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La chaudière des réacteurs à eau sous pression INSTITUT NATIONAL DES SCIENCES E

La chaudière des réacteurs à eau sous pression INSTITUT NATIONAL DES SCIENCES ET TECHNIQUES NUCLÉAIRES Pierre COPPOLANI, Nathalie HASSENBOEHLER, Jacques JOSEPH, Jean-François PETETROT, Jean-Pierre PY, Jean-Sébastien ZAMPA La chaudière des réacteurs à eau sous pression GÉNIE ATOMIQUE La chaudière des réacteurs à eau sous pression Pierre Coppolani, Nathalie Hassenboehler, Jacques Joseph, Jean-François Petetrot, Jean-Pierre Py, Jean-Sébastien Zampa 17, avenue du Hoggar Parc d’activités de Courtabœuf, BP 112 91944 Les Ulis Cedex A, France Illustration de couverture : Photo de gauche : départ d’un générateur de vapeur de 900 Mwe de l’usine Framatome ANP de Chalon. © Quatrain René, Framatome ANP. Photo de droite : représentation du réacteur EPR. © Image et process pour Framatome ANP. ISBN : 2-86883- 741-7 Tous droits de traduction, d'adaptation et de reproduction par tous procédés, réservés pour tous pays. La loi du 11 mars 1957 n'autorisant, aux termes des alinéas 2 et 3 de l'article 41, d'une part, que les « copies ou reproductions strictement réservées à l'usage privé du copiste et non destinées à une utilisation collective », et d'autre part, que les analyses et les courtes citations dans un but d'exemple et d'illustration, « toute représentation intégrale, ou partielle, faite sans le consentement de l'auteur ou de ses ayants droit ou ayants cause est illicite » (alinéa 1er de l'article 40). Cette représentation ou reproduction, par quelque procédé que ce soit, constituerait donc une contrefaçon sanctionnée par les articles 425 et suivants du code pénal. © EDP Sciences 2004 Introduction à la collection « Génie Atomique » Au sein du Commissariat à l’énergie atomique (CEA), l’Institut national des sciences et techniques nucléaires (INSTN) est un établissement d’enseignement supérieur sous la tutelle du ministère de l’Éducation nationale et du ministère de l’Industrie. La mission de l’INSTN est de contribuer à la diffusion des savoir-faire du CEA au travers d’enseignements spécialisés et de formations continues, tant à l’échelon national, qu’aux plans européen et international. Cette mission reste centrée sur le nucléaire, avec notamment l’organisation d’une for- mation d’ingénieur en « Génie Atomique ». Fort de l’intérêt que porte le CEA au déve- loppement de ses collaborations avec les universités et les écoles d’ingénieurs, l’INSTN a développé des liens avec des établissements d’enseignement supérieur aboutissant à l’organisation, en co-habilitation, de trente-huit enseignements de 3e cycle (DEA et DESS). À ces formations s’ajoutent les enseignements des disciplines de santé : les spécialisations en médecine nucléaire et en radiopharmacie, ainsi qu’une formation destinée aux physi- ciens d’hôpitaux. La formation continue constitue un autre volet important des activités de l’INSTN, lequel s’appuie aussi sur les compétences développées au sein du CEA et chez ses partenaires industriels. Dispensé dès 1956 au CEA Saclay, où ont été bâties les premières piles expérimentales, la formation en « Génie Atomique » (GA) l’est également depuis 1976 à Cadarache où a été développée la ﬁlière des réacteurs à neutrons rapides. Depuis 1958, le GA est enseigné à l’École des applications militaires de l’énergie atomique (EAMEA) sous la responsabilité de l’INSTN. Depuis sa création, l’INSTN a diplômé plus de 4 000 ingénieurs que l’on retrouve aujourd’hui dans les grands groupes ou organismes du secteur nucléaire français : CEA, EDF, Framatome, Technicatome, Cogema, Marine nationale. De très nombreux étudiants étrangers provenant de différents pays ont également suivi cette formation. Cette spécialisation s’adresse à deux catégories d’étudiants : civils et militaires. Les étudiants civils occuperont des postes d’ingénieurs d’études ou d’exploitation dans les réacteurs nucléaires, électrogènes ou de recherches, ainsi que dans les installations du cycle du combustible. Ils pourront évoluer vers des postes d’experts dans l’analyse du risque nucléaire et de l’évaluation de son impact environnemental. La formation de certains ofﬁciers des sous-marins et porte-avions nucléaires français est dispensée par l’EAMEA. 