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1 - PHYSIQUE DU CŒUR. NEUTRONIQUE ET THERMOHYDRAULIQUE

2 - CHIMIE DES EAUX. MATÉRIAUX

3 - FONCTIONNEMENT

  • 3.1 - Principes de fonctionnement
  • 3.2 - Coefficient de puissance, boucles de stabilité
  • 3.3 - Diagramme de fonctionnement
  • 3.4 - Fractionnement du combustible
  • 3.5 - Utilisation du plutonium
  • 3.6 - Durées de rechargement et de cycle
  • 3.7 - Prolongation de cycle
  • 3.8 - Consommation d’uranium et coût de cycle
  • 3.9 - Coûts de construction
  • 3.10 - Durée de vie

4 - SÛRETÉ

5 - AVENIR DES RÉACTEURS À EAU BOUILLANTE

| Réf : BN3130 v1

Chimie des eaux. Matériaux
Réacteurs à eau ordinaire bouillante

Auteur(s) : Pierre CACHERA

Date de publication : 10 janv. 2000

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INTRODUCTION

La conception du réacteur à eau ordinaire bouillante (REB) découle de celle du réacteur à eau ordinaire sous pression (REP) développé pour la propulsion navale : dans sa version civile, pour la production d’électricité, le réacteur n’est plus soumis aux mêmes contraintes de compacité, de résistance aux secousses et de changements d’assiette pouvant perturber la stabilité de l’interface eau-vapeur dans la cuve.

Libéré de ces contraintes, on devait pouvoir réaliser un réacteur de puissance moins coûteux et plus performant que le REP en permettant l’ébullition de l’eau dans le cœur du réacteur. Cette direction ouvrait la voie au cycle direct eau-vapeur (« Dual-cycle » du BWR 1 de GE Co), puis à la suppression des générateurs de vapeur (complète à partir du modèle BWR 2 de GE Co). La recherche fut engagée dès 1945 dans les laboratoires américains d'Oak Ridge (ORNL) et d'Argonne (ANL). Le prototype EBWR (« Experimental Boiling Water Reactor ») mis en service à Argonne en 1956 a démontré la faisabilité du concept.

La filière du réacteur à eau ordinaire bouillante (« Boiling Water Reactor » ou BWR aux États-Unis) fut lancée sur le marché mondial au début des années 1970 par la General Electric Company (GE Co) alors que simultanément Westinghouse faisait la promotion de son « Pressurised Water Reactor » (PWR ou REP).

Le REB n'a pas eu le succès commercial escompté car, assez vite, apparut un phénomène de fissuration du matériau des boucles de recirculation (corrosion intergranulaire sous tension de l'acier inoxydable austénitique) entraînant des pertes de disponibilité importantes sur les réacteurs en exploitation. Le problème n’avait pas été identifié au cours du développement, principalement basé sur des essais hors pile insuffisamment représentatifs des conditions réelles de fonctionnement.

Alors que GE Co s'effaçait sur le terrain commercial (le parc mondial de REB en service n'est que le tiers de celui des REP), la société allemande AEG qui avait acquis la licence GE Co et la société suédoise ASEA-Atom reprenaient à leur compte la conception du réacteur dans les années 1970. Leur contribution la plus significative fut la suppression des boucles de recirculation externes qui s’étaient montrées défaillantes, les pompes de recirculation de l’eau de refroidissement du cœur étant implantées directement dans le fond inférieur de la cuve du réacteur.

Réalisant l’intérêt des nouvelles conceptions européennes, GE Co, qui avait obtenu un rapide succès au Japon, révisait à son tour dans les années 1980 la conception de son réacteur. La firme américaine définit un modèle dit « avancé » ou ABWR (« Advanced Boiling Water Reactor ») incorporant lui aussi les pompes de recirculation dans la cuve (« Reactor Internal Pumps »). L’ABWR fut développé en coopération avec les Japonais qui ne voulaient pas du dernier modèle de GE Co, le BWR 6, affecté des défauts des modèles antérieurs. Les deux tranches Kashiwasaki 6 et 7 réalisées par le groupement Toshiba-Hitachi-GE Co pour Tokyo Electric Power, mises en service en 1996 et 1997, constituent la tête de filière de la nouvelle série ABWR. Un niveau de compétitivité et une disponibilité élevés sont attendus. Le Japon compte ainsi 28 REB en exploitation (pour seulement 23 REP).

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VERSIONS

Il existe d'autres versions de cet article :

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3130


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2. Chimie des eaux. Matériaux

2.1  Radiolyse

La nécessité de ne pas avoir de dépôt sur la paroi chauffante des gaines du combustible, le long desquelles se fait le transfert thermique par ébullition, conduit à rechercher une eau aussi pure que possible. Cette pureté ne peut abriter l'eau ou sa vapeur de la décomposition radiolytique, phénomène de dissociation de la molécule H2O en oxygène naissant et en hydrogène moléculaire et atomique. Cette dissociation est due aux rayons gamma et aux neutrons de fortes énergies qui sont particulièrement denses dans le cœur mais vont aussi dans l'espace annulaire jusqu'à la paroi de la cuve. Ce rayonnement provoque simultanément une recombinaison, la radiolyse apparente étant la différence des deux.

Simultanément (par une réaction neutron-proton) les neutrons transmutent des noyaux 16O en 16N de période 7 s émettant au sein même du fluide des rayons gamma de haute énergie. 16N s'ajoute à l'azote atmosphérique entré au condenseur maintenu en dépression et dont une petite partie échappe au dégazage, d’où la présence également de 15N et surtout de 14N qui produit une faible quantité de 13N (période 10 min) par réaction (n – 2n).

Au cours de la radiolyse ce mélange isotopique d'azote forme des espèces oxydantes, les ions nitreux et nitriques et plus stables que l'oxygène naissant. Ces ions accompagnent les autres espèces oxydantes OH et H2O2 dans la phase liquide qui va recir-culer. On ne peut pas, pour l'étude de la corrosion des métaux, remplacer ce mélange dynamique d'espèces oxydantes par l'eau de boucles hors pile. Les expériences en pile sont donc les seules qui soient vraiment représentatives.

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2.2  Gainage

L'ébullition nucléée est un phénomène agressif pour la gaine et ce d'autant plus que le milieu contient des espèces oxydantes actives. On peut sans exagération...

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