, limite l'entrée d'eau au pressuriseur et le réchauffement de la température d'entrée cuve, mais on peut concevoir que, dès lors que la réponse naturelle du réacteur permet seule de réguler la puissance, l'action des opérateurs ou des automatismes en est d'autant facilitée.

Bilan neutronique[modifier | modifier le code]

On suppose que le seul matériau fissile est 235U. Les nombres indiqués sont des ordres de grandeur. 100 fissions d'uranium 235 libèrent en moyenne 250 neutrons, qui donnent lieu aux réactions suivantes :

  • 100 neutrons provoquent 100 nouvelles fissions, entretenant ainsi la réaction en chaîne, et consommant 100 noyaux du matériau fissile ;
  • 70 neutrons subissent des captures fertiles par 70 noyaux du matériau fertile 238U, les transformant en autant de noyaux fissiles de 239Pu ;
  • 75 neutrons subissent des captures stériles, soit par des noyaux fissiles (30 neutrons) soit par des noyaux du réfrigérant, des structures du cœur, des éléments de commandes ou des produits de fission ;
  • 5 neutrons fuient hors du cœur (pour être capturés par des protections neutroniques).

Composants principaux[modifier | modifier le code]

Cœur et systèmes de contrôle de la réactivité[modifier | modifier le code]

Article détaillé : Barre de contrôle (nucléaire).

Pompes et boucles primaires[modifier | modifier le code]

Article détaillé : Pompe centrifuge.

Les pompes primaires sont des pompes hélico-centrifuges de très grande puissance (près de 7 MWe par pompe [Note 7]) développant une hauteur manométrique de 100 m environ au débit nominal (environ 24 000 m3/h). 24 500 m3h et 106 m de hauteur manométrique dans le cas du palier N4. Il s'agit de pompes "à garniture" la puissance du moteur étant trop élevée pour tolérer une conception à rotor noyé et étanchéité totale. Les pompes primaires sont généralement mono-vitesse de rotation. Cette forte puissance est cependant mise à profit pour réchauffer le circuit primaire depuis l'arrêt à froid jusqu'à rallier les conditions prescrites de divergence. Les pompes primaires principales sont munies d'un volant d'inertie destiné à modérer la décroissance du débit en cas d'arrêt de la pompe donnant ainsi le délai nécessaire à la chute des absorbants pour interrompre la réaction en chaîne. Les boucles primaires sont des tuyauteries de fort diamètre (près de 0,75 m) et d'épaisseur voisine de 7 cm qui ne présentent guère de souplesse; la conception des fixations des générateurs de vapeur et des pompes primaires tolèrent la dilatation des boucles.

Générateurs de vapeur[modifier | modifier le code]

Articles détaillés : Générateur de vapeur et Chaudière.

Les générateurs de vapeur sont le plus souvent des évaporateurs à tubes en U verticaux et recirculation produisant une vapeur saturée sèche grâce à un étage de séparation séchage en partie supérieure. Cependant les générateurs de vapeur de type Babcok sont à tubes droits et simple passage et les générateurs des centrales VVER russes sont à axe horizontal disposition favorable du point de vue de la tenue au séisme

Pressuriseur[modifier | modifier le code]

Circuits auxiliaires[modifier | modifier le code]

Un REP possède un assez grand nombre de circuits destinés à assurer plusieurs fonctions auxiliaires de la fonction principale d'extraction de chaleur du cœur et de transfert vers les générateurs de vapeur. Ces circuits sont désignés par des groupes de 3 lettres. Ils ont présentés par groupes ci-après

Circuits de réfrigération[modifier | modifier le code]

  • Décharge de vapeur au condenseur en bipasse des vannes principales vapeur = Premier moyen de réfrigération très efficace nécessitant:
    • La disponibilité des circuits tertiaires de réfrigération des condenseurs de la centrale
    • Un appoint d'eau dans les générateurs de vapeur si la décharge se poursuit
  • Réfrigération d'arrêt = RRA; cette fonction est assurée par un circuit constitué d'une boucle primaire interne à l'enceinte de confinement échangeant avec un circuit d'eau intermédiaire traversant l'enceinte lui-même échangeant avec la source froide (mer ou rivière). Ce circuit doit être capable d'évacuer la puissance résiduelle post arrêt de la réaction en chaîne lorsque la décharge aux condenseurs a été perdue ou rendue délibérément indisponible. Un risque d'indisponibilité est lié à l’occurrence d'une une fuite aux échangeurs entre le primaire et le circuit d'eau intermédiaire traversant l'enceinte de confinement et nécessitant donc l'isolement de ce dernier (évènement non rencontré de facto toutefois sur les centrales en service)
  • Fonctionnement des boucles primaires

