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RÉSUMÉ
Les réacteurs CANDU sont des réacteurs à fission commerciaux alimentés avec de l'uranium naturel. Ils ont des circuits séparés à eau lourde comme fluide primaire et modérateur, et un circuit à eau légère comme fluide secondaire. Le circuit primaire et le modérateur sont uniques au CANDU. Ils se distinguent des réacteurs à eau pressurisée (REP), qui utilisent du combustible enrichi et modèrent les réactions neutroniques avec l'eau légère du circuit primaire ; les circuits secondaires des REP et ceux des CANDU sont similaires. Cet article se concentre sur les circuits primaire et modérateur CANDU, décrivant les matériaux de construction et leur interaction avec l'eau lourde. Les mécanismes de dégradation des matériaux et les mesures visant à les contrôler par des conditionnements chimiques y sont abordés.
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Derek LISTER : Professeur émérite et titulaire de la chaire de recherche en génie nucléaire - Université du Nouveau-Brunswick, Fredericton, Canada
INTRODUCTION
Les réacteurs CANDU sont des réacteurs à fission alimentés avec de l'uranium naturel, utilisant de l'eau lourde (D2O) comme modérateur dans un circuit séparé et refroidis avec de l'eau lourde dans le circuit primaire. Ce sont des réacteurs à eau lourde pressurisée (PHWR) à double cycle avec un circuit secondaire refroidi par de l’eau légère. Ils sont réapprovisionnés en combustible en continu.
Puisqu'il s'agit du réacteur phare de la technologie nucléaire canadienne de troisième génération, le CANDU-6 est au centre de cet article. Les détails de ses systèmes sont décrits dans les sections suivantes.
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MOTS-CLÉS
eau lourde circuit caloporteur primaire canaux de combustible générateurs de vapeur modérateur
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3. Circuit primaire
3.1 Configuration générale
Un schéma des deux boucles du circuit caloporteur primaire (PHTS) d'un réacteur CANDU-6 est présenté à la figure 3. Chaque boucle a une configuration en huit et les circuits sont illustrés par quatre des 380 canaux de combustible dans le cœur. Un canal de combustible comprend un tube de force avec un raccord à chaque extrémité relié par un tuyau d'alimentation à un collecteur et de là à un générateur de vapeur. Le fluide réfrigérant (eau lourde ou D2O) est réchauffé de 265 °C à 310 °C lorsqu'il passe dans un sens sur douze grappes de combustible dans un tube de force et a généralement une qualité de vapeur pouvant atteindre jusqu'à 6 % du fait de l'ébullition nucléée du faisceau en aval ; le liquide quitte ensuite le tube de force par son raccord d'extrémité et s'écoule vers la tête d'admission d'un générateur de vapeur via un tuyau d'alimentation en sortie de réacteur et un collecteur de sortie. L'eau lourde refroidie est repompé de la tête de la sortie du générateur de vapeur vers un autre canal de combustible et traverse le cœur dans la direction opposée à la précédente. Les deux boucles sont reliées par une tuyauterie entre deux collecteurs de sortie du réacteur et il y a un pressuriseur commun à cette interconnexion. Le pressuriseur est en acier au carbone équipé de cannes chauffantes électriques revêtues d'un alliage de nickel assurant le maintien d'un espace vapeur lorsque le pressuriseur est en fonctionnement.
Un circuit de purification maintient les teneurs en particules en suspension telles que les oxydes (crud) et ainsi que les concentrations en cations et en anions dans les limites des spécifications de fonctionnement. Ce circuit élimine en outre la radioactivité qui peut résulter de défauts des combustibles ou de l'activation des produits de corrosion. Le flux débit de purification provient des réchauffeurs à l’entrée du réacteur, en aval des pompes principales ; il est refroidi dans un échangeur de chaleur à régénération (échangeur à contre-courant) et un refroidisseur, puis il passe à travers des filtres et des résines échangeuses d'ions avant d'être renvoyé via l'échangeur à contre-courant vers le circuit en amont des pompes.
Les cuves sont en acier inoxydable série 300 et les échangeurs...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - BOCZAR (P.G.), ROGERS (J.T.), LISTER (D.H.) - Considerations in Recycling Used Natural Uranium Fuel from CANDU Reactors in Canada. - Proc. Canadian Nuclear Society Annual Conference. Montreal (2010).
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(3) - CAMERON (D.), LISTER (D.), McCREATH (D.) - Canada’s Policy for the Management of Used Fuel ; the Perspective of the Advisory Council to the Nuclear Waste Management Organisation. - Proc. 39th Annual Conference of Canadian Nuclear Society, Ottawa, Canada (2019).
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(5) - COLEMAN (C.E.), FONG (R.W.L.), DOUBT (G.L.), NITHEANANDAN (T.), SANDERSON (D.B.) - Improving the Calandria Tubes for CANDU Reactors. - Proc. 18th Annual...
ANNEXES
Canada's Nuclear Waste Management Organisation
Canada's University Network of Excellence in Nuclear Education (UNENE)
https://www.unene.ca/education/candu-textbook
CANDU CANTEACH Poject
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