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Maintenance des centrales nucléaires - Composants non nucléaires, matériels génériques et contrôle-commandeArticle de référence | Réf : BN3307 v2
Auteur(s) : Jean-Pierre HUTIN
Date de publication : 10 juil. 2017
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3.1.1 Conception et construction
La cuve est le composant qui contient le cœur du réacteur. 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 son remplacement est difficilement envisageable.
Il s’agit d’un réservoir cylindrique de 10 m de haut et de 4 m de diamètre, fermé par un couvercle boulonné et muni de 6 ou 8 tubulures. Ses parois en acier ferritique font environ 200 mm d’épaisseur et sont revêtues intérieurement d’acier austénitique déposé par soudage. Typiquement, l’eau primaire y pénètre à 285 °C et en ressort à 325 °C, après s’être échauffée au contact des assemblages combustible. La pression en fonctionnement normal est de 155 bars [BN 3 270].
La rupture complète de la cuve n’est pas postulée parmi les accidents pris en compte à la conception. Tout doit donc être fait pour qu’elle soit impossible. Une telle rupture nécessiterait la conjonction de trois éléments [BN 3 280] :
un défaut préalablement existant (par exemple, du type fissure) ;
un effort important appliqué à ce défaut (par exemple, du fait d’un transitoire thermohydraulique...
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GÉNIE NUCLÉAIRE
(1) - HUTIN (J.-P.) - Integration of plant life management in operation and maintenance. - IAEA Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Budapest (2002).
(2) - IAEA - Methodology for the ageing management of nuclear power plant components important to safety. - Technical Report Series n° 338, International Atomic Energy Agency (1992).
(3) - IAEA - Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme. - Safety Report Series n° 15, International Atomic Energy Agency, Vienna (1999).
(4) - HUTIN (J.-P.) - La maintenance des centrales nucléaires. - Éditions Lavoisier, jan. 2016.
(5) - MOINEREAU (D.), BEZDIKIAN (G.) - French reactor pressure vessel PTS assessment. - IAEA Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Budapest (2002).
(6) - NEI - Industry...
Autorité de sûreté nucléaire : http://www.asn.fr
EDF : http://www.edf.fr
Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) : http://www.cea.fr
Materials Ageing Institute (MAI) : http://www.themai.org
Electric Power Research Institute (EPRI) : http://www.epri.com
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