Présentation
Auteur(s)
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Stephen YU
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Jerry HOPWOOD
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Dan MENELEY : Énergie atomique du Canada limitée (EACL)
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Lire l’articleINTRODUCTION
Le concept des réacteurs à eau lourde de puissance a été élaboré spécialement pour la production d’électricité. Il n’est pas issu de programmes comme ceux des sous-marins à propulsion nucléaire. Les réacteurs à eau lourde (HWR) présentent des caractéristiques qui assurent l’applicabilité et le potentiel à long terme de la technologie, notamment une bonne économie neutronique de l’eau lourde utilisée comme modérateur, la séparation du caloporteur primaire du modérateur (dans le cas du réacteur CANDU), le chargement réacteur en marche, une grappe de combustible de conception simple, des composants modulaires et des sources froides passives. La dissipation thermique passive est rendue possible du fait que le combustible est immergé dans une grande quantité d’eau environnante fraîche, ce qui n’est pas le cas du cœur d’un réacteur à eau ordinaire. Grâce à la souplesse de cette technologie, l’évolution du modèle actuel doit permettre de s’assurer que toute exigence future sera satisfaite, sans modification du concept de base ce qui résulte notamment :
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de la souplesse du cycle du combustible : les réacteurs HWR ont été conçus pour brûler les matières fissiles avec un bon rendement et pour convertir tout aussi efficacement les matières fertiles en matières fissiles. En ajoutant à ces caractéristiques le chargement réacteur en marche et un modèle de grappe de combustible simple, les HWR peuvent utiliser de nombreux combustibles différents, de sorte que l’approvisionnement en combustible peut être assuré pour un avenir prévisible ;
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des composants remplaçables : tous les composants importants d’un HWR sont remplaçables, y compris le canal de combustible qui est le composant essentiel du cœur. La durée de vie d’une centrale HWR peut donc être prolongée au-delà de la durée de vie calculée du canal de combustible, et les composants peuvent être améliorés en leur faisant bénéficier de la toute dernière technologie. Par conséquent, il n’y a pas de problème d’obsolescence pour les réacteurs actuellement en exploitation.
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Caractéristiques de sûreté2. Description des centrales nucléaires CANDU
2.1 Conception de l’îlot nucléaire
Les caractéristiques essentielles du réacteur CANDU sont l’utilisation :
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d’uranium naturel ou d’autres combustibles à faible teneur en matériaux fissiles ;
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de tubes de force horizontaux contenant le combustible ;
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de caloporteur à eau lourde à haute pression ;
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de modérateur à eau lourde à basse température ;
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d’alliage de zirconium à faible absorption de neutrons pour les structures du cœur et le gainage du combustible.
Le tableau 2 présente les caractéristiques principales des réacteurs CANDU.
Les tubes de force qui contiennent le combustible et le caloporteur du circuit primaire, permettent l’utilisation d’un circuit modérateur distinct à basse pression dans lequel fonctionnent les dispositifs de réglage de la réactivité. Le cœur ne contient pas une grande quantité d’excédent de réactivité. À la place, il utilise le principe de remplacement du combustible réacteur en marche pour maintenir une réactivité positive suffisante et pour obtenir une combustion massique optimale du combustible. Cette caractéristique contribue à des facteurs de disponibilité élevés et à une certaine flexibilité pour le choix des périodes d’arrêt, étant donné que les réacteurs CANDU ne nécessitent pas d’arrêt pour le rechargement.
HAUT DE PAGE2.2 Cœur du réacteur
Les canaux de combustible du cœur du réacteur CANDU (Coleman ) sont contenus dans une cuve cylindrique horizontale, la calandre, et sont supportés par celle-ci. Les canaux se trouvent sur un pas de réseau carré. La calandre contient le modérateur à eau lourde, qui ralentit les neutrons rapides produits par la fission à des niveaux d’énergie thermique leur permettant d’entretenir la réaction de fission en chaîne. Les grappes de combustible, qui se trouvent...
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