Présentation
En anglaisAuteur(s)
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Francis NORDMANN : Consultant international en chimie pour les centrales nucléaires
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Gauthier BALLARD : Ingénieur Électricité de France
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Lire l’articleINTRODUCTION
En France, la majeure partie (de l'ordre de 80 %) de l'électricité est produite à partir des centrales nucléaires de type REP (réacteur à eau pressurisée) ou en anglais PWR (Pressurized Water Reactor) sur 58 tranches réparties sur dix neuf CNPE (centre nucléaire de production d'électricité).
L'exploitation d'une centrale nucléaire doit répondre à diverses exigences :
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la sûreté au premier chef pour d'évidentes raisons ;
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la disponibilité pour que cette énergie reste disponible lorsque l'on en a besoin et pour en diminuer le coût ;
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la longévité et le bon comportement sur le long terme des composants, pour des raisons économiques et de disponibilité ;
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la fiabilité et le faible coût d'exploitation en lien avec les objectifs précédents ;
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le plus faible impact environnemental (rejets de produits chimiques, radiochimiques et thermiques) et la plus faible dosimétrie raisonnablement possibles.
La longévité des matériels par la maîtrise du conditionnement chimique, des pollutions du circuit et de la corrosion des matériaux a été explicitée dans le dossier « Chimie de l'eau et corrosion dans les REP » tandis que la gestion des ressources en eau a été traitée dans le dossier « Gestion industrielle de l'eau pour la production d'énergie nucléaire ».
L'objet de ce dossier est de détailler l'instrumentation de surveillance chimique et radiochimique permettant de répondre aux divers objectifs précédents.
On trouvera donc la description des contrôles par automates chimiques, les plus fondamentaux dans le domaine de la chimie et de la radiochimie pour l'exploitation de la centrale. C'est sur ces contrôles continus que sont fondées, dans la plupart des cas, les décisions d'ajustement du conditionnement chimique du circuit considéré, de recherche de dérive, d'anomalie ou de pollution d'un circuit et enfin de poursuite ou non de l'exploitation de la tranche et sous quelles conditions.
Pour chaque contrôle en continu, le lecteur pourra prendre connaissance de l'objet du contrôle sur le circuit concerné, des valeurs attendues et des limites des paramètres en exploitation normale, du principe de retransmission des valeurs et de certaines alarmes en salle de commande afin d'assurer la réactivité nécessaire en cas d'anomalie.
Les principes de fonctionnement des divers types d'automates chimiques sont également explicités.
Enfin, les principaux contrôles manuels sur les échantillons prélevés manuellement sont listés de même que sont indiquées les raisons du recours à ce type de mesure plutôt qu'à celui par automate en ligne.
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5. Surveillance radiochimique
5.1 Mesures radiochimiques automatisées
La nature des centrales nucléaires impose la protection, vis-à-vis des rayonnements émis par les matières radioactives, du personnel des centrales d'une part et du public d'autre part, tant lors du fonctionnement normal que lors de situations accidentelles. Dans cette optique, le rôle du système de mesures fixes de radioprotection (KRT) est de vérifier que, à chaque instant, les dispositions de conception des installations ainsi que les consignes d'exploitation liées à la radioprotection des personnes sont respectées .
Les chaînes KRT représentent entre quarante et cinquante cinq appareils par tranche nucléaire environ, selon le palier technique (900,1 300 ou 1 450 MWe).
Ces chaînes sont classées en cinq groupes (encadré 2), toutes les mesures n'étant pas forcément réalisées sur chaque palier technique.
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Groupe 1. Surveillance des incidents sur le circuit primaire
Ce groupe correspond à la surveillance de la première barrière, vis-à-vis des produits d'activation présents dans le circuit primaire. Il se compose des mesures d'activité suivantes :
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activité des gaz et aérosols à la cheminée du bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN) en fonctionnement normal ;
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air du bâtiment réacteur (BR) en fonctionnement normal ;
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purges des générateurs de vapeur ;
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circuit de refroidissement intermédiaire ;
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incondensables au condenseur ;
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tuyauteries vapeur à la sortie du bâtiment réacteur.
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Groupe 2. Surveillance de protection des personnes
Ce groupe correspond à un palliatif lorsque, pour des raisons d'exploitation, la première barrière est ouverte (balises gamma des piscines) ou n'est pas encore substituée avec certitude : cas de l'enfûtage dans les locaux de traitement des effluents solides (TES). Il se compose des mesures suivantes :
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débit de dose dans les locaux TES du bâtiment de traitement des effluents (BTE) ;
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débit de dose au-dessus de la piscine réacteur ;
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débit de dose au-dessus de la piscine combustible ;
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débit de dose à la sortie des fûts TES du BAN ;
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activité...
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