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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
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Assemblage combustible et leur manipulation
En anglais
4. Systèmes de protection et de régulation
4.1 Système de protection
Les paramètres suivants sont mesurés pour être analysés par le système de contrôle-commande de la centrale :
-
la température de sortie des canaux combustible ;
-
la température de sortie du système du circuit primaire ;
-
le niveau de flux neutronique ;
-
le temps de doublement des neutrons ;
-
la vitesse de circulation du gaz ;
-
la tension d’alimentation des soufflantes ;
-
la vitesse de fonctionnement des soufflantes ;
-
la position des ailettes des soufflantes.
Pour chaque paramètre 4 mesures sont effectuées. La logique retenue est 2/4 pour activer le système d’arrêt du réacteur.
Deux systèmes de contrôle sont en place et ont accès aux mesures ils peuvent envoyer les signaux à 4 groupes de relais qui peuvent actionner l’arrêt d’urgence et provoquer chacun la chute de 20 barres de contrôle. La perte électrique d’un relais provoque la chute des barres de contrôle.
HAUT DE PAGE4.2 Système de régulation
Le système de régulation permet d’exploiter le réacteur dans les conditions normales de fonctionnement : les phases de démarrage, la production de puissance, la régulation des débits de gaz dans les canaux combustibles (température de sortie inférieure à 675 °C), les phases de rechargement du combustible.
Le système comprend un système automatique de la régulation de puissance agissant sur :
-
les 45 barres de contrôle en acier (barres grises) pour garder la température de sortie du gaz constante ;
-
le débit de gaz dans les pompes en accord avec la demande du réseau ;
-
le débit d’alimentation d’eau en entrée du système échangeur pour garder constante la température de sortie du système échangeur.
Pour une puissance comprise entre 20 et 100 % de la puissance nominale et dans une gamme de variation de 10 % par minute, le système est conçu de telle sorte qu’une augmentation de la demande du réseau se traduit par une augmentation du débit du gaz qui fait diminuer la température de sortie...
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Systèmes de protection et de régulation
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).
-
(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
-
Réacteurs à neutrons rapides refroides au sodium.
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