Réacteur à eau sous pression

Structure d'une centrale nucléaire avec réacteur à eau sous pression, visible le circuit primaire (rouge dans l' enceinte ), le circuit secondaire dans la salle des machines et le circuit tertiaire vers la rivière et la tour de refroidissement

Le réacteur à eau sous pression ( REP ) est un type de réacteur nucléaire qui utilise l'eau comme modérateur et caloporteur. Contrairement au réacteur à eau bouillante , la pression de fonctionnement de l'eau est choisie si élevée qu'elle ne bout pas à la température de fonctionnement prévue. ^[1] Les crayons combustibles sont donc uniformément mouillés, la répartition de la chaleur à leur surface est équilibrée et la phase vapeuravec son effet corrosif spécial est éliminé. La répartition uniforme de la chaleur se traduit par un comportement de régulation en douceur avec une bonne utilisation de l'énergie libérée.

L' eau chauffée dans le cœur du réacteur ( circuit primaire ) cède sa chaleur dans un générateur de vapeur à un circuit eau-vapeur séparé, le circuit secondaire . Le circuit secondaire est exempt de radioactivité provenant des produits d'abrasion et de corrosion, qui par ex. B. l'entretien de la turbine à vapeur beaucoup plus facile.

L'eau légère (H ₂ O) est généralement utilisée comme fluide de refroidissement des crayons combustibles , c'est-à-dire comme fluide de transport de l'énergie calorifique obtenue. Ces réacteurs appartiennent donc aux réacteurs à eau légère . Selon l' Agence internationale de l'énergie atomique , il existe environ 279 de ces réacteurs dans le monde (en 2015). ^[2] L'utilisation d' eau lourde (D ₂ O) est également possible, mais n'est utilisée que dans environ 10 % de tous les réacteurs dans le monde (voir réacteur à eau lourde). Dans l'ensemble, les réacteurs à eau sous pression sont le type de réacteur le plus répandu dans le monde ; ils représentent 68 % de toute la production d'énergie nucléaire. ^[2]

histoire

L'inventeur du réacteur à eau sous pression (en abrégé PWR) était Alvin Weinberg au début des années 1950. Le premier réacteur à eau sous pression exploité de manière semi-commerciale était situé dans la centrale nucléaire de Shippingport aux États-Unis. Il a commencé ses opérations en 1957. Le développement était basé sur des travaux préliminaires de la marine américaine pour la propulsion des navires.

description technique

circuit primaire

Cuve de réacteur avec le cœur indiqué d'un REP

Une quantité variable d' acide borique est ajoutée à l'eau de refroidissement . Le bore est un absorbeur de neutrons efficace ; la concentration en acide borique permet donc de réguler lentement la puissance du réacteur ^[3] et de l'adapter à la combustion progressive du combustible. Les barres de commande permettent une régulation rapide de la puissance et un réglage de la charge . La stabilisation automatique de la puissance résulte de la dépendance physique de la réactivité à la température du combustible et du caloporteur, car une élévation de température dans le réacteur signifie :

• augmentation de la température du combustible : Cela augmente la tendance de l'isotope 238 de l'uranium, qui n'est pas fissile par les neutrons thermiques , à absorber ces neutrons (voir coefficient Doppler ).
• Augmentation de la température du caloporteur, diminution de la densité : cela réduit l'effet de modération du caloporteur de sorte que moins de neutrons thermiques sont disponibles pour la fission des noyaux d'uranium 235.

Ces effets réduisent la réactivité et donc les performances du réacteur.

Dans le circuit primaire, le fluide caloporteur traverse le cœur du réacteur sous une pression accrue pouvant atteindre 160 bar , où il absorbe la chaleur générée par la fission nucléaire et chauffe jusqu'à 330 °C. ^[4] De là, il s'écoule dans les générateurs de vapeur, qui sont conçus comme des échangeurs de chaleur à faisceau tubulaire . Une fois la chaleur transférée, le liquide de refroidissement est renvoyé dans le cœur du réacteur par des pompes centrifuges . Cela a l'avantage par rapport au réacteur à eau bouillante que le liquide de refroidissement, qui est toujours quelque peu contaminé par la radioactivité, se trouve toujours à l'intérieur de l' enceinte . Sont donc dans la salle des machinesaucune mesure de radioprotection nécessaire.

Afin d'obtenir une répartition radiale de température la plus homogène possible, les éléments combustibles sont initialement chargés avec un taux d'enrichissement croissant de l'intérieur vers l'extérieur. Après la fin du premier cycle du combustible (environ 1 an), seul le tiers extérieur de l'inventaire est remplacé par de nouveaux éléments combustibles, qui sont déplacés de l'extérieur vers l'intérieur au cours des cycles suivants. En plus de cet objectif de répartition uniforme de la densité de puissance radiale, d'autres charges du cœur peuvent soit augmenter la combustion des éléments combustibles, soit obtenir un flux de neutrons plus faible près de la paroi de la cuve sous pression du réacteur.

circuit secondaire

L'eau du circuit secondaire est sous une pression d'environ 70 bars, c'est pourquoi elle ne s'évapore au niveau des tuyaux de chauffage du générateur de vapeur qu'à 280 °C. Dans un bloc de centrale nucléaire d'une puissance électrique habituelle de 1400 MW en Allemagne, la quantité de vapeur résultante pour tous les générateurs de vapeur ensemble est d'environ 7000 tonnes par heure. La vapeur d'eau est canalisée dans une turbine à vapeur , qui génère de l'électricité via le générateur connecté . La vapeur est ensuite condensée dans un condenseur et renvoyée aux générateurs de vapeur sous forme d'eau avec la pompe d'alimentation .

Le condenseur, à son tour, est refroidi avec de l'eau de refroidissement, généralement d'une rivière. En fonction de la température initiale et du débit d'eau de la rivière, cette eau de refroidissement doit être refroidie à nouveau avant d'être renvoyée dans la rivière. A cet effet, une partie de l'eau de refroidissement est évaporée dans une tour de refroidissement. Dans certaines conditions météorologiques, cela crée des nuages ​​blancs au-dessus des tours de refroidissement .

Les réacteurs à eau sous pression ont un rendement de 32 à 36 % (si l'on inclut l'enrichissement d'uranium ), ce qui est très similaire à un réacteur à eau bouillante de type NPP. L'efficacité pourrait être augmentée de quelques points de pourcentage si la température de la vapeur pouvait être portée à plus de 500 °C, comme dans les centrales électriques au charbon . La température maximale du caloporteur primaire est limitée à des températures inférieures au point critique en raison du principe de l'ébullition surfondue , et donc de telles températures de vapeur vive ne peuvent pas être atteintes dans un réacteur à eau sous pression conventionnel.

Les types de réacteurs à eau sous pression comprennent le Konvoi construit par Siemens en Allemagne dans les années 1980 , le N4 construit par Framatome en France et le VVER soviétique . Areva NP construit actuellement un réacteur européen à eau sous pression (EPR) à Olkiluoto ( Finlande ) , un développement ultérieur du convoi et des réacteurs nucléaires N4 .

Les réacteurs à eau sous pression ont déjà un long développement technique derrière eux. Ce type de réacteur a été initialement construit en grand nombre pour alimenter des navires de guerre tels que la classe Nimitz . La première application à des fins pacifiques fut la centrale nucléaire de Shippingport , aux États-Unis, achevée en 1957 avec une capacité de 68 MW.

conteneur de sécurité

La cuve sous pression d'un réacteur à eau sous pression est entourée d'une ou plusieurs cuves de sécurité imbriquées (confinements). Les conteneurs de sécurité n'ont aucune fonction opérationnelle, mais servent à isoler différentes zones opérationnelles les unes des autres et vis-à-vis de l'extérieur.

Dans le cas des conditions normales ou particulières d'exploitation considérées à la conception (voir accident de dimensionnement ), l'enceinte de confinement limite l'échappement des vapeurs radioactives ou des gaz radioactifs aux quantités les plus faibles possibles. L'enceinte de confinement externe doit empêcher les influences externes sur le réacteur. Les enceintes sont conçues selon des modèles théoriques pour les conditions de fonctionnement respectives. Chaque confinement est dimensionné pour une pression maximale spécifique de l'intérieur et pour un impact maximal spécifique (charge d'impulsion) de l'extérieur.

