Réacteur à eau pressurisée

Le réacteur à eau pressurisée (acronyme REP), également appelé réacteur à eau sous pression ou PWR pour pressurized water reactor en anglais, est la filière de réacteurs nucléaires la plus répandue dans le monde : en janvier 2021, les deux tiers des 444 réacteurs nucléaires de puissance en fonctionnement dans le monde sont de technologie REP, ainsi que les navires et sous-marins nucléaires.

Ce réacteur se compose de trois circuits, qui lui permettent d'utiliser l'énergie fournie par la fission des atomes d'uranium contenus dans son « cœur nucléaire ».

Dans le circuit primaire, 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 maintenue sous haute pression (environ 150 bar) pour rester sous forme liquide.

La vaporisation de l'eau du circuit secondaire se fait au niveau des générateurs de vapeur — ce qui n'est pas le cas dans les réacteurs à eau bouillante (REB) où il n'y a qu'un circuit.

Les 56 réacteurs électrogènes français sont des REP. 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 de sécurité à la suite d’un début de fusion du cœur dans la centrale nucléaire de Saint-Laurent.

Schéma de principe. Seul le circuit primaire est spécifique d'une centrale nucléaire REP, les autres éléments se trouvent sur tout type de centrale.

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 d'environ 272 petites pastilles (h=1,35 cm) empilées et maintenues dans des gaines en zircaloy appelées crayons (h=3,75 m), mises sous pression d'hélium. 264 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.

Histoire

Le réacteur à eau pressurisée (REP) est une technologie née aux États-Unis, d'abord employée pour la propulsion des sous-marins. Les premières centrales nucléaires exploitant ce type de réacteur ont été conçues aux États-Unis par Westinghouse.

Aux États-Unis, ces réacteurs ont été initialement conçus au laboratoire national d'Oak Ridge pour être utilisés comme centrale nucléaire sous-marine avec une centrale électrique sous-marine entièrement opérationnelle située au laboratoire national de l'Idaho. Des travaux de suivi ont été menés par Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory. Le programme d'énergie nucléaire de l'armée américaine a exploité des réacteurs à eau sous pression de 1954 à 1974.

Les premières centrales REP en Europe ont été construites sous licence Westinghouse par les Français et les Allemands de l’Ouest, avant que le design des centrales françaises soit francisé progressivement.

La dernière évolution des REP européens est l'EPR, ou réacteur pressurisé européen. Celle de Westinghouse est le réacteur AP1000.

Les Russes ont conçu une variante de réacteur de puissance à caloporteur et modérateur eau connue sous le nom de réacteur VVER.

Statistiques

En janvier 2021, le nombre des réacteurs REP électrogènes en fonctionnement dans le monde s'élève à 302, soit les deux tiers des 444 réacteurs de toutes technologies ; leur puissance installée atteint 287 GW, soit 72,8 % du total mondial^[1], dont les 56 réacteurs de la France^[2].

Fonctionnement

Schéma simplifié de l'architecture d'un REP.

Vue en coupe d'une cuve de REP.

Au sein d'un réacteur à eau pressurisée, le contrôle de la réaction est assuré, à court terme, par l’insertion ou l’extraction des barres de commande dans les assemblages combustibles, et à moyen terme par variation de la concentration en 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 de 1 450 MWe, le plus récent des réacteurs français, sont les suivants :

puissance thermique de chaudière : 4 270 MW
puissance thermique extraite du cœur : 4 250 MW^{[Note 1]}
puissance électrique nette : 1 450 MWe
pression : 155 bar
température en entrée de cuve du réacteur : 292,2 °C^{[Note 2]} ; enthalpie = 1 296,1 kJ/kg
température en sortie de cuve du réacteur : 328,2 °C ; enthalpie de 1 506,4 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, qui assure le maintien en pression du circuit primaire et sert de vase d'expansion au circuit primaire.

En sortie des générateurs de vapeur, la vapeur d'eau secondaire possède les caractéristiques moyennes suivantes^{[Note 3]} :

pression : 72 bars 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 1^er 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) 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 l'exploitant à faire baisser leur niveau de puissance, voire à les arrêter.

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

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 :

Exemple de transitoire de puissance auto-régulé

Conditions initiales:
Puissance = 100 %
Température de l'eau primaire en sortie du cœur = 328,2 °C
Température de l'eau primaire à l'entrée du cœur = 292,2 °C
Température moyenne du réfrigérant/modérateur = 310,2 °C
Température moyenne du combustible = 615 °C
Coefficient de température du combustible = - 2,5 pcm/°C
Coefficient de température du modérateur =- 30 pcm/°C
Réactivité du cœur = 0 pcm
Pression de vapeur à la sortie des générateurs de vapeur = 72 bar; température de la vapeur = 287,70 °C
Bilan de réactivité du cœur :

Apport de réactivité par diminution de température du combustible + Réduction de réactivité par augmentation de température du modérateur = 0

Tcomb = température moyenne du combustible

Tm = température moyenne primaire

(Tcomb-615)*(-2,5)+(Tm-310,2)*(-30)=0

Tcomb=4337,4-12*Tm

L'écart entre la température moyenne du combustible et celle du réfrigérant modérateur est proportionnel à la puissance (équation de la chaleur)

