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En anglais
RÉSUMÉ
Cet article constitue la troisième partie d’un ensemble de trois articles exposant la maintenance mise en œuvre sur les centrales nucléaires françaises et cela sous tous ses aspects, techniques, humains, organisationnels. Il passe en revue les principaux composants des systèmes non nucléaires, certains matériels génériques présents sur tous les systèmes (nucléaires ou non) et le contrôle-commande de l’ensemble de la tranche. Il présente, pour chacun d’eux, les grandes lignes de sa conception, le retour d’expérience et les problèmes rencontrés, la maintenance qui lui est appliquée, les perspectives à long terme.
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This article is the third of a three-part review presenting maintenance applied to French nuclear power plants in all its aspects – technical, human and organizational. It reviews the main BOP components, some generic equipment and I&C (both nuclear and non-nuclear), giving for each a brief description, operating feedback, applied maintenance programs and long-term perspectives.
Auteur(s)
-
Jean-Pierre HUTIN : ancien directeur technique du Parc nucléaire, EDF
INTRODUCTION
Dans le premier article consacré à la maintenance des centrales nucléaires [BN3295], 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. Le deuxième article [BN3296] traitait des principaux composants de la chaudière. Ce troisième article passe en revue les principaux composants des systèmes non nucléaires, certains matériels génériques présents sur tous les systèmes (nucléaires ou non) ainsi que le contrôle-commande de l’ensemble de la tranche. 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.
Dans la chaudière, l’eau primaire s’échauffe en passant dans le cœur (siège de la réaction nucléaire), va dans les générateurs de vapeur (GV) où elle cède sa chaleur à l’eau du circuit secondaire qui se vaporise, puis l’eau primaire retourne vers le cœur. La vapeur ainsi produite fait tourner la turbine qui entraîne l’alternateur, lequel produit l’électricité. Ramenée à l’état liquide par le circuit dit « de refroidissement », l’eau secondaire est réchauffée (poste d’eau) et renvoyée vers le GV (figure 2 de la [BN3295]). L’eau du circuit de refroidissement est prise dans le milieu naturel : soit elle y est ensuite rejetée (tranche en circuit ouvert), soit elle est refroidie dans un aéroréfrigérant et réutilisée (tranche en circuit fermé).
Nota : les tranches produisant 900 MWe et leurs composants sont, en abrégé, appelés « tranches 900 » et « composants 900 ». Il en est de même pour les 1 300 et les 1 450 (ou N4).
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KEYWORDS
control theory | maintenance | nuclear power plant | generic equipments
DOI (Digital Object Identifier)
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6. Instrumentation et contrôle-commande
Une tranche nucléaire, comme toute installation industrielle, nécessite des moyens pour contrôler et piloter le procédé et les équipements afférents. L’ensemble de ces moyens d’automatisme et de régulation constitue le « contrôle-commande » de la tranche. Le nombre de composants élémentaires est colossal et une approche par système nécessiterait une connaissance approfondie du process et de sa conduite.
Nous nous limiterons à décrire à grands traits l’architecture du contrôle-commande et l’évolution des technologies utilisées, puis les principales leçons tirées du retour d’expérience et enfin les principes généraux de maintenance. La question des logiciels embarqués dans les systèmes numériques n’est pas abordée ici (voir [BN3411] pour des explications techniques plus détaillées, [BN3430] pour le contrôle-commande informatisé et [BN3307] pour les stratégies de rénovation).
6.1 Architecture générale
Dans un système de contrôle-commande nucléaire, on retrouve...
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