Les centrales nucléaires plus anciennes n'avaient qu'un bâtiment d'exploitation qui empêche la centrale d'être affectée par les intempéries, mais n'offre aucun joint contre la fuite de vapeur, aucune protection contre l'augmentation explosive de la pression ou contre l'impact des missiles. De telles usines ne sont plus en activité en Europe occidentale aujourd'hui (2016).

charge après opération

La capacité à fonctionner sous charge était un critère de conception déterminant pour la plupart des centrales nucléaires allemandes (NPP). Pour cette raison, la surveillance du cœur et le contrôle des réacteurs ont été conçus lorsque les réacteurs ont été conçus de manière à ce qu'aucune mise à niveau ultérieure des systèmes pour le fonctionnement en suivi de charge ne soit nécessaire. ^{[5] [6] [7]} Lorsqu'on lui a demandé, le gouvernement de l'État bavarois a répondu que toutes les centrales nucléaires bavaroises sont conçues pour un fonctionnement en suivi de charge. ^[8] Les REP allemands qui ont été (ou sont) pilotés en mode de suivi de charge sont par ex. B. : Emsland , ^{[9] [10]} Grafenrheinfeld , ^[8] et Isar 2 . ^{[8] [11] [12]}

Pour les REP allemands, 20, ^[7] 45 ^[9] ou 50 ^{[6] [8]}  % de la puissance nominale sont spécifiés comme puissance minimale, et 3,8 à 5,2 ^[13] ou 10 ^[7]  % de la puissance nominale par minute sont donnés comme le gradient de puissance . En cas d'augmentations et de diminutions de puissance, des variations de charge de 50% de la puissance nominale sont possibles dans un délai maximum d'un quart d'heure. Une capacité de suivi de charge encore plus élevée existe au-dessus de 80 % de la puissance nominale avec des gradients de puissance allant jusqu'à 10 % de la puissance nominale par minute. ^[sept]

Les gradients de puissance suivants ont été spécifiés dans le manuel d'exploitation de la centrale nucléaire Isar 2 : 2 % par minute pour les variations de puissance dans la plage de 20 à 100 % de la puissance nominale, 5 % par minute dans la plage de 50 à 100 % de la puissance nominale et 10 % par minute dans la plage de 80 à 100 % de la puissance nominale. ^[12]

La puissance des REP est régulée par l'extension et la rétraction des barres de commande . A cet effet, le REP dispose de deux types de barres de commande : des barres de commande, qui servent à la régulation de puissance ( D-bank ) et des barres de commande, qui restent toujours dans la position la plus haute possible dans le cœur pendant le fonctionnement en puissance et servent ainsi de réserve de coupure ( Banque L ). Pour une augmentation de puissance, le gradient de puissance est limité, entre autres, par la densité de puissance admissible dans le cœur du réacteur. Une réduction de puissance est possible à pratiquement n'importe quelle vitesse souhaitée. ^[6]

Dans le PWR, les barres de commande sont insérées dans le cœur du réacteur par le haut, tandis que dans le réacteur à eau bouillante, cela se fait par le bas. Ils sont maintenus électromagnétiquement dans une position au-dessus du cœur du réacteur. En cas de crise du réacteur , les barres de commande du REP tombent dans le cœur par gravité. ^[14]

Le comportement du cœur du réacteur lors des changements de charge est influencé par divers facteurs tels que par ex. B. la température du carburant, la température du liquide de refroidissement, la densité du liquide de refroidissement, la concentration de xénon ¹³⁵ (voir empoisonnement au xénon ) et d'autres paramètres sont déterminés. ^[12]

Avantages et inconvénients

L'énumération des avantages et des inconvénients se fait principalement par rapport à d'autres types de réacteurs (pas en principe par rapport aux alternatives à la fission nucléaire en tant que telle) et met l'accent sur les aspects technologiques fondamentaux, et non sur les aspects basés sur des décisions de conception pour certaines lignes de construction de réacteurs.

