Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Les réacteurs CANDU sont des réacteurs à fission commerciaux alimentés avec de l'uranium naturel. Ils ont des circuits séparés à eau lourde comme fluide primaire et modérateur, et un circuit à eau légère comme fluide secondaire. Le circuit primaire et le modérateur sont uniques au CANDU. Ils se distinguent des réacteurs à eau pressurisée (REP), qui utilisent du combustible enrichi et modèrent les réactions neutroniques avec l'eau légère du circuit primaire ; les circuits secondaires des REP et ceux des CANDU sont similaires. Cet article se concentre sur les circuits primaire et modérateur CANDU, décrivant les matériaux de construction et leur interaction avec l'eau lourde. Les mécanismes de dégradation des matériaux et les mesures visant à les contrôler par des conditionnements chimiques y sont abordés.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleABSTRACT
CANDU reactors are commercial, natural-uranium-fuelled fission reactors that have separate heavy-water systems for the primary coolant and moderator and a light-water system for the secondary coolant.. The primary coolant system and the moderator are unique to CANDU and distinguish it from the PWRs, which have enriched fuel and moderate the neutronic reactions with the light-water of the primary coolant; the secondary coolant systems of PWRs and CANDUs are similar. This article concentrates on CANDU primary coolant and moderator systems, describing the materials of construction and their interaction with the heavy water. The degradation mechanisms of the materials and the measures to control them through chemistry adjustments are described.
Auteur(s)
-
Derek LISTER : Professeur émérite et titulaire de la chaire de recherche en génie nucléaire - Université du Nouveau-Brunswick, Fredericton, Canada
INTRODUCTION
Les réacteurs CANDU sont des réacteurs à fission alimentés avec de l'uranium naturel, utilisant de l'eau lourde (D2O) comme modérateur dans un circuit séparé et refroidis avec de l'eau lourde dans le circuit primaire. Ce sont des réacteurs à eau lourde pressurisée (PHWR) à double cycle avec un circuit secondaire refroidi par de l’eau légère. Ils sont réapprovisionnés en combustible en continu.
Puisqu'il s'agit du réacteur phare de la technologie nucléaire canadienne de troisième génération, le CANDU-6 est au centre de cet article. Les détails de ses systèmes sont décrits dans les sections suivantes.
L'expertise technique et scientifique de référence
MOTS-CLÉS
eau lourde circuit caloporteur primaire canaux de combustible générateurs de vapeur modérateur
KEYWORDS
heavy water | primary heat transport system | fuel channels | steam generators | moderator system
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
Conclusion
En anglais
4. Circuit du modérateur
4.1 Configuration générale
Le modérateur est un système indépendant à eau lourde fonctionnant essentiellement à la pression atmosphérique. Le système de circulation de la tuyauterie en acier inoxydable 304 est illustré schématiquement à la figure 10. Les prises d’eau au fond de la cuve du réacteur (calandre) alimentent deux boucles vers des échangeurs de chaleur à tubes en alliage 800. Ces échangeurs sont refroidis avec le caloporteur de recirculation de la centrale avant que l'eau lourde D2O ne soit renvoyée à la calandre via des entrées au niveau de l'enveloppe circonférentielle. Dans un CANDU-6, environ 5,4 % de la puissance de fission est évacuée vers le modérateur et la température doit être maintenue en dessous de la limite réglementaire de 60 °C. (À ces températures et avec la chimie plutôt peu agressive comme décrite plus loin, il y a peu de problèmes de corrosion dans le modérateur). Une dérivation en aval de l'une des pompes de la boucle passe à travers le système de purification des filtres et des échangeurs d'ions. Puis, l’eau lourde est renvoyée côté aspiration des pompes via le circuit d'appoint en D2O. Le niveau d'eau pendant le fonctionnement est maintenu au-dessus du réacteur/de la cuve de calandre dans des conduits qui retiennent le gaz de couverture (hélium) et conduisent au système de recirculation et de recombinaison du gaz.
La radiolyse dans le cœur décompose l'eau lourde via une chaîne de réactions impliquant des intermédiaires instables. Les deux derniers composants, le deutérium et l'oxygène, sont ici intéressants car ils sont évacués en continu dans le gaz de couverture. Pour maintenir la concentration de D2 dans le gaz en dessous de 4 % en volume afin de minimiser le risque d'explosion ou de déflagration (la concentration d'inflammabilité est d'environ 8 %), un système de catalyseurs recombine le D2 et l'O2 en D2O. De l'oxygène gazeux est ajouté pour maintenir un excès et assurer une recombinaison complète de sorte que les niveaux de D2 soient généralement inférieurs ou égaux à la limite de détection. Les impuretés dans l'eau lourde peuvent favoriser la radiolyse et provoquer une « excursion de gaz de couverture » d'une concentration D2 accrue, de sorte que la chimie du modérateur est strictement...
L'expertise technique et scientifique de référence
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
Circuit du modérateur
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - BOCZAR (P.G.), ROGERS (J.T.), LISTER (D.H.) - Considerations in Recycling Used Natural Uranium Fuel from CANDU Reactors in Canada. - Proc. Canadian Nuclear Society Annual Conference. Montreal (2010).
-
(2) - BOUCHACOURT (M.) - Identification of Key Variables : EDF Studies. - Proc. EPRI Workshop on Erosion-Corrosion of Carbon Steel Piping, Washington, DC, USA. The Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, USA (1987).
-
(3) - CAMERON (D.), LISTER (D.), McCREATH (D.) - Canada’s Policy for the Management of Used Fuel ; the Perspective of the Advisory Council to the Nuclear Waste Management Organisation. - Proc. 39th Annual Conference of Canadian Nuclear Society, Ottawa, Canada (2019).
-
(4) - CHAPLIN (R.) - Nuclear Plant Systems. - The Essential CANDU, vol. 1, Chapter 8. Ed. W.J. Garland. UNENE. http://www.unene.ca/education/candu-textbook (2014).
-
(5) - COLEMAN (C.E.), FONG (R.W.L.), DOUBT (G.L.), NITHEANANDAN (T.), SANDERSON (D.B.) - Improving the Calandria Tubes for CANDU Reactors. - Proc. 18th Annual...
ANNEXES
Canada's Nuclear Waste Management Organisation
Canada's University Network of Excellence in Nuclear Education (UNENE)
https://www.unene.ca/education/candu-textbook
CANDU CANTEACH Poject
HAUT DE PAGE
L'expertise technique et scientifique de référence
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
