Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Les réacteurs à eau pressurée ou REP sont les réacteurs nucléaires les plus répandus à travers le monde. Dans le circuit primaire de ce type d’équipements, l’eau légère, utilisée comme fluide caloporteur et modérateur, récupère la chaleur produite par le cœur. Les constructeurs de ces réacteurs doivent apporter la preuve que leurs appareils sont conformes aux spécifications attendues. Ces exigences sont préalablement établies pour chaque composant mécanique, conformément à la réglementation, en vue de satisfaire non seulement aux situations normales de fonctionnement, mais aussi aux situations exceptionnelles et accidentelles. Les équipements du circuit primaire principal sont soumis à des déformations excessives de fatigue et de corrosion, qui sont les conséquences de l’évolution de leurs caractéristiques à fortes températures et sous l’effet du rayonnement neutronique.
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Pressurized water reactors (PWR) constitute the largest majority of nuclear reactors worldwide. Within the primary circuit of such equipment, light water used as a heat transport and moderator medium collects the heat which is produced by the heart. The constructors of such reactors have to provide evidence that their equipment meet the required specifications. These requirements are pre-defined for each mechanical component in compliance with the regulation in order to meet not only normal operating situations but also exceptional or accidental ones. The equipment components of the main primary circuit are submitted to intense stress and corrosion deformations which are the consequences of the evolution of their characteristics under high temperatures and neutron radiation.
Auteur(s)
-
Daniel DESTRE : Adjoint du chef de département, Générateurs de Vapeurs, Échangeurs et Réservoirs, AREVA NP
-
Jean-Pierre IZARD : Département des composants primaires, AREVA E
INTRODUCTION
Les équipements primaires du réacteur à eau ordinaire sous pression REP comprennent :
-
la cuve ;
-
les équipements internes constitués de deux sous-ensembles : les internes inférieurs et les internes supérieurs ;
-
les grappes de contrôle et leurs mécanismes de commande ;
-
les générateurs de vapeur ;
-
les tuyauteries primaires ;
-
les groupes motopompes primaires ;
-
le pressuriseur et les dispositifs de réglage de la pression et de protection contre les surpressions.
Les constructeurs d'équipements primaires sont parvenus à des conceptions voisines ; aussi nous limiterons-nous à une description des réalisations et pratiques de l'industrie française ; les différences les plus notables que l'on peut relever à l'étranger sont toutefois signalées.
Compte tenu de l'importance de ces équipements pour la sûreté, leur conception, leurs matériaux de construction, leur fabrication et les contrôles associés doivent être conformes aux règles du recueil des règles de conception et de construction des matériels mécaniques des REP, (RCC-M) applicables aux matériels de classe I.
La spécification d'équipement, établie pour chacun d'eux, préalablement à leur construction, définit notamment les conditions de service, en situations normales, exceptionnelles et accidentelles (cf. RCC-M vol. I, tome A), conformément à la réglementation applicable.
À la date de rédaction du présent document, le texte réglementaire d'application en France aux enceintes sous pression des équipements primaires est l'arrêté ESPN (équipements sous pression nucléaires) du 12 décembre 2005. Il est notamment applicable aux équipements primaires de l'EPR™, en cours de construction en France sur le site de Flamanville dans le département de la Manche.
Dans cet article :
-
les teneurs indiquées sont des teneurs massiques ;
-
les puissances indiquées sont des puissances nominales électriques.
Les dénominations des matériaux utilisées dans cet article sont celles du RCC-M. Le RCC-M utilise un symbolisme différent des normes AFNOR pour désigner des matériaux pourtant voisins. Cela est justifié par le fait que les exigences du RCC-M sont parfois sensiblement différentes de celles des normes AFNOR.
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VERSIONS
- Version archivée 1 de avr. 2002 par Jean-Pierre THOMAS, Claude CAUQUELIN
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Système de protection contre les surpressions
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8. Pressuriseur
Le pressuriseur (figures 17a et 17b ) constitue le réservoir d'expansion du circuit primaire. Il est réalisé à partir de viroles forgées en acier au carbone faiblement allié (cf. RCC-M). Sa fonction est de maintenir constante la pression du fluide primaire. Le pressuriseur est relié par la tuyauterie d'expansion à une des branches chaudes du circuit primaire (figure 14).
Des cannes chauffantes électriques traversant le fond inférieur portent l'eau qu'il contient à sa température de saturation et créent, au-dessus de cette eau, un matelas de vapeur. Lorsque la pression devient trop élevée, un dispositif d'aspersion alimenté en eau de la branche froide arrose la vapeur et la condense.
Le pressuriseur de l'EPR™ (figure 17b ) se distingue de celui des réacteurs précédents (figure 17a ) par la disposition et le nombre des dispositifs d'aspersion (trois rampes d'aspersion latérales, au lieu d'un seul dispositif d'aspersion central sur les réacteurs précédents) afin de diminuer la fatigue thermique et améliorer les accès pour la maintenance. Dans un même souci de faciliter la maintenance, le support vertical a également été modifié pour permettre un accès plus facile aux cannes chauffantes.
Le seul incident d'exploitation notable qui se soit produit a été la fissuration par corrosion sous tension des petits tubes d'instrumentation en alliage NC 15 Fe (Alliage 600) traversant la paroi sous pression. Il s'est agit d'un incident du même type que celui qui s'est produit sur les traversées du couvercle de cuve décrit au paragraphe 2.6.3.
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Pressuriseur
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - RCC-M - Recueil des règles de conception et de construction des matériels mécaniques des REP. - AFCEN, diffusion AFNOR, 5 volumes.
-
(2) - AKAMATSU (M.), BRILLAUD (C.), RIEG (C.), VAN DUYSEN (J.C.), LLORET (R.) - L'irradiation de la cuve : un phénomène sous surveillance. - Revue Générale Nucléaire, no 6, nov.-déc. 1993.
-
(3) - SLAMA (G.) - Steam generator maintenance and replacement. - 11e congrès international des centrales électriques, Liège, 20-24 nov. 1993.
-
(4) - BUSINE (D.), GUERRAND (B.), MARTINOVITCH (M.), SLAMA (G.) - French experience in tube-to-tube sheet joint technology for steam generators. - International conference on expanded and rolled joint technology, Toronto, 13-14 sept. 1993.
-
(5) - NORDMANN (F.), FIQUET (J.-M.) - Selection criteria for the best secondary water chemistry. - Revue Générale Nucléaire, no 2, mars-avr. 1994.
-
...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
Arrêté ESPN (Équipements sous Pression Nucléaires) du 12 décembre 2005 sur l'application en France aux enceintes sous pression des équipements primaires.
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