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Article

1 - PRÉSENTATION DU RÉACTEUR CANDU

2 - EAU LOURDE

3 - CIRCUIT PRIMAIRE

4 - CIRCUIT DU MODÉRATEUR

5 - CONCLUSION

6 - SIGLES, NOTATIONS ET SYMBOLES

Article de référence | Réf : BN3721 v1

Conclusion
Matériaux des systèmes d'eau lourde des réacteurs CANDU

Auteur(s) : Derek LISTER

Date de publication : 10 déc. 2021

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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.

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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.

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De la conception au prototypage, jusqu'à l'industrialisation, la référence pour sécuriser le développement de vos projets industriels.

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3721


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5. Conclusion

Les principaux systèmes à eau lourde, la caractéristique distinctive du réacteur CANDU, ont été décrits en mettant l'accent sur le réacteur CANDU-6. Comme pour la conception de tous les réacteurs, les matériaux de construction de ces systèmes sont choisis pour leur capacité à résister aux contraintes résultant du fonctionnement du réacteur dans des conditions normales et accidentelles et avec une certaine considération portée sur les coûts. Le circuit secondaire de refroidissement par eau légère a été brièvement décrit.

Les canaux de combustible séparés qui traversent horizontalement la cuve de calandre basse température sont uniques au CANDU. Ils contiennent les faisceaux de combustible à base d'uranium naturel qui sont chargés/déchargés en continu. Ces faisceaux sont les composants vitaux du réacteur. Outre la thermalisation des neutrons de fission, le modérateur D2O environnant facilite le contrôle de la neutronique du cœur par la mise en œuvre de poisons solubles à faible concentration, abrite les systèmes d'arrêt séparés des absorbeurs mécaniques et du poison injecté, et fournit un dissipateur thermique important en cas de défaillance complète du canal de combustible.

L'utilisation de faisceaux d'éléments combustibles contenant de l'uranium naturel UO2, chargés et déchargés dans les canaux combustibles en marche continue, s'est avérée très économique. Les taux de défaut sont très bas et les coûts de ravitaillement des CANDU s'élèvent à environ la moitié de ceux de tout autre type de réacteur . Le cycle du combustible à passage unique restera probablement en place pour les CANDU, car la concentration d'actinides fissiles dans le combustible irradié est faible ; toutefois, du combustible usagé traité provenant de types de réacteurs utilisant du combustible enrichi peut être employé. Le plutonium est le seul combustible potentiel qui serait considéré aux fins de recyclage entre les réacteurs...

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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...

1 Sites Internet

Canada's Nuclear Waste Management Organisation

https://www.nwmo.ca

Canada's University Network of Excellence in Nuclear Education (UNENE)

https://www.unene.ca/education/candu-textbook

CANDU CANTEACH Poject

https://canteach.candu.org

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