Les circuits ci-dessus requièrent le fonctionnement des pompes primaires principales (éventuellement à vitesse réduite) pour assurer une circulation d'eau dans la cuve et le cœur toutefois il a été vérifié que l'extraction de puissance résiduelle du cœur pouvait être réalisée avec le circuit primaire principal fonctionnant en convection naturelle

Circuits auxiliaires nucléaires[modifier | modifier le code]

Circuit de contrôle volumétrique et chimique (RCV); ce circuit assure notamment:

  • La gestion de l'eau au cours des réchauffages refroidissements de façon à compenser la dilatation ou contraction de l'eau primaire avec la température
  • Le contrôle de la teneur en acide borique

Circuits de sécurité[modifier | modifier le code]

  • Circuit d'injection d'eau de sécurité = RIS = Ligne traversant le confinement et aboutissant dans les boucles avec en série depuis les boucles;
    • un accumulateur d'eau sous pression de gaz capable d'injecter un fort débit d'eau de façon passive
    • une pompe d'injection haute pression
    • une pompe d'injection d'eau basse pression capable de recirculer l'eau présente dans l'enceinte de confinement aspirée dans des puisards en fond d'enceinte
  • Circuit de réfrigération de secours = ASG = Ligne de décharge de vapeur des générateurs de vapeur alimentant une turbo-pompes elle-même capable de réalimenter les générateurs de vapeur en eau froide pompée dans une réserve dédiée
    Lors de l'incident sérieux du Blayais les décharges au condenseurs ainsi que le RRA étant rendus indisponibles à la suite de l'inondation partielle de la tranche l'extraction de la puissance résiduelle du cœur la réfrigération du cœur a reposé sur ce circuit qui a correctement fonctionné.

Redondances[modifier | modifier le code]

Différents niveaux et modes de redondances ont été appliqués au cours du temps aux circuits et autres fonctions auxiliaires sachant que dans REP en exploitation en France le nombre de files de sécurité est a priori égal aux nombre de boucles (les lignes de sécurité refoulent en effet dans les boucles en portion froide aval des pompes primaires, donc sauf disposition particulière il y a autant de lignes d'injection de sécurité que de boucles, mais par exemple il peut y avoir pour une même fonction deux pompes d'injection en parallèle sur une seule ligne) Dans toute sa généralité le problème des redondances est donc compliqué. Pour illustrer la question à titre d'exemple: dans certains les 4 lignes d'injection de certains projets ne sont pas dimensionnées pour assurer 100 % de la fonction et on parle par exemple d'une redondance "à 4 fois 50 %" à comparer à une organisation "à 3 fois 100 %". On dégage donc en un premier temps une conception d'ensemble basée

  • sur le retour d'expérience des conceptions antérieures
  • sur le respect de certaines règles de l'art ou administratives existantes(comme par exemple celles existants de longues dates en matière de soupapes de sûreté protégeant les appareils à pression ou bien les règles de l'UTE en matière de conception des tableaux électriques)
  • sur l'application de règles simples de redondances basée sur une analyse à simple défaillance [Note 8] des composants actifs et l'élimination des modes communs les plus évidents tels que par exemple les modes communs d'alimentation électrique.

On effectue ensuite une analyse probabiliste systématique de façon à vérifier la robustesse de la conception [Note 9] vis-à-vis des « évènements initiateurs » susceptibles de conduire par une cascade évènementielle à un dommage important sur le réacteur. Cette "EPS" pour Étude Probabiliste de Sûreté vient confirmer la démarche classique d'analyse booléenne par initiateur indépendant, évènement aggravant dans le cours du scénario, défaillance unique d'un système actif en attente ou en fonctionnement requis.

