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1 Plan I- Introduction :.......................................................

1 Plan I- Introduction :.................................................................................................2 II- Réacteur à eau pressurisée :.......................................................................2 1. Specifications techniques de base :...........................................................2 - Nature du combustible utilisé:....................................................................2 - Nature du fluide caloporteur utilisé...........................................................3 - Nature du moderateur utilisé:.....................................................................3 - La façon de recharger le réacteur en combustible..................................3 2. Les spécifications techniques complémentaires :...................................3 - La puissance thermique MWth et électrique MWe....................................3 - Le rendement.................................................................................................3 - Les caractéristiques du CŒUR (nombre d’assemblages, nombre de crayons par assemblage …)...............................................................................4 - Température d’entré et de sortie du fluide caloporteur dans la cuve du réacteur au niveau du circuit primaire, la pression dans le circuit primaire.................................................................................................................5 - Température d’entré de l’eau dans le générateur de vapeur et la température de sortie de la vapeur dans le circuit secondaire...................5 - La durée de vie du réacteur.........................................................................5 - Cout moyen du KWHe (en euro / KWHe).....................................................5 - Les barrières de sureté................................................................................5 3. Le schéma de la centrale du réacteur PWR :............................................8 4. Ses avantages et ses inconvénients..........................................................9 III- Le cycle du combustible nucléaire : aspects techniques et économique :......................................................................................................10 IV- La gestion des déchets nucléaires issus des centrales nucléaires : traitement et stockage :...................................................................................14 Conclusion :........................................................................................................15 Badri Wael & Kthiri Zina 2 I- Introduction : Le nucléaire constitue une source d’énergie pour le secteur civil, largement utilisée surtout en France dans la production d’électricité. Cette utilisation s’est développée après les chocs pétroliers, parallèlement à un programme d’économies d’énergie. Elle a ainsi permis de réduire la dépendance aux hydrocarbures, améliorant la sécurité d’approvisionnement, tout en assurant un prix de production de l’électricité compétitif et peu sujet à fluctuations. Des recherches sont en cours pour développer les réacteurs nucléaires du futur, notamment pour tirer au mieux profit des ressources minérales, afin d’assurer une pérennité de la disponibilité de cette source d’énergie et d’assurer une sécurité d’approvisionnement. Les recherches visent également à réduire la radiotoxicité et la quantité des déchets produits. Dans ce cas on distingue plusieurs types de réacteurs. Parmi lesquels on cite : -les réacteurs à eau sous pression PWR(EPR) (2eme et 3eme génération) -les réacteurs à eau lourde pressurisée PHWR (surtout CANDU) -les réacteurs à eau bouillante BWR (bouling water reactor) -les réacteurs avancés refroidis au gaz AGR (advanced gaz reactor) -les réacteurs à haute température HTR (hight temperature reactor) -les réacteurs à neutrons rapides FBR (fast breeder reactor) Dans notre projet on s’intéresse au réacteur nucléaire à eau sous pression PWR(EPR) (2eme génération) II- Réacteur à eau pressurisée : 1. Specifications techniques de base : - Nature du combustible utilisé: Dans cette centrale nucléaire le combustible utilisé c’est l’uranium. L’uranium 235 est beaucoup moins abondant à l’état naturel que l’uranium 238. Les PWR nucléaires utilisent comme combustible un uranium enrichi Badri Wael & Kthiri Zina 3 entre 3 et 5 % en uranium 235.Les deux procédés d’enrichissement actuellement exploités à l’échelle industrielle sont la diffusion gazeuse et la centrifugation. - Nature du fluide caloporteur utilisé *L’eau joue le double rôle de modérateur (ralentisseur de neutrons) et de caloporteur (transporteur de chaleur). - Nature du moderateur utilisé: Le modérateur et le réfrigérant utilisé peut être de l'eau ou de graphite. - La façon de recharger le réacteur en combustible T ous les ans on change un 1/3 du combustible qui est usé. Pour le décharger on retire un à un les assemblages de la cuve du réacteur .La machine de manutention du bâtiment réacteur relève à la verticale les assemblages. T oute cette opération doit se dérouler lorsque le réacteur est en arrêt et sous l’eau car pour protéger les hommes contre les émissions radioactives il faut en effet une protection de 8 mètres d’eau. Ensuite les assemblages sont dirigés vers la piscine de désactivation. Ils y restent une période d’un an minimum pendant lequel ils perdront une partie de leurs activités. 