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Article

1 - CONCEPT DES RÉACTEURS À EAU LOURDE

2 - DESCRIPTION DES CENTRALES NUCLÉAIRES CANDU

3 - CARACTÉRISTIQUES DE SÛRETÉ

  • 3.1 - Systèmes d’arrêt des réacteurs
  • 3.2 - Systèmes de refroidissement d’urgence du cœur
  • 3.3 - Enveloppes de confinement
  • 3.4 - Expérience d’exploitation et de sûreté

4 - COMBUSTIBLE ET CYCLES DU COMBUSTIBLE

5 - AUTRES ASPECTS DE L’EXPLOITATION DE LA CENTRALE

6 - CONCLUSIONS

| Réf : BN3210 v1

Concept des réacteurs à eau lourde
Réacteurs à eau lourde

Auteur(s) : Stephen YU, Jerry HOPWOOD, Dan MENELEY

Date de publication : 10 avr. 2000

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Auteur(s)

  • Stephen YU

  • Jerry HOPWOOD

  • Dan MENELEY : Énergie atomique du Canada limitée (EACL)

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INTRODUCTION

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 :

  • 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 ;

  • 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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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3210


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1. Concept des réacteurs à eau lourde

1.1 Progrès industriels

Le Canada a entrepris tôt la mise au point des réacteurs à eau lourde (HWR) en concentrant ses efforts sur la réalisation du réacteur CANDU (CANada Deutérium Uranium) qui utilise l’eau lourde comme modérateur et fluide de refroidissement (caloporteur) du réacteur, et l’uranium naturel comme combustible.

Un programme de construction de 22 réacteurs nucléaires HWR a été réalisé avec succès au Canada et un programme d’exportation tout aussi couronné de succès a été lancé après la vente de deux centrales nucléaires CANDU 6 en Corée et en Argentine au début des années 1970.

Le programme électronucléaire indien a commencé par la construction de deux REB de 160 MWe en 1969, et la réalisation de deux réacteurs HWR de 220 MWe à la centrale nucléaire du Rajasthan en 1973. Par la suite, l’Inde s’est concentrée sur la technologie HWR et a acquis une expérience précieuse dans tous les secteurs de l’exploitation d’une centrale nucléaire HWR et du cycle du combustible. La première phase du programme électronucléaire de l’Inde a pris forme après la construction de six HWR en 1995. Quatre HWR supplémentaires sont actuellement en construction et devraient entrer en service en 1999-2000. Tous les HWR en exploitation en Inde sont d’une puissance de 220 MWe, mais deux tranches de 500 MWe sont en construction.

Au cours des années 1970 et 1980 un certain nombre de petits réacteurs à eau lourde ou de prototypes ont été construits en Angleterre, en France, en Italie, au Japon, au Pakistan et en République fédérale d’Allemagne. Mais ces modèles n’ont pas débouché sur des programmes industriels.

HAUT DE PAGE

1.2 Progrès récents

Depuis le premier examen des centrales HWR en exploitation et en construction en 1989, les programmes de réacteurs à eau lourde ont pris de l’expansion au Canada avec quatre tranches supplémentaires à Darlington, trois nouvelles tranches à Wolsong en Corée et deux tranches à Cernovada en Roumanie, sans compter les deux tranches de la phase III de Qinshan en Chine et huit tranches supplémentaires en Inde. Toutefois, la mise au point de petits réacteurs à eau lourde a été interrompue pour...

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