2 Introduction à la collection « Génie Atomique » Le corps enseignant est formé par des chercheurs du CEA, des experts de l’Institut de radio- protection et de sûreté nucléaire (IRSN), des ingénieurs de l’industrie (EDF, AREVA, ...) Les principales matières sont : la physique nucléaire et la neutronique, la thermohydraulique, les matériaux nucléaires, la mécanique, la protection radiologique, l’instrumentation nucléaire, le fonctionnement et la sûreté des réacteurs à eau sous pression (REP), les ﬁlières et le cycle du combustible nucléaire. Ces enseignements dispensés sur une durée de six mois sont suivis d’un projet de ﬁn d’étude, véritable prolongement de la formation réalisé à partir d’un cas industriel concret, se déroulent dans les centres de recherches du CEA, des groupes industriels (EDF, Framatome, Technicatome, etc.) ou à l’étranger (États- Unis, Canada, Royaume-Uni, ...) La spéciﬁcité de cette formation repose sur la large place consacrée aux enseignements pratiques réalisés sur les installations de l’INSTN (réacteur Ulysse, simulateurs de REP, laboratoires de radiochimie, etc.) Aujourd’hui, en pleine maturité de l’industrie nucléaire, le diplôme d’ingénieur en « Génie Atomique » reste sans équivalent dans le système éducatif français et afﬁrme sa vocation : former des ingénieurs qui auront une vision globale et approfondie des sciences et tech- niques mises en œuvre dans chaque phase de la vie des installations nucléaires, depuis leur conception et leur construction jusqu’à leur exploitation puis leur démantèlement. L’INSTN s’est engagé à publier l’ensemble des supports de cours dans une collection d’ouvrages destinés à devenir des outils de travail pour les étudiants en formation et à faire connaître le contenu de cet enseignement dans les établissements d’enseignement supérieur français et européens. Édités par EDP Sciences, acteur particulièrement actif et compétent dans la diffusion du savoir scientiﬁque, ces ouvrages sont également destinés à dépasser le cadre de l’enseignement pour constituer des outils indispensables aux ingénieurs et techniciens du secteur industriel. Joseph Saﬁeh Responsable général du cours de Génie Atomique Partie I La production d’électricité nucléaire Chapitre 1 : La centrale nucléaire 1.1. Principe simplifié de fonctionnement ..................................................................... 15 1.1.1. Fonctionnement de la chaudière en puissance .............................................. 15 1.1.2. Fonctionnement à puissance réduite .............................................................. 17 1.1.3. États d’arrêts .................................................................................................. 17 1.1.4. Démarrage de l’installation ............................................................................ 19 1.2. Circuit secondaire eau/vapeur et production d’électricité ....................................... 19 1.2.1. Circuit vapeur ................................................................................................ 21 1.2.2. Condenseur ................................................................................................... 22 1.2.3. Circuit d’eau alimentaire ............................................................................... 22 1.2.4. Évacuation d’énergie ..................................................................................... 23 1.2.5. Circuit de réfrigération ................................................................................... 23 1.3. Architecture générale d’une centrale ..................................................................... 24 1.3.1. Bâtiments de l’îlot nucléaire .......................................................................... 24 1.3.2. Architecture générale des îlots nucléaires ...................................................... 27 1.3.3. Bâtiments de l’îlot conventionnel .................................................................. 27 1.3.4. Évolution de conception de l’enceinte de confinement .................................. 27 Chapitre 2 : Contraintes de conception et d’exploitation des centrales 2.1. Latitude de choix des principaux paramètres ......................................................... 29 2.1.1. Longueur du cycle de combustible ................................................................ 29 2.1.2. Rendement du cycle eau/vapeur .................................................................... 30 2.1.3. Taille du cœur ............................................................................................... 30 2.1.4. Pression primaire ........................................................................................... 31 2.2. Conception générale du cœur ............................................................................... 35 2.2.1. Limites physiques du cœur ............................................................................ 35 2.2.2. Modes de pilotage ......................................................................................... 37 2.3. Exigences d’exploitation venant du réseau ............................................................. 39 2.3.1. Exigences du réseau ...................................................................................... 39 2.3.2. Exigences au niveau des tranches nucléaires ................................................. 40 Table des matières 4 Table des matières Partie II Le combustible des REP Chapitre 3 : Conception et fabrication du combustible 3.1. Organisation industrielle de la fabrication ............................................................. 45 3.1.1. Conception du combustible .......................................................................... 