Bibliographie & annexes
Présentation
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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CANDU reactors are commercial, natural-uranium-fuelled fission reactors that have separate heavy-water systems for the primary coolant and moderator and a light-water system for the secondary coolant.. The primary coolant system and the moderator are unique to CANDU and distinguish it from the PWRs, which have enriched fuel and moderate the neutronic reactions with the light-water of the primary coolant; the secondary coolant systems of PWRs and CANDUs are similar. This article concentrates on CANDU primary coolant and moderator systems, describing the materials of construction and their interaction with the heavy water. The degradation mechanisms of the materials and the measures to control them through chemistry adjustments are described.
Auteur(s)
-
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
KEYWORDS
heavy water | primary heat transport system | fuel channels | steam generators | moderator system
DOI (Digital Object Identifier)
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Présentation
Eau lourde1. Présentation du réacteur CANDU
La figure 1 présente une coupe du bâtiment de confinement et des équipements connexes (BOP) d'un réacteur nucléaire CANDU-6, une centrale nucléaire pouvant regrouper plusieurs réacteurs CANDU de 600 MW(e) chacun.
Cette figure 1 représente le réacteur sous la forme d'une cuve cylindrique horizontale (la calandre) qui contient le modérateur à eau lourde à basse température. La cuve est entourée d'un réservoir de protection à eau légère et les faces sont protégées par des réservoirs d'eau légère remplis de billes d'acier. Les 380 tubes de force contenant les faisceaux de combustible et le circuit primaire (ou caloporteur) à eau lourde à haute température passent à travers la calandre et les blindages d'extrémité. Ils sont accessibles aux deux extrémités par des machines de chargement qui déchargent les faisceaux usagés et les remplacent par des faisceaux neufs en fonction de la demande neutronique. Des conduites et des collecteurs relient les tubes de force aux générateurs de vapeur (GV) qui se trouvent par deux à chaque extrémité du réacteur.
Comme décrit plus en détail un peu plus loin, principalement du point de vue du fluide primaire, les générateurs de vapeur sont de type à recirculation avec des faisceaux tubulaires en U disposés verticalement et fabriqués en alliage 800 ; leur conception et celle de l'ensemble du circuit secondaire ressemblent à celles des réacteurs à eau pressurisée (REP). Le rapport de recirculation des générateurs de vapeur est assez élevé, il est d'environ 6 :1 pour minimiser les dépôts sur les plaques tubulaires. La purge est en outre continue et régulée entre 0,1 % et 0,3 % du débit de vapeur.
La vapeur saturée à 260 °C et 4,7 MPa(a) est acheminée vers le groupe turbo-alternateur conventionnel logé dans le bâtiment des équipements connexes de la centrale. Les condenseurs peuvent être tubés avec du titane ou du laiton amirauté (avec de l'acier inoxydable pour les tubes extérieurs) sur les sites utilisant de l'eau de mer ou en acier inoxydable 304 sur les centrales dans les terres. Les réchauffeurs et désaérateurs d'eau alimentaire sont entièrement en acier au carbone ou en acier inoxydable. Le traitement chimique de type volatile (All-Volatile Treatment AVT) du circuit secondaire est contrôlé avec de l'hydrazine...
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Présentation du réacteur CANDU
BIBLIOGRAPHIE
-
(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).
-
(2) - BOUCHACOURT (M.) - Identification of Key Variables : EDF Studies. - Proc. EPRI Workshop on Erosion-Corrosion of Carbon Steel Piping, Washington, DC, USA. The Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, USA (1987).
-
(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).
-
(4) - CHAPLIN (R.) - Nuclear Plant Systems. - The Essential CANDU, vol. 1, Chapter 8. Ed. W.J. Garland. UNENE. http://www.unene.ca/education/candu-textbook (2014).
-
(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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