Principales opérations[modifier | modifier le code]

Dans le cours de l'exploitation, le réacteur à eau sous-pression électrogène peut se trouver dans l'une des situations suivantes:

  • Marche en puissance en régime stable ou en variation de charge; la situation de marche en puissance se définit par l'état ouvert des vannes vapeur le réacteur critique aux conditions de températures et pression nominales, les pompes primaires en fonctionnement, le niveau au pressuriseur formé et dans la plage autorisée.
    • L' alternateur peut se trouver couplé au réseau ou en situation d'autonomie électrique (Îlotage) (disjoncteurs principaux ouverts ou fermés) ou en route "à vide" en l' attente de couplage ou en situation de réchauffage.
    • Durant la marche en puissance, la conduite du réacteur[Note 10] consiste à respecter par action sur les barres de contrôle le programme de température primaire prescrit (en général légèrement croissant avec la charge), à surveiller le fonctionnement des pompes primaires, à surveiller le niveau au préssuriseur réglé dans la plage prescrite.
  • Arrêt à chaud critique ou sous critique aux conditions nominales; la situation d'arrêt à chaud diffère de la situation "puissance" par l'état fermé des vannes vapeur; le cœur peut être critique à puissance nulle ou sous critique.
  • Arrêt à froid; l'arrêt à froid diffère de l'arrêt à chaud par les conditions de températures et pression et également par l' existence d'une bulle de vapeur au préssuriseur.
  • Réchauffage / refroidissement qui consistent à faire passer le réacteur de l'arrêt à chaud à l'arrêt à froid et réciproquement. Dans les réacteurs de puissance électrogènes les réchauffages sont effectués par l' apport thermique des pompes primaires. La divergence du réacteur s'effectue réacteur chaud au voisinage des conditions nominales, niveau pressuriseur nominal, teneur en acide borique réglée[Note 11].
    • Au cours du réchauffage l’excédent d'eau du circuit primaire est extrait d'une part pour créer la bulle au préssuriseur et pour compenser la dilatation[Note 12]. Durant ces transferts d'eau, la teneur en bore du circuit est maintenue dans sa plage normale.
    • Le refroidissement est assuré par les circuits auxiliaires, le complément d'eau est apporté par les pompes de charge.
  • Arrêt à froid en vue du renouvellement du combustible

Caractéristiques typiques[modifier | modifier le code]

Les caractéristiques comparatives des quatre types de réacteurs exploités en France sont données dans le tableau ci-après[3].

Section Indicateur Unité 900 MWe 1 300 MWe 1 450 MWe EPR
Puissance Puissance électrique nette MW 915 1 320 1 450 1 600
Puissance électrique brute MW 965 1 370 1 530 1 700
Puissance thermique nominale MWt 2 785 3 817 4 250 4 324
Rendement % 31,6 à 33,1 34,1 à 35 35,7 à 35,9 37
Vitesse de rotation du groupe turboalternateur tr/min 1 500 1 500 1 500 1 500
Enceinte de confinement Type[4] simple double double double
Enceinte interne : béton précontraint Béton précontraint Béton précontraint Béton précontraint Béton précontraint
Peau d'étanchéité avec sans sans avec
Diamètre intérieur m 37 47,8 43,8 48
Hauteur intérieure au centre m 55,88 55,56 57,48 48
Épaisseur de paroi m 0,9 1,2 1,2 1,3
Volume intérieur total m3 58 000 83 700 86 000 90 000
Enceinte externe : béton renforcé Béton armé Béton armé Béton armé
Épaisseur de paroi m 0,55 0,55 1,3
Circuit primaire Pression de fonctionnement MPa 15,5 15,5 15,5 15,5
Température de l'eau à l'entrée de la cuve °C 286 292,8 292,2 295,6
Température de l'eau à la sortie de la cuve °C 323,2 328,7 329,6 330,2
Nombre de boucles 3 4 4 4
Volume du circuit primaire (avec pressuriseur) m3 271 399 406 460
Cuve Diamètre intérieur mm 4 003 4 394 4 486 4 885
Hauteur totale m 13,2 13,6 13,645 13,105
Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur mm 200 220 225 250
Matériau acier 16MND5 16MND5 16MND5 16MND5
Masse totale à vide t 332 435 462 520
Générateur de vapeur Nombre 3 4 4 4
Pression vapeur en sortie de GV à pleine charge bar abs 58 64,8 72,8 77,4
Température en sortie de GV °C 273 281 288 293
Débit de vapeur par GV t/h 1 820 1 909 2 164 2 197
Surface d'échange m2 4 746 6 940 7 308 7 960
Hauteur totale m 20,6 22,3 21,9 24,2
Masse totale (sans eau) t 302 438 421
Cœur Combustible : Pastilles cylindriques d'UO2
Hauteur active des crayons mm 3 660 4 270 4 270 4 200
Diamètre des pastilles mm 8,2 8,2 8,2 8,2
Diamètre externe des crayons mm 9,5 9,5 9,5 9,5
Matériaux de gainage des crayons Zircaloy Zircaloy Zircaloy M5
Nombre de crayons par assemblage 264 264 264 265
Nombre d'assemblages de combustible dans le cœur 157 193 205 241
Puissance linéique moyenne à puissance nominale W/cm 178 170,5 179,6 155
Contrôle de la réactivité Nombre de grappes de contrôle 57 65 73 89
Matériau absorbant Ag.In.Cd
grappes hybrides Ag.In.Cd et B4C
Pompe primaire Débit nominal par pompe m3/h 21 250 23 325 24 500 27 195
Puissance à l'accouplement à chaud kW 5 400 5 910 6 600 8 000
Hauteur manométrique totale m 90,7 96,6 106 à 190,2 98,1

