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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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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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Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Conception, construction et exploitation des réacteurs nucléaires > Maintenance des centrales nucléaires - Composants de la chaudière > Cuve
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Équipements internes de la cuve
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2. Cuve
2.1 Conception et fabrication de la cuve
2.1.1 Description et fabrication
La cuve est le composant qui contient le cœur du réacteur (les assemblages combustible). Elle fait partie du circuit primaire principal qui constitue la deuxième barrière de confinement des matières radioactives. Le maintien de son intégrité est donc un objectif essentiel, d’autant plus que la possibilité de sa rupture n’est pas prise en compte à la conception et que son remplacement est difficilement imaginable.
Il s’agit d’une sorte de réservoir cylindrique de 10 m de haut et de 4 m de diamètre, fermé par un couvercle boulonné. L’eau primaire y pénètre à environ 285 °C par trois (cuves 900) ou quatre (cuves 1300 et 1450) tubulures dites « froides », s’échauffe en passant dans le cœur et ressort à environ 325 °C par autant de tubulures « chaudes ». La pression en fonctionnement normal est de 155 bars (pression de calcul : 172 bars). La figure 1 montre à la fois la coupe d’une cuve et les structures internes qu’elle contient.
Les parois (200 mm d’épaisseur environ) sont en acier ferritique faiblement allié. Elles sont revêtues d’acier austénitique (8 mm d’épaisseur) pour éviter le contact direct entre l’acide borique présent dans le fluide primaire et l’acier ferritique qui est sensible à la corrosion par le bore.
La cuve (330 t pour une 900, 430 pour une 1300) est suspendue dans le puits de cuve (structure cylindrique en béton) en reposant sur ses tubulures. Le plan de joint entre la cuve et son couvercle coïncide avec une ouverture aménagée dans le fond de la piscine réacteur, ce qui permet d’extraire et manipuler les assemblages combustible sous eau.
Le corps de la cuve est formé par l’assemblage de six pièces forgées et soudées entre elles dont, en partie supérieure, une bride sur laquelle vient se poser le couvercle. En face intérieure, cette bride comporte un ressaut soutenant les équipements internes qui sont donc « suspendus ». Le fond est percé de trous munis de tubes en alliage de nickel (les pénétrations de fond de cuve) qui permettent le passage de l’instrumentation du cœur.
Le...
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Cuve
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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