Bibliographie & annexes
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Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Cet article constitue la 2ème partie d'un ensemble de trois articles exposant la maintenance mise en œuvre sur les centrales nucléaires françaises sous tous ses aspects, techniques, humains, organisationnels. Celui-ci passe en revue les principaux composants de la chaudière et expose, pour chacun d’eux, les grandes lignes de la conception, le retour d’expérience et les problèmes rencontrés, la maintenance qui lui est appliquée, les perspectives à long terme. Les deux autres articles couvrent d’une part les dispositions générales, les organisations et les acteurs de la maintenance [BN3295], d’autre part les principaux composants non nucléaires, quelques matériels génériques et le contrôle-commande [BN3297].
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This article is the second of a three-part review presenting maintenance applied to French nuclear power plants, covering all aspects: technical, human and organizational. This second part reviews nuclear steam supply system components, giving for each a brief description, problems encountered and lessons learned, maintenance programs and a long-term view. The first part covers general considerations, maintenance actors [BN3295] and organizations, and the third part the main non-nuclear components, some generic materials and the instrument and control systems [BN3297].
Auteur(s)
-
Jean-Pierre HUTIN : Ancien directeur technique du Parc nucléaire, EDF
INTRODUCTION
Dans le premier fascicule consacré à la maintenance des centrales nucléaires, nous avons rappelé les principes de conception et les modes d’exploitation d’une tranche et nous avons décrit les dispositions générales prises pour sa maintenance sous les aspects politiques, humains et organisationnels. Ce deuxième fascicule passe en revue les principaux composants de la chaudière. Après un bref rappel des conditions de conception et de fabrication, il expose, pour chacun d’eux, le retour d’expérience, les problèmes rencontrés, les stratégies et programmes de maintenance mis en œuvre, les perspectives sur leur espérance de vie.
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MOTS-CLÉS
KEYWORDS
maintenance | nuclear power plant
DOI (Digital Object Identifier)
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Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Conception, construction et exploitation des réacteurs nucléaires > Maintenance des centrales nucléaires - Composants de la chaudière > Bâtiment réacteur (BR)
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Conclusion
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9. Bâtiment réacteur (BR)
9.1 Conception et construction
Le bâtiment réacteur (BR) abrite la chaudière nucléaire, c’est-à-dire le circuit primaire, une petite partie du circuit secondaire et quelques circuits (ou portions de circuits) auxiliaires, de secours et de sauvegarde. Étanche, il constitue l’essentiel de la troisième barrière contre la dissémination des produits radioactifs, particulièrement en cas d’accident libérant du fluide primaire à l’intérieur, d’où l’appellation d’« enceinte de confinement ». Inversement, il assure la protection de la chaudière contre les agressions externes, qu’elles soient d’origine humaine ou naturelle. Schématiquement, on peut distinguer trois parties : le fût (partie cylindrique), le dôme et le radier de forte épaisseur sur lequel l’ensemble repose.
Pour les tranches 900, le BR est une structure à simple paroi en béton précontraint munie intérieurement d’une peau d’étanchéité faite de tôles en acier soudées (diamètre intérieur 37 m, hauteur 56 m, épaisseur moyenne 90 cm).
Sur les tranches 1300 et N4, le BR est constitué d’une structure à double paroi ou, pourrait-on dire, de deux enceintes emboîtées l’une dans l’autre, l’enceinte interne étant en béton précontraint sans peau métallique et l’enceinte externe en béton armé (diamètre extérieur 46 m, hauteur 70 m, épaisseur de 1 à 1,20 m pour la paroi interne, 55 cm pour la paroi externe). Les deux enceintes sont séparées par un espace annulaire dans lequel un système maintient une dépression et collecte les éventuelles fuites traversant l’enceinte interne, ce qui assure l’étanchéité vis-à-vis de l’extérieur.
La précontrainte est assurée par des câbles enfilés dans des gaines métalliques qui, après mise en tension, sont remplies d’un coulis de ciment.
Le BR doit résister en cas de rupture de tuyauterie primaire libérant tout le fluide primaire, soit une pression d’environ 5 bars à une température de 140 °C. Des rampes...
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Bâtiment réacteur (BR)
BIBLIOGRAPHIE
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
1 Réglementation (liste non exhaustive)
Loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire.
Arrêté du 26 février 1974 relatif à la construction du circuit primaire principal des chaudières nucléaires à eau (JORF du 12 mars 1974).
Arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l’exploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs nucléaires à eau sous pression (JORF du 5 janvier 2000).
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