45 3.1.2. Lignes de fabrication du combustible ............................................................ 46 3.1.3. Assemblage final ........................................................................................... 47 3.1.4. Sûreté des opérations .................................................................................... 48 3.1.5. Contrôles de fabrication ................................................................................ 48 3.2. L’assemblage et ses composants ............................................................................ 48 3.2.1. Géométrie de l’assemblage ........................................................................... 48 3.2.2. Caractéristiques de l’assemblage ................................................................... 49 3.2.3. Squelette de l’assemblage ............................................................................. 51 3.2.4. Sollicitations et critères ................................................................................. 55 3.2.5. Caractéristiques des matériaux ...................................................................... 57 3.3. Contraintes de conception des crayons .................................................................. 58 3.3.1. Comportement du crayon sous irradiation ..................................................... 58 3.3.2. Critères de conception .................................................................................. 65 3.3.3. Modèles de comportement, outils de calcul et méthodes .............................. 65 3.3.4. Études de conception .................................................................................... 66 3.3.5. Exemples d’impact du comportement du combustible en réacteur sur le fonctionnement de la chaudière .......................................................... 69 Chapitre 4 : Retour d’expérience et évolution du combustible 4.1. Irradiation et retour d’expérience ........................................................................... 71 4.2. Bénéfices du retour d’expérience : évolution des produits et améliorations des performances du combustible ............................................... 72 4.2.1. Exemple des tubes-guides ............................................................................. 73 4.2.2. Exemple des grilles ........................................................................................ 74 4.3. Perspectives d’évolution du combustible des REP .................................................. 75 Partie III Le circuit primaire Chapitre 5 : La boucle primaire, la cuve et ses composants 5.1. Boucle primaire ..................................................................................................... 79 5.2. Cuve du réacteur ................................................................................................... 80 5.2.1. Éléments de la cuve ...................................................................................... 82 5.2.2. Matériau de la cuve ...................................................................................... 82 5.2.3. Contraintes de conception ............................................................................ 83 5.2.4. Situations de fonctionnement ........................................................................ 84 5.2.5. Dommages susceptibles d’affecter la cuve .................................................... 84 5.2.6. Surveillance de la cuve ................................................................................. 90 5.3. Structures internes ................................................................................................. 91 5.3.1. Structure des internes .................................................................................... 91 5.3.2. Interfaces internes – Assemblages combustibles ............................................ 93 Table des matières 5 5.3.3. Interfaces internes supérieurs – Grappes de commande ................................. 97 5.3.4. Instrumentation du cœur ............................................................................... 97 5.3.5. Circulation de l’eau dans la cuve ................................................................... 100 5.4. Mécanismes de commande des grappes (MCG) ..................................................... 101 5.4.1. Principe de fonctionnement ........................................................................... 101 5.4.2. Enceinte sous pression ................................................................................... 103 5.4.3. Mécanisme de levée ...................................................................................... 103 5.4.4. Tige de commande ........................................................................................ 105 5.4.5. Ensemble uploads/Science et Technologie/ nucleaire-la-chaudiere-des-reacteurs-a-eau-sous-pression-genie-atomique-edp-sciences-2004-308p-pdf.pdf