avantages

• L'eau est un liquide de refroidissement clair, non toxique, chimiquement inerte et liquide à température ambiante. Cela facilite l'entretien et l'inspection
• Les réacteurs à eau sous pression sont le type de construction le plus courant, ce qui signifie qu'un nombre relativement important de fournisseurs de nouvelles installations et pièces sont disponibles dans le monde entier.
• Le circuit de refroidissement primaire n'est jamais en contact direct avec la turbine, faisant de la turbine un composant "non nucléaire" et simplifiant grandement sa maintenance ou son remplacement
• Le coefficient de vide de vapeur est fortement négatif - si l'eau de refroidissement se transforme en vapeur dans le circuit primaire, les performances chutent immédiatement fortement pour des raisons physiques
• Le cœur du réacteur est très compact, ce qui fait des REP la conception préférée des navires et sous-marins à propulsion nucléaire
• Malgré sa transparence à la lumière visible, l'eau est relativement efficace pour bloquer les rayons gamma et le bremsstrahlung , qui est produit par les particules bêta. L'effet du rayonnement neutronique est également réduit par l'eau, puisque les neutrons rapides sont modérés
• Le taux de combustion pouvant être atteint avec un combustible faiblement enrichi est relativement élevé, de sorte qu'un remplacement d'un quart à un tiers des assemblages combustibles n'est généralement nécessaire que tous les 18 à 24 mois. Ceci est généralement combiné avec la maintenance et l'inspection, qui nécessitent dans tous les cas l'arrêt des opérations. Dans les REP modernes, des facteurs de capacité de 90 % et plus peuvent donc être atteints
• Plusieurs centaines de réacteurs de cette conception de base sont en service depuis des décennies, ce qui fournit d'immenses quantités de données sur les propriétés et le comportement de ces réacteurs dans de nombreux scénarios imaginables - avec des réacteurs moins courants, il n'y a pas une telle richesse d'expérience de fonctionnement réel
• Sous l'influence du rayonnement neutronique, des « produits d'activation » peuvent se former lorsqu'un nucléide non radioactif devient un nucléide radioactif par capture d'un neutron . L'eau "produit" peu de produits de captage radioactifs, à la fois en raison des faibles sections efficaces de captation et du fait qu'elle est majoritairement constituée d'isotopes, qui restent des isotopes stables même après absorption d'un neutron. De plus, le tritium et l'oxygène-18 ont une durée de vie relativement courte.

Désavantages

• L'eau lourde est nécessaire pour fonctionner comme un réacteur à uranium naturel , dont la production est coûteuse et énergivore. Par conséquent, l'enrichissement de l'uranium est généralement nécessaire, ce qui est coûteux et énergivore
• La pression de fonctionnement est plus élevée que dans tous les autres types de réacteurs construits jusqu'à présent. Seuls les réacteurs à eau supercritique comme caloporteur, qui n'existaient auparavant qu'en tant que concept, devraient atteindre une pression plus élevée. La pression de fonctionnement des REP est supérieure à la pression critique du dioxyde de carbone, qui peut également être utilisé comme caloporteur/modérateur. Les pressions élevées imposent des exigences élevées au matériau et constituent un danger potentiel en cas d'accident.
• La température de fonctionnement ne peut pas être supérieure à la température critique de l'eau. Physiquement, cela limite inévitablement l' efficacité Carnot réalisable et la température de toute chaleur de procédé extraite . Bien que le réacteur à eau bouillante fonctionne encore moins bien sur ce point, les réacteurs refroidis au gaz et les réacteurs à sels fondus atteignent généralement des températures de fonctionnement nettement plus élevées.
• Bien qu'une fermeture partielle du cycle du combustible par retraitement et production d' éléments combustibles MOX soit à la pointe de la technologie, une grande partie de l'énergie contenue dans l'uranium 238 (plus de 99 % de la masse d'uranium naturel) n'est pas utilisée dans ce cas soit, puisque le retraitement multiple est dû à l'augmentation de la proportion d'isotopes non fissiles du plutonium n'est pas illimitée.
• La quantité d'eau dans le circuit de refroidissement primaire n'est pas suffisante pour dissiper la chaleur résiduelle sans pompes ou similaires. Dans le pire des cas, cela peut entraîner une fusion du cœur des heures ou des jours après la panne de l'alimentation . Les conceptions modernes telles que l' EPR résolvent ce problème avec un soi-disant «récupérateur de cœur», qui est destiné à réduire considérablement les effets d'une éventuelle fusion du cœur.

Littérature

• A. Ziegler, H.-J. Allelein (éd.): Technologie des réacteurs: bases physico-techniques . 2e édition, Springer-Vieweg, Berlin, Heidelberg 2013, ISBN 978-3-642-33845-8 .
• Dieter Smidt : Technologie des réacteurs . 2 volumes, Karlsruhe 1976, ISBN 3-7650-2018-4
• Günter Kessler : Énergie de fission nucléaire durable et sûre. Technologie et sûreté des réacteurs nucléaires rapides et thermiques . Springer 2012, ISBN 978-3-642-11989-7
• Richard Zahoransky: Systèmes de technologie énergétique pour la conversion de l'énergie Connaissances compactes pour l'étude et le travail avec 44 tableaux , 5e, révisé. et ext. Édition, Vieweg Teubner, Wiesbaden 2010, ISBN 978-3-8348-1207-0 .

