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Auteur(s)
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Stephen YU
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Jerry HOPWOOD
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Dan MENELEY : Énergie atomique du Canada limitée (EACL)
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Lire l’articleINTRODUCTION
Le concept des réacteurs à eau lourde de puissance a été élaboré spécialement pour la production d’électricité. Il n’est pas issu de programmes comme ceux des sous-marins à propulsion nucléaire. Les réacteurs à eau lourde (HWR) présentent des caractéristiques qui assurent l’applicabilité et le potentiel à long terme de la technologie, notamment une bonne économie neutronique de l’eau lourde utilisée comme modérateur, la séparation du caloporteur primaire du modérateur (dans le cas du réacteur CANDU), le chargement réacteur en marche, une grappe de combustible de conception simple, des composants modulaires et des sources froides passives. La dissipation thermique passive est rendue possible du fait que le combustible est immergé dans une grande quantité d’eau environnante fraîche, ce qui n’est pas le cas du cœur d’un réacteur à eau ordinaire. Grâce à la souplesse de cette technologie, l’évolution du modèle actuel doit permettre de s’assurer que toute exigence future sera satisfaite, sans modification du concept de base ce qui résulte notamment :
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de la souplesse du cycle du combustible : les réacteurs HWR ont été conçus pour brûler les matières fissiles avec un bon rendement et pour convertir tout aussi efficacement les matières fertiles en matières fissiles. En ajoutant à ces caractéristiques le chargement réacteur en marche et un modèle de grappe de combustible simple, les HWR peuvent utiliser de nombreux combustibles différents, de sorte que l’approvisionnement en combustible peut être assuré pour un avenir prévisible ;
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des composants remplaçables : tous les composants importants d’un HWR sont remplaçables, y compris le canal de combustible qui est le composant essentiel du cœur. La durée de vie d’une centrale HWR peut donc être prolongée au-delà de la durée de vie calculée du canal de combustible, et les composants peuvent être améliorés en leur faisant bénéficier de la toute dernière technologie. Par conséquent, il n’y a pas de problème d’obsolescence pour les réacteurs actuellement en exploitation.
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3. Caractéristiques de sûreté
3.1 Systèmes d’arrêt des réacteurs
Le réacteur CANDU 9 est équipé de deux systèmes d’arrêt passifs différents qui sont indépendants l’un de l’autre et du système de réglage du réacteur, lequel fonctionne également lors d’anomalies pour réduire rapidement la puissance.
Le système d’arrêt d’urgence n 1 (SAU1) comprend des barres d’arrêt mécaniques qui chutent dans le cœur quand un signal de déclenchement met hors circuit les embrayages qui les retiennent à l’extérieur du cœur.
Le système d’arrêt d’urgence n 2 (SAU2) injecte une solution concentrée de nitrate de gadolinium dans le modérateur à basse pression pour rendre rapidement le cœur sous-critique. L’injection est mise en œuvre par l’ouverture de robinets à action instantanée pour mettre sous pression d’hélium les réservoirs de poison individuels associés à chacune des tubulures d’injection.
Chaque système d’arrêt d’urgence utilise des paramètres de détection indépendants (paramètres de déclenchement ) pour chaque défaillance du procédé qu’il est censé détecter. L’instrumentation pour mesurer chaque paramètre de déclenchement est triple, et déclenche systématiquement le réacteur selon une logique de deux sur trois par l’intermédiaire d’un arrêt automatisé. Chacune des trois chaînes logiques correspondant à un paramètre particulier est séparée des deux autres. La logique de décision de déclenchement pour chaque système d’arrêt d’urgence est mise en œuvre par des ordinateurs de déclenchement numériques triples qui adoptent des méthodes d’élaboration du logiciel et des techniques mathématiques rigoureuses de vérification du logiciel.
Les mesures neutroniques et de procédé indépendantes sont utilisées pour déclencher les deux systèmes d’arrêt d’urgence. Les mesures neutroniques proviennent des détecteurs autogénérateurs de flux dans le cœur et des chambres d’ionisation. Les mesures de procédé comprennent la pression et le débit du caloporteur, la pression du bâtiment réacteur, le niveau bas des générateurs de vapeur, le niveau bas du pressuriseur, la basse pression des tubes de liaison des générateurs de vapeur ainsi que le niveau du modérateur....
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