Architecture[modifier | modifier le code]

Une centrale nucléaire équipée de REP est organisée autour de plusieurs bâtiments, dont les principaux sont détaillés ci-après.

Bâtiment réacteur (BR)[modifier | modifier le code]

L'enceinte, formée d'une double paroi de béton pour les réacteurs de 1300 et 1450 MWe, et d'une unique paroi en béton recouverte par une peau métallique sur sa surface interne pour les réacteurs de 900 MWe, participe au confinement des matières radioactives. À ce titre, elle est communément appelée "troisième barrière de confinement" ; la gaine du combustible (zircaloy) et l'enveloppe du circuit primaire (acier) constituant respectivement la première et la deuxième barrière.

Bâtiment combustible (BK)[modifier | modifier le code]

Accolé au bâtiment réacteur, il sert surtout de "sas d'accès" pour le combustible.

La partie principale de ce bâtiment est la piscine de désactivation. Dans cette dernière, on entrepose le combustible usé avant son évacuation. Une règle est de laisser quoi qu'il arrive toujours assez de place dans cette piscine pour stocker tout le combustible contenu dans le cœur (en cas d'incident ou d'accident).

L'eau de la piscine contient 2500 ppm d'acide borique, pour continuer à neutraliser les neutrons émis par les noyaux des éléments fissibles, mais qui sont trop peu nombreux pour entretenir une fission nucléaire. De plus, chaque élément combustible est disposé dans un alvéole, et la distance qui les sépare empêche l'obtention d'une masse critique. La réaction en chaîne ne peut donc pas "redémarrer" en piscine.

Bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN)[modifier | modifier le code]

Toujours accolé au bâtiment réacteur et au bâtiment combustible, le BAN recèle tous les circuits utiles au fonctionnement du réacteur (chimie de l’eau traitée...) ou au traitement des différents effluents, susceptibles de contenir des produits radioactifs. Ce bâtiment est donc une "Zone Contrôlée" du point de vue de la radioactivité (étanchéité dynamique, ventilation filtrée...)

On retrouve aussi dans ce bâtiment des systèmes de sauvegarde utilisés en cas d’incident ou d’accident. Dans le cas des paliers 1300 MWe (P4 et P'4) et 1450 MWe (N4), les circuits de sauvegarde sont situés dans le BAS (Bâtiment des Auxiliaires de Sauvegarde) positionné sous le BL.

Pour les centrales de 900 MWe, ce bâtiment est commun à deux tranches.

Bâtiment électrique (BL)[modifier | modifier le code]

Schéma simplifié de la distribution électrique

On retrouve dans ce bâtiment tous les équipements électriques nécessaires au bon fonctionnement d’une tranche et de ses matériels de sauvegarde.

Ce bâtiment recèle également la salle de commande principale ainsi qu'un "panneau de repli", qui permet d’arrêter la tranche en toute sécurité si la salle de commande est indisponible.

Pour les centrales de 900 MWe, ce bâtiment est commun à deux tranches. Pour les paliers P4, P'4 (1300 MWe) et N4 (1450 MWe), il y a un bâtiment par tranche.

Salle des machines (SDM)[modifier | modifier le code]

On retrouve ici toute la partie du circuit secondaire de la tranche (la turbine, le condenseur, les réchauffeurs, les pompes, etc.), ainsi que ses auxiliaires (graissage turbine...).

Pour les centrales de 900 MWe de palier CP0 et CP1, la salle des machines est commune à deux tranches ; par contre, la salle des machines est séparée pour les centrales nucléaires de palier CP2 (cas de Chinon, Cruas et Saint-Laurent).

Sûreté[modifier | modifier le code]

De nombreux systèmes et matériels (surtout les matériels importants pour la sûreté) sont redondants sur un réacteur à eau pressurisée, surtout ceux en relation avec les circuits primaire et secondaire, afin de diminuer le risque de défaillance.

Défaillances majeures[modifier | modifier le code]

Lors de l'accident nucléaire de Three Mile Island (États-Unis), le cœur du réacteur n°2 est entré en fusion, provoquant de faibles fuites de gaz radioactifs. L'accident a été classé au niveau 5 de l'échelle INES.

Un évènement très sérieux a concerné le réacteur de la centrale de Davis-Besse au États-Unis. De l'acide borique dissous dans l'eau primaire s'est infiltré via une fuite dans le revêtement en acier inoxydable du couvercle à la jonction avec l'une des traversées pour les mécanismes de manœuvre des absorbants. L'acide borique a ainsi percé un trou traversant d'une dizaine de cm de diamètre dans le couvercle de cuve. Le revêtement en acier inoxydable (environ 7 mm d'épaisseur) n'a pas été corrodé et a résisté à la pression primaire alors même qu'il n'est pas conçu à cette fin. Lors d'un contrôle effectué lors d'un arrêt du réacteur, l'exploitant a découvert la fuite.

REP russes et européens[modifier | modifier le code]

Le réacteur à eau pressurisée (REP) est une technologie née aux États-Unis puis reprise par les Européens et les Russes. Les Russes ont conçu le réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau. Le REP développé en Europe s'appelle réacteur pressurisé européen.

Références[modifier | modifier le code]

Notes[modifier | modifier le code]

  1. Le palier N4 équipe les centrales de Chooz et de Civaux qui sont les plus récentes du programme français
  2. Le léger écart entre puissance cœur et puissance chaudière vient de la puissance apportée par les pompes primaires qui sont très puissantes
  3. La température d'entrée dans la cuve est supérieure à la température de la vapeur produite
  4. Les réacteurs les plus récents ont progressivement augmenté la pression de vapeur produits par les générateurs de vapeur pour l'amener vers 78 bar correspondant à la valeur optimale d'un cycle thermodynamique en vapeur saturée et ainsi augmenter le rendement thermodynamique des centrales
  5. a et b En toute rigueur les températures finales entrée et sortie cœur sont légèrement différentes: d'une part le débit primaire massique (en kg/s) diminue un peu car les pompes primaires imposent un débit volumique constant et non pas massique, or la masse volumique de l'eau passant dans les pompes diminue avec l'augmentation de la température de sortie des générateurs de vapeur, d'autre part la capacité calorifique de l'eau primaire dans le cœur augmente avec l'augmentation de la température primaire moyenne. De facto, ces deux effets jouent en sens contraire et les valeurs exactes sont proches de celles indiquées.
  6. On ne traite ici que des effets à court terme d'une réduction ou augmentation de puissance. Les phénomènes à long terme comme l'effet xénon sont à examiner par ailleurs sachant bien d'ailleurs que dans le cas du réacteur à eau pressurisée une part de l'effet xénon peut également être traité par simple abaissement de la température moyenne primaire
  7. 10 MWe à froid
  8. La simple défaillance n'est justifiée que dans la mesure ou le système actif en cause par exemple en attente disponible fait l'objet d'une surveillance capable de détecter une avarie cachée
  9. Mais aussi le cas échéant l' alléger ou à mettre en évidence des inhomogénéités
  10. Par les opérateurs ou par des automates
  11. La divergence du cœur en l' absence de niveau au pressuriseur est une opération dangereuse strictement interdite
  12. Entre les conditions nominales de fonctionnement et les températures ordinaires la masse volumique de l'eau varie de 25 %

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