Voir également

• Liste des centrales nucléaires
• REP

liens web

Commons : Schémas de principe des réacteurs à eau sous pression  - collection d'images, de vidéos et de fichiers audio

Wiktionnaire : Réacteur à eau sous pression  – explications du sens, origine des mots, synonymes, traductions

les détails

1. ↑ Le diagramme de phase de l'eau est représenté dans la partie inférieure de la figure suivante, à partir de laquelle la pression d'ébullition beaucoup plus faible associée à la température de fonctionnement résulte de la ligne entre le point triple et le point critique . Voir diagrammes de phase.svg . La différence entre les réacteurs à eau sous pression et à eau bouillante donne un exemple de ce que l'on appelle la règle des phases de Gibbs : Dans le réacteur à eau sous pression, le nombre de degrés de liberté est f=2; La pression de fonctionnement et la température de fonctionnement peuvent être réglées indépendamment l'une de l'autre et se situent entièrement dans la plage de liquide du diagramme de phases. D'autre part, dans le réacteur à eau bouillante, la pression d'ébullition et la température d'ébullition sont mutuellement fixées, et l'opération se déplace exactement sur la ligne de démarcation entre les phases liquide et vapeur indiquée ci-dessus. Dans ce cas f=1 .
2. ↑ ^{a b} Statistiques de l'AIEA sur les réacteurs dans le monde , récupérées le 10. 2015 (en anglais)
3. ↑ ENSI Description du fonctionnement des différents réacteurs nucléaires. (PDF; 21 ko) p.6 , archivé de l' original le 14/07/2011 ; récupéré le 22 décembre 2013 . 
4. ↑ Réacteurs à eau légère. Récupéré le 7 juillet 2011 .  Informations de la Société nucléaire autrichienne
5. ↑ Focus marché de l'énergie - énergie nucléaire - tirage spécial édition annuelle 2010. (PDF ; 2,1 Mo ; p. 10) BWK DAS ENERGIE-FACHMAGAZIN, mai 2010, récupéré le 27 mai 2015 .  
6. ↑ ^{a b c} Holger Ludwig, Tatiana Salnikova et Ulrich Waas : Capacités du cycle de charge des centrales nucléaires allemandes. (PDF 2,4 Mo pp. 2-3) International Journal of Nuclear Energy, atw volume 55 (2010), numéro 8/9 août/septembre, archivé de l' original le 10 juillet 2015 ; récupéré le 26 octobre 2014 . 
7. ↑ ^{a b c d} Matthias Hundt, Rüdiger Barth, Ninghong Sun, Steffen Wissel, Alfred Voß : Compatibilité des énergies renouvelables et de l'énergie nucléaire dans le portefeuille de production - aspects techniques et économiques. (PDF 291 Ko, p. 3(iii), 10) Université de Stuttgart - Institute for Energy Economics and Rational Energy Use, octobre 2009, consulté le 23 juillet 2015 .  
8. ↑ ^{a b c d} Question écrite du député Ludwig Wörner SPD du 16/07/2013 - contrôlabilité des centrales nucléaires bavaroises. (PDF ; 15,1 Ko) www.ludwig-woerner.de, 16 juillet 2013, archivé de l' original le 24 mai 2016 ; récupéré le 27 mai 2015 .  
9. ↑ ^{a b} énergie nucléaire. RWE , récupéré le 27 mai 2015 .  
10. ↑ Une grande flexibilité fait de la centrale nucléaire d'Emsland un partenaire fiable pour les énergies renouvelables. RWE, 15 août 2014, récupéré le 28 mai 2015 .  
11. ↑ Centrale nucléaire Isar 2 pour la 10e fois de classe mondiale. E.ON , 5 mai 2014, archivé de l' original le 24 septembre 2015 ; récupéré le 27 juillet 2015 .  
12. ↑ ^{a b c} CHARGE APRÈS EXPLOITATION ET RÉGULATION PRIMAIRE – EXPÉRIENCES AVEC LE COMPORTEMENT DU RÉACTEUR – Centrale Nucléaire Isar. (PDF ; 743 Ko ; p. 1, 7–8) E.ON, consulté le 5 août 2015 .  
13. ↑ M. Hundt, R. Barth, N. Sun, S. Wissel, A. Voß : L'allongement de la durée de vie des centrales nucléaires freine-t-il l'expansion des énergies renouvelables ? (PDF 1,8 Mo, p. 25) Université de Stuttgart - Institute for Energy Economics and Rational Energy Use, 16 février 2010, archivé de l' original le 23 septembre 2015 ; Consulté le 23 juillet 2015 .  
14. ↑ Réacteur à eau sous pression (REP). GRS , récupéré le 3 août 2015 .