Présentation
Auteur(s)
-
Michel VIDARD : Chef du Projet Évaluation-Innovation Programme REP 2000 EDF-SEPTEN
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleINTRODUCTION
La technologie des réacteurs refroidis à l’eau ordinaire remonte aux années 1950, leur développement industriel aux années 1960. Dès le début des années 1970, certains incidents survenus sur les tranches en exploitation, et les résultats issus des premières évaluations probabilistes de risques, ont montré que des séquences incidentelles plus complexes que celles prévues dans la phase de conception pouvaient se produire, et que le risque de fusion du cœur en cas d’accident, bien que demeurant très faible, était néanmoins plus important qu’initialement prévu.
Les accidents de Three Mile Island Tranche 2 (TMI 2) et de Tchernobyl Tranche 4 ont fait prendre conscience de l’importance du facteur humain en cas de crise et de la nécessité de se doter des moyens permettant une gestion efficace des situations dans lesquelles l’exploitant pourrait être confronté à une dégradation importante du cœur du réacteur.
Les pays disposant de la technologie nucléaire ont rapidement réagi à ces défis nouveaux. En fonction de facteurs indigènes les électriciens et les autorités de sûreté ont fait porter les efforts d’amélioration sur la prévention du risque de perte précoce du confinement, les modifications matérielles permettant de faire face à une plus grande variété de situations dégradées ou sur les procédures permettant de gérer les situations très complexes allant jusqu’à une dégradation profonde du cœur.
Vers le milieu des années 1980, les principaux pays industrialisés, souhaitant maintenir l’option nucléaire ouverte malgré un contexte économique favorable aux énergies fossiles ou des difficultés d’acceptation par le public dans la plupart d’entre eux, ont entrepris une phase de rationalisation de leur approche de sûreté (avec le double objectif de bénéficier pleinement du retour d’expérience et du progrès des connaissances en matière de sûreté et de réduire les coûts) dans le cadre de programmes de développement nationaux ou internationaux associant concepteurs, électriciens et autorités de sûreté et visant à définir les caractéristiques des moyens de production nucléaires appelés à remplacer, au début du XXI e siècle, les tranches actuellement en fonctionnement.
On décrit dans cet article les démarches entreprises par les électriciens, les principaux industriels occidentaux et les autorités réglementaires au stade de la conception des ouvrages. Par ailleurs, il est évident que, pour les réacteurs futurs comme pour ceux en service aujourd’hui, la sûreté reposera pour beaucoup sur l’exploitation et sur l’homme : d’où les efforts considérables sur l’interface homme-machine, décrits dans d’autres articles. Enfin, on se limitera, en ce qui concerne les exemples décrits, aux réacteurs à eau sous pression.
Le lecteur pourra se reporter aux références , aux articles Contrôle-commande des réacteurs et des usines : architecture générale et Procédures de conduite et interface homme-machine pour l’interface homme-machine et à l’article Réacteurs à eau ordinaire bouillante pour les réacteurs à eau bouillante.
DOI (Digital Object Identifier)
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
1. Contexte international
1.1 Rôle des électriciens
Ils entendent jouer un rôle moteur dans la définition des caractéristiques des tranches futures. Ils ont été confrontés à des incidents de fonctionnement et ont identifié des améliorations de conception permettant de faire progresser la sûreté en exploitation. Ainsi, l’élimination de matériaux sensibles à la corrosion ou la nécessité de donner aux opérateurs plus de temps pour réagir lors de certains incidents apparaissent comme des améliorations notables. Le retour d’expérience les a aussi amenés à définir une politique sur les marges nécessaires pour appliquer leur stratégie d’exploitation.
Ces politiques diffèrent suivant l’utilisation qu’ils envisagent pour leurs tranches (par exemple, fonctionnement en base ou en suivi de réseau), les combustibles potentiels (très hauts taux de combustion, recyclage du plutonium) ou le type de relation développé avec les autorités de sûreté.
D’autre part, ils sont confrontés au problème de l’acceptation de l’énergie nucléaire par le public, et doivent tenir compte de l’impact des incidents ou accidents l’ayant fait évoluer dans sa perception du nucléaire (Tchernobyl).
Enfin, ils se trouvent dans une situation de concurrence avec d’autres sources d’énergie. Leurs cahiers des charges reflètent donc l’objectif de concilier l’économie et la sûreté des tranches. Ils insistent sur la nécessité de bénéficier pleinement du retour d’expérience des tranches en exploitation, donc d’utiliser des principes de conception éprouvés ou d’adapter ces principes de conception à des pratiques de fonctionnement déjà connues et validées. Les réacteurs développés dans cette approche seront qualifiés d’évolutionnaires, par opposition aux réacteurs « révolutionnaires » qui s’appuient sur des principes de fonctionnement non éprouvés nécessitant davantage de recherche et développement et, probablement, la réalisation de prototypes préalablement à leur construction en grand nombre.
HAUT DE PAGE1.2 Différents projets développés dans le monde
Les principes de conception adoptés par les différents...
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Contexte international
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - Technical Report on Anticipated Transients Without Scram for Water Cooled Power Reactors. - Regulatory Staff. WASH 1270 - US Atomic Energy Commission.
-
(2) - Reactor Safety Study. - Nuclear Regulatory Commission. WASH 1400 - Oct. 1975.
-
(3) - Status of Advanced Light Water Cooled Reactor Designs in 1996. - IAEA TECDOC 968.
-
(4) - European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants. - Rev. B - Nov. 1995.
-
(5) - INSAG-3 - Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants. - International Atomic Energy Agency. Safety Series no 75.
-
(6) - VITTON (F.) - Démarche Sûreté Nucléaire Pour la Conception du Palier 1 450 MWe. - Électricité de France-SEPTEN.
-
...
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive