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Réacteurs à eau sous pression - Fonctionnement normal et accidentelArticle de référence | Réf : BN3060 v1
Auteur(s) : Patrick BLANPAIN, Christophe GARNIER, Pierre IMBERT, Hubert SALAUN
Date de publication : 10 juil. 2011
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La plupart des études d'accidents présentées dans le rapport de sûreté du réacteur nucléaire comportent l'analyse des conséquences de ces accidents sur la tenue de l'assemblage de combustible et plus particulièrement du crayon de combustible.
En conditions incidentelles (transitoires faisant intervenir un arrêt d'urgence déclenché par le système de protection du cœur), outre la vérification du critère de contrainte limite entraînant la fissuration de la gaine par le phénomène d'interaction pastille- gaine (cf. paragraphe 1.5), il est vérifié que le refroidissement des crayons de combustible est suffisant pour ne pas entrer en crise d'ébullition susceptible d'entraîner la surchauffe et la fissuration locale de la gaine (cf. [B 3 050]).
En conditions accidentelles, le comportement du crayon est plus particulièrement étudié en situation d'accident par perte de réfrigérant primaire (APRP). Il est vérifié que la température de la gaine ne dépasse pas une valeur limite (1 200 oC) susceptible de réduire le transfert thermique avec le réfrigérant et d'entraîner une réaction exothermique entre l'alliage de zirconium et la vapeur d'eau. Ces phénomènes sont eux-mêmes fonction de la chaleur emmagasinée dans les pastilles en conditions normales de fonctionnement.
Ce critère de température limite de la gaine, ainsi qu'un critère supplémentaire lié à son oxydation, permettent de garantir le...
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(1) - CURCA-TIVIG (F.) - Advanced codes and methods supporting AREVA Fuel Solutions. - Water Reactor Fuel Performance Meeting, TopFuel 2009, Paris, 6-10 sept. 2009.
(2) - Fission gas behaviour in water reactor fuels. - OECD-NEA Seminar Proceedings, Cadarache, France, 26-29 sept. 2000.
(3) - TONG (L.S.), WEISMAN (J.) - Thermal analysis of pressurized water reactors. - An. Nucl. Soc., 2nd ed. (1979).
(4) - Les combustibles nucléaires. - Une monographie de la Direction de l'Énergie Nucléaire, CEA Saclay et Groupe Moniteur, Paris (2008).
(5) - ROBERTS (J.T.A.) - Structural materials in nuclear power systems. - Plenum Press (1981).
(6) - LEROUX (J.C.), GRATTIER (B.) - Analysis of the loading of PWR reactor control rod elements in operating conditions. - Présentation au 7e SMIRT (Structural mechanics in reactor...
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