Tcomb-Tm=(615-310,2)*50\%=152,4

Tcomb=Tm+152,4

Tm+152,4=4337,4-12*Tm

Tm=321,9

°C

Tcomb=Tm+152,4=474

°C

Pression vapeur:
Au 1^er ordre, le coefficient d'échange global des générateurs de vapeur ne change pas dans le transitoire, d'où la relation suivante:

$W=h\times (Tm-Tvap)$

$Tvap=Tm-{W \over h}$

avec:
Tvap = température vapeur
h = constante
W = puissance
$287,70=310,2-{100\% \over h}$

d'où h = 4,444 %/°C

$Tvap=321,9-{50 \over 4,444}=310,7$ °C

Conditions finales :
Puissance = 50 %
Température de l'eau primaire en sortie du cœur = 330,9 °C^{[Note 4]}
Température de l'eau primaire à l'entrée du cœur = 312,9 °C^{[Note 4]}
Température moyenne du réfrigérant/modérateur = 321,9 °C
Température moyenne du combustible = 474 °C
Réactivité du cœur = 0 pcm
Température vapeur = 310,7 °C
Pression vapeur = 99,6 bar

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.

Bilan neutronique

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

Cœur et systèmes de contrôle de la réactivité

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.

Pompes et boucles primaires

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.

Générateurs de vapeur

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

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.

Circuits auxiliaires

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.

Circuits de réfrigération

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.

Circuits auxiliaires nucléaires

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).

Circuits de sécurité

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.

Redondances

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.

Principales opérations

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

Caractéristiques typiques

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

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^[6]		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 brut^{[Note 12]}	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 et couvercle (hors appendices)	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
Contrôle de la réactivité	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

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

Bâtiment réacteur (BR)

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)

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.

Bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN)

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.

Bâtiment électrique (BL)

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.

Salle des machines (SDM)

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).

Bâtiment des auxiliaires de sauvegardes (BAS)

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

Sûreté

Dans un réacteur à eau pressurisée, de nombreux systèmes et équipements (surtout ceux importants pour la sûreté) sont redondants, surtout ceux liés aux circuits primaire et secondaire, afin de diminuer le risque de défaillance.

Défaillances majeures

Accident de Three Mile Island

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.

Incident grave de Davis-Besse

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^{[Note 13]}. 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^[8]. 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^[9]. L'entreprise a aussi été condamnée à payer une seconde amende de 28 millions $ par le Département de la Justice des États-Unis^[10].

Notes et références

Notes

↑ Le léger écart entre puissance de cœur et puissance de chaudière vient de la puissance apportée par les pompes primaires, très puissantes.
↑ La température d'entrée dans la cuve est supérieure à la température de la vapeur produite.
↑ 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.
1 2 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.
↑ 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.
↑ 10 MWe à froid.
↑ La simple défaillance n'est justifiée que dans la mesure où le système actif en cause par exemple en attente disponible fait l'objet d'une surveillance capable de détecter une avarie cachée.
↑ Mais aussi le cas échéant l'alléger ou à mettre en évidence des inhomogénéités.
↑ Par les opérateurs ou par des automates.
↑ La divergence du cœur en l'absence de niveau au pressuriseur est une opération dangereuse strictement interdite.
↑ Entre les conditions nominales de fonctionnement et les températures ordinaires la masse volumique de l'eau varie de 25%.
↑ Tous les systèmes, p.e. le réacteur et les générateurs de vapeur, inclus
↑ Un trou d'un diamètre de 10 cm environ était présent dans le couvercle au voisinage d'une traversée pour mécanisme, le trou en question était pratiquement traversant. Malgré cela, il n' y a pas eu de brèche en eau car la pression primaire (de plus de 150 bars) a été supportée par le seul revêtement en acier inoxydable de la cuve, d'une épaisseur de 1 à 2 cm.

Références

↑ (en) Operational & Long-Term Shutdown Reactors by type, Agence internationale de l'énergie atomique, 14 janvier 2021.
↑ (en) Operational & Long-Term Shutdown Reactors by country, Agence internationale de l'énergie atomique, 14 janvier 2021.
↑ Le parc des réacteurs nucléaires français en exploitation Les composants d’un réacteur en détail, IRSN (consulté le 14 janvier 2021).
↑ « ASN », sur www.asn.fr (consulté le 21 février 2017).
↑ Pierre Coppolani, « La chaudière des réacteurs à eau sous pression » (consulté le 2 juillet 2011) p. 13.
↑ Les enceintes à double paroi des paliers 1300 MWe et 1450 MWe (N4) - Rapport de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques sur www.senat.fr.
↑ (en) Backgrounder on the Three Mile Island Accident, rapport de l'Autorité de sûreté nucléaire américaine (NRC) sur l'accident de Three Mile Island, 11 août 2009.
↑ (en) John W. Craig, « INES rating of Davis-Besse reactor head degradation 'event' » [PDF], Commission de réglementation nucléaire des États-Unis, 21 mars 2002.
↑ (en) « Notice of violation and proposed imposition of civil penalties - 5 450 000 $; (NRC office of investigations report n^o 3-2002-006; NRC special inspection report n^o 50-346/2002-08 (DRS)); Davis-Besse nuclear power station », sur nrc.gov, 21 avril 2005 (consulté le 10 décembre 2019)
↑ (en) « NRC: Backgrounder on Improvements Resulting From Davis-Besse Incident », sur www.nrc.gov (consulté le 10 décembre 2019)