2. Les spécifications techniques complémentaires : Par classification de puissance électrique on distingue plusieurs types de réacteur parmi lesquels on cite : Les réacteurs de puissance électrique MWe = 900 MWe Les réacteurs de puissance électrique MWe = 1300 MWe Les réacteurs de puissance électrique MWe = 1450 MWe Dans notre projet on s’intéresse au réacteur nucléaire de puissance électrique 900 MWe - La puissance thermique MWth et électrique MWe Badri Wael & Kthiri Zina 4 La puissance thermique pour un réacteur de puissance électrique MWe=900 MWe est égale à MWth= 2750 MWth - Le rendement Le rendement de ce réacteur est compris entre 31,6 et 33,1 %. - Les caractéristiques du CŒUR (nombre d’assemblages, nombre de crayons par assemblage …) Les assemblages de combustible constituent le cœur du réacteur, l’endroit où se déroule la fission nucléaire qui produit l'énergie. Un assemblage de combustible peut contenir de 200 à 500 kg de matière fissile, en fonction du type d'assemblage. Il est constitué de crayons contenant cette matière fissile et d'un cadre métallique, le "squelette", généralement fabriqué en alliage de zirconium, composé de tubes-guide, de grilles de maintien et d'embouts d'extrémité. Badri Wael & Kthiri Zina 5 Le chargement d’un réacteur nucléaire PER de 900 mégawatts nécessite 157 assemblages contenant en tout 11 millions de pastilles. Chaque assemblage contient 264 crayons. - Température d’entré et de sortie du fluide caloporteur dans la cuve du réacteur au niveau du circuit primaire, la pression dans le circuit primaire La température d’entré de l’eau dans la cuve du réacteur est égale à 289 °C alors que la température de sortie est égale à 323 °C. La pression de l’eau du circuit primaire est maintenue à 155 bars, ce qui correspond à une température de saturation de 345°C. Ainsi, grâce à cette marge de sécurité, même à la puissance maximale, l’ébullition en masse dans le cœur du réacteur est évitée. Le maintien de la pression à la valeur choisie est réalisé par le pressuriseur branché sur l’une des boucles de refroidissement, dans lequel l’eau primaire est en équilibre de pression avec sa vapeur. - Température d’entré de l’eau dans le générateur de vapeur et la température de sortie de la vapeur dans le circuit secondaire L’eau entre dans le générateur de vapeur à une température égale à 238 °C à pression égale à 71 bars. Le générateur de vapeur transforme l’eau en vapeur de température égale à 273 °C sous haute pression pour alimenter les turbines (HP, MP et BP) qui font tourner l’alternateur. - La durée de vie du réacteur La durée de vie du réacteur se diffère d’un réacteur à un autre. Le réacteur à eau pressurisée (PER) est un réacteur de 2eme génération (1970-2000) sa durée de vie est de 40 ans minimum. - Cout moyen du KWHe (en euro / KWHe) Le cout de production de l’électricité nucléaire augmente de 49,6 euro /MWHe en 2010 jusqu’à 59,8 euro /MWHe en 2013. - Les barrières de sureté Badri Wael & Kthiri Zina 6 La sureté nucléaire est l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation relatives à la conception, la construction, le fonctionnement, l’arrêt et le démantèlement des installations nucléaires de base, ainsi qu’au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets. T ous les mesures sont prises pour éviter que des accidents, y compris le plus graves (la fusion du cœur), puissent se produire. Cependant, on considère qu’ils peuvent arriver. On met donc en place les dispositions propres à affronter de telles situations. Ces dispositions répondent au principe de la défense en profondeur. a- La défense en profondeur : Elle se décompose en 5 niveaux de défense indépendants les uns des autres : - 1er niveau : vise à éviter les anomalies de fonctionnement et la défaillance des systèmes. - 2eme niveau : vise à maintenir l’installation dans un fonctionnement autorisé ou à l’y ramener s’il y a défaillance des dispositifs du précédent niveau. - 3eme niveau : vise à la maîtrise des accidents en supposant une défaillance des deux précédents niveaux conduisant à des défauts graves de l’installation. Des systèmes n’ayant aucun rôle dans le fonctionnement normal, se déclenchant automatiquement, ont été prévus pour éviter la fusion du cœur du réacteur. - 4eme niveau : suppose que, malgré tout, il y a fusion du cœur, sont donc mises en place les dispositions nécessaires pour limiter les rejets de gaz et d’effluents radioactifs à l’extérieur. Le maintien de l’intégrité de l’enceinte du réacteur relève de ces dispositions. - 5eme niveau : comporte les mesures prises pour limiter les conséquences pour la population et l’environnement en cas de rejets importants. Les plans d’urgence (PPI – plan particulier d’intervention) relèvent de ce niveau. b- Les barrières de confinement : Une des applications du principe de défense en profondeur consiste à interposer entre les produits hautement radioactifs contenus dans le cœur du Badri Wael & Kthiri Zina 7 réacteur et l’extérieur, un certain nombre de barrières indépendantes les unes des autres. Dans les réacteurs français de type REP, ces barrières sont les suivantes : - 1ere barrière est la gaine du combustible, tube métallique étanche, dans lequel sont empilées les pastilles de combustible (Oxyde d’Uranium légèrement enrichi ou Oxyde d’Uranium plus Oxyde de Plutonium) - uploads/Industriel/ reacteur-pwr-copy-enregistre-automatiquement 1 .pdf