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RÉSUMÉ
En s’appuyant sur le retour d’expérience des MAGNOX (réacteurs à caloporteur CO2 avec combustible uranium naturel métallique et modérateur graphite) et en passant du combustible métallique à uranium naturel au combustible crayon oxyde légèrement enrichi gainage acier, les ingénieurs britanniques ont conçu une filière de réacteurs nucléaires de puissance unitaire de 650 MWe à haut rendement thermique : les AGR (Advanced Gas cooled Reactors) dont l’exploitation est prévue jusqu’en 2028. Cet article vise à donner une vision générale d’un concept de réacteur à caloporteur gaz et présente les principales caractéristiques de cette filière unique : architecture générale, cuve ou caisson en béton, cœur, neutronique, gestion du combustible, circuits de refroidissement. Une comparaison avec les réacteurs MAGNOX et une brève analyse des atouts et points particuliers de cette filière sont également apportés.
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Relying on MAGNOX feedbacks (gas cooled reactors, metallic natural uranium, graphite moderator) and moving from natural uranium metallic fuel to oxide low enriched steel clad, British designed a high thermal yield 650MWe power reactor type : AGR (Advanced Gas cooled Reactor) that should be still operating until 2028. This article aims to give an overview of a gas cooled reactor design and describes the main characteristics of this sole power reactor type: general design, vessel, core, neutronics, fuel management, cooling and power systems. A comparison with MAGNOX and a brief analysis of main assets and peculiar features are given.
Auteur(s)
-
Richard LENAIN : Ingénieur retraité CEA - CEA Saclay, Gif-sur-Yvette, France
INTRODUCTION
Les réacteurs à caloporteur gaz, modérés au graphite et à uranium naturel métallique, ont permis à la Grande-Bretagne et à la France de réaliser les premières centrales nucléaires pour la production d’électricité (filières MAGNOX et UNGG). Lorsque la possibilité de disposer d’uranium enrichi a été claire, la France s’est tournée vers les réacteurs à eau sous pression alors que la Grande-Bretagne a poursuivi dans la solution à caloporteur gaz. Pour cela, elle s’est appuyée sur le retour d’expérience des réacteurs MAGNOX (réacteurs à caloporteur CO2, avec combustible uranium naturel métallique, modérateur graphite) en mettant au point une filière spécifique : celle des AGR (Advanced Gas cooled Reactor). L’orientation nouvelle a consisté en l’utilisation de combustible légèrement enrichi et au passage du combustible métallique au combustible oxyde crayon gainé acier, ce choix a permis de mettre en œuvre un cycle thermique à haute température dont le rendement atteint 42 % et de porter le taux d’irradiation de rejet vers 44 GWj/t. En optant pour un réacteur spécifique associé au cycle du combustible oxyde, les développements futