Réacteur à eau pressurisée

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 5]. 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.

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).

A tout moment la réaction en chaîne doit être maîtrisée afin de contrôler la puissance du réacteur. La puissance thermique du réacteur est principalement produite par la fission des atomes de combustible fissibles (environ 90 %). L'autre partie est dégagée par les produits de fission radioactifs (moins de 10 %), qui émettent de la chaleur et des rayonnements en retrouvant un état stable.

La durée de décomposition des produits de fission ne peut être modifiée. On modifie donc la puissance du réacteur en augmentant ou diminuant le nombre de neutrons participant à la réaction en chaîne. Pour ce faire on utilise deux phénomènes physiques : la modération et la capture.

La capture peut être effectuée par un ajout d'acide borique dans l'eau du circuit primaire. En capturant les neutrons issus des désintégrations, on empêche ceux-ci d'entretenir la réaction en chaîne (Poison à neutrons). Les barres de contrôles, également neutrophages, peuvent être insérées ou retirées dans le réacteur afin de capturer plus ou moins de neutrons. Un arrêt automatique du réacteur est provoqué par la chute de ces barres de contrôle.

L'ajout d'acide borique dans le circuit primaire est relativement lent (15 minutes) et sert à compenser les phénomènes lents, tels que l'empoisonnement Xénon/Samarium ou l'usure du combustible. Les barres de contrôle (ou grappes) servent à ajuster la puissance du cœur lors de transitoires plus rapides. L'insertion des grappes a pour effet négatif de provoquer une déformation du flux importante (répartition de la puissance du réacteur en fonction de la hauteur).

Pour que la réaction en chaîne se produise dans un réacteur REP, il est nécessaire de procéder à la Thermalisation des neutrons en les ralentissant. Le pouvoir de modération de l'eau dépend de sa température. Ainsi dans une certaine limite, la puissance peut être modifiée en changeant la température.

Les pompes primaires sont des pompes hélico-centrifuges de très grande puissance (près de 7 MWe par pompe[Note 6]) développant une hauteur manométrique de 100 m environ au débit nominal (environ 24 000 m³/h). 24 500 m³/h 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 (la rotation dépend de la fréquence du réseau dans le cas de moteur synchrone). 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 de coupure d'alimentation électrique de la pompe donnant ainsi le délai nécessaire à la chute des absorbants pour interrompre la réaction en chaîne. En cas d'arrêt total des pompes primaires, la circulation de l'eau est assurée par la différence de température (et donc de masse volumique) entre la branche chaude, réchauffée par le cœur et la branche froide, refroidie par les générateur de vapeur. Ce fonctionnement en thermosiphon permet de garantir le refroidissement du cœur en cas de défaillance de toutes les pompes primaires.

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.

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.

Le pressuriseur constitue le vase d'expansion du circuit primaire, qui compense l’expansion de l’eau due à sa dilatation thermique, et assure la maîtrise de la pression de 155 bar dans le circuit primaire[3]. La température de l'eau dans le pressuriseur est maintenue à 345,80 °C grâce à une série de cannes chauffantes électriques implantées en partie basse (à l'image des chauffe-eau ordinaires). Il est connecté à une boucle chaude du circuit primaire. Il porte aussi les soupapes de sûreté du circuit primaire.

Un REP est équipé de nombreux 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 trois lettres. Ils sont présentés par catégories ci-après.

• Décharge de vapeur au condenseur en bypass 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 à l'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 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 (événement 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.

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 ;
• dégazage de l'eau et saturation en hydrogène afin de limiter la corrosion par l'oxygène ;
• alimentation de secours des joints des pompes primaires ;
• contrôle de la pression du circuit primaire lorsque celui-ci est à l'état monophasique (pas de matelas de vapeur dans le pressuriseur).

• Circuit d'injection d'eau de sécurité (RIS), ligne traversant le confinement et aboutissant dans les boucles avec en série depuis les boucles ;
  • Un ou plusieurs accumulateurs d'eau sous pression de gaz capable d'injecter un fort débit d'eau de façon passive (généralement un sur chaque boucle du circuit primaire).
  • Une ou plusieurs pompes d'injection haute pression (généralement deux pompes redondantes ayant une alimentation électrique différente)
  • Une pompe d'injection d'eau basse pression capable de faire 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-pompe 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 aux condenseurs ainsi que le circuit RRA étant rendus indisponibles à la suite de l'inondation partielle de la tranche, l'extraction de la puissance résiduelle du cœur a reposé sur ce circuit qui a correctement fonctionné.

Différents niveaux et modes de redondance 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 nombres de boucles (les lignes de sécurité refoulent en effet dans la branche froide à l'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 cas, 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 reposant sur :

• le retour d'expérience des conceptions antérieures ;
• le respect de certaines règles de l'art ou administratives existantes (ex. : celles existant de longue date 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) ;
• l'application de règles simples de redondance basées sur une analyse à simple défaillance[Note 7] 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 8] vis-à-vis des « événements initiateurs » susceptibles de conduire par une cascade événementielle, 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, événement aggravant dans le cours du scénario, défaillance unique d'un système actif en attente ou en fonctionnement requis.

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 9] 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 pressuriseur 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.L'état du fluide de refroidissement se rapproche de celui qui correspond aux conditions ambiantes de pression et de température[4] et se caractérise également par l'avalement de la bulle de vapeur au pressuriseur ;
• 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 10] ;
  • au cours du réchauffage l’excédent d'eau du circuit primaire est extrait d'une part pour créer la bulle au pressuriseur et pour compenser la dilatation[Note 11]. 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

Les caractéristiques comparatives des quatre types de réacteurs exploités en France sont données dans le tableau ci-après[5].

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.

Accolé au bâtiment réacteur, le bâtiment combustible 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 2 500 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.

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, etc.) 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, etc.).

On trouve aussi dans ce bâtiment des systèmes de sauvegarde utilisés en cas d’incident ou d’accident (pour les tranches 900 MW).

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

Schéma simplifié de la distribution électrique.

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

Ce bâtiment abrite 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 (1 300 MWe) et N4 (1 450 MWe), il y a un bâtiment par tranche.

La salle des machines comporte l'ensemble du circuit secondaire de la tranche (la turbine, le condenseur, les réchauffeurs, les pompes, etc.), ainsi que ses auxiliaires (graissage turbine, etc.).

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).

Ce bâtiment n'existe que pour les paliers 1 300 MWe (P4 et P'4) et 1 450 MWe (N4). Les circuits de sauvegarde utilisés en cas d'accident y sont situés (RIS, EAS et ASG). Ce bâtiment est positionné sous le BL. Il comporte des parties en zone contrôlée et des parties hors zone contrôlée

Le 28 mars 1979, lors de l'accident nucléaire de Three Mile Island (États-Unis), une suite d’incidents a provoqué la fusion partielle du cœur du réacteur n^o 2, entraînant le relâchement dans l'environnement d'une faible quantité de radioactivité[7]. L'accident a été classé au niveau 5 de l'échelle INES.

En mars 2002, l’exploitant du réacteur de la centrale nucléaire de Davis-Besse (États-Unis) a découvert, lors d'un contrôle effectué pendant un arrêt du réacteur, que l'acide borique présent dans le circuit primaire du réacteur avait dissous localement la quasi-totalité de l'épaisseur des traversées du couvercle de la cuve[8]. Une brèche aurait pu inonder l'enceinte du réacteur avec de l'eau radioactive, endommager les équipements et éventuellement causer des dommages au combustible (fusion partielle) par perte de réfrigération. Cet incident a été classé comme 5^e plus dangereux par la NRC, qui l'a également classé au niveau 3 de l'échelle INES[9]. Après des réparations et des améliorations qui ont coûté 600 millions $, le réacteur a pu redémarrer en 2004. FirstEnergy a payé une amende de 5 millions $ à la NRC en 2005[10]. L'entreprise a aussi été condamnée à payer une seconde amende de 28 millions $ par le Département de la Justice des États-Unis[11].

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