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En anglais
RÉSUMÉ
En s’appuyant sur le retour d’expérience des MAGNOX (réacteurs à caloporteur CO2 avec combustible uranium naturel métallique et modérateur graphite) et en passant du combustible métallique à uranium naturel au combustible crayon oxyde légèrement enrichi gainage acier, les ingénieurs britanniques ont conçu une filière de réacteurs nucléaires de puissance unitaire de 650 MWe à haut rendement thermique : les AGR (Advanced Gas cooled Reactors) dont l’exploitation est prévue jusqu’en 2028. Cet article vise à donner une vision générale d’un concept de réacteur à caloporteur gaz et présente les principales caractéristiques de cette filière unique : architecture générale, cuve ou caisson en béton, cœur, neutronique, gestion du combustible, circuits de refroidissement. Une comparaison avec les réacteurs MAGNOX et une brève analyse des atouts et points particuliers de cette filière sont également apportés.
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Relying on MAGNOX feedbacks (gas cooled reactors, metallic natural uranium, graphite moderator) and moving from natural uranium metallic fuel to oxide low enriched steel clad, British designed a high thermal yield 650MWe power reactor type : AGR (Advanced Gas cooled Reactor) that should be still operating until 2028. This article aims to give an overview of a gas cooled reactor design and describes the main characteristics of this sole power reactor type: general design, vessel, core, neutronics, fuel management, cooling and power systems. A comparison with MAGNOX and a brief analysis of main assets and peculiar features are given.
Auteur(s)
-
Richard LENAIN : Ingénieur retraité CEA - CEA Saclay, Gif-sur-Yvette, France
INTRODUCTION
Les réacteurs à caloporteur gaz, modérés au graphite et à uranium naturel métallique, ont permis à la Grande-Bretagne et à la France de réaliser les premières centrales nucléaires pour la production d’électricité (filières MAGNOX et UNGG). Lorsque la possibilité de disposer d’uranium enrichi a été claire, la France s’est tournée vers les réacteurs à eau sous pression alors que la Grande-Bretagne a poursuivi dans la solution à caloporteur gaz. Pour cela, elle s’est appuyée sur le retour d’expérience des réacteurs MAGNOX (réacteurs à caloporteur CO2, avec combustible uranium naturel métallique, modérateur graphite) en mettant au point une filière spécifique : celle des AGR (Advanced Gas cooled Reactor). L’orientation nouvelle a consisté en l’utilisation de combustible légèrement enrichi et au passage du combustible métallique au combustible oxyde crayon gainé acier, ce choix a permis de mettre en œuvre un cycle thermique à haute température dont le rendement atteint 42 % et de porter le taux d’irradiation de rejet vers 44 GWj/t. En optant pour un réacteur spécifique associé au cycle du combustible oxyde, les développements futurs vers les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur gaz ou sodium à l’étude restaient ainsi ouverts. Cette solution combustible permet également l’entreposage en piscine du combustible irradié sur des temps longs contrairement aux combustible MAGNOX.
Après un bref rappel historique de la mise en place des AGR, cet article présente les caractéristiques principales de cette filière : architecture générale, cuve/caisson en béton, cœur, structure en graphite, neutronique, gestion du combustible, circuits de refroidissement, plan d’ensemble. Une comparaison avec les réacteurs MAGNOX et une brève analyse des atouts et points particuliers des AGR sont également apportées. En 2023, cette filière qui constitue la principale composante du parc nucléaire en Grande-Bretagne (14 réacteurs sur 15) est exploitée par une filiale d’EDF.
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KEYWORDS
gas cooled | nuclear reactor | high thermal yield | on load refuelling
DOI (Digital Object Identifier)
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Contrôle de la réactivité
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2. Réacteur
2.1 Conception mécanique
Le système réacteur d’un AGR a pour composants principaux : le cœur, les échangeurs et les soufflantes qui sont intégrés dans un caisson en béton précontraint comportant un liner interne en acier inox jouant aussi le rôle de déflecteur pour optimiser le refroidissement des structures internes du caisson. Le modérateur graphite est composé de colonnes de briques de graphite empilées maintenues entre elles par un système de clavettes. Ces briques sont conçues pour ralentir les neutrons, former les canaux de refroidissement, accueillir les éléments combustible et l’instrumentation (figure 3). La figure 4 montre le motif du réseau : emplacement recevant l’élément combustible, trous pour le passage du méthane dans la brique de graphite ; entre les canaux combustible, on remarque les espaces permettant de placer les éléments de contrôle : détecteurs et absorbants.
L’ensemble est entouré par des réflecteurs et des protections en graphite et en acier permettant d’intervenir sur les échangeurs dans les phases d’arrêt (figure 5), le tout étant enveloppé dans un déflecteur en acier et supporté par un ensemble de plaques en acier. L’arrangement interne des composants et des éléments de radioprotection et d’isolation thermique des composants internes varie selon les sites.
HAUT DE PAGE2.2 Arrangement des blocs de graphite
Les emplacements des assemblages combustible sont obtenus par un empilement de blocs de graphite maintenus par un ensemble de clavettes (figure 4) qui permettent de garder le réseau en place tout en accompagnant les évolutions spatiales du graphite résultant des changements de température et de pression et celles dues à l’irradiation.
Les blocs de graphite ont un rôle de modérateur pour les neutrons, de structure mécanique pour les canaux guidant le CO2 pour l’extraction de la puissance et ceux guidant le méthane pour limiter la corrosion, tout en recevant les éléments combustibles, les éléments de contrôle de la réactivité et l’instrumentation in-core.
Ils...
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Réacteur
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - NONBØL (E.) - Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR). - Erik Nombol Rise National Laboratory Roskilde, Denmark (1996).
-
(2) - BARRÉ (B.) et al - Nuclear Reactor Systems chapter 2 : CO2 Gas Cooled Reactors. - Nuclear engineering series ; EDP Science (2016).
-
(3) - GLENDENNING (I.) et al - The development of safe on-load refuelling practices in advanced gas cooled reactors. - IAEA CN 48/278 (1988).
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(4) - BRITTAIN (N.) - * - . – EDF Energy Nuclear generation : The AGR Design, Fukushima and more (2012).
-
(5) - KEMMISH (W.B.) - Gas cooled fast reactors. - Nucl. Energy ; ISSN 0140-4067 v.21(1) ; p. 77-88 (1982).
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
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Réacteurs à neutrons rapides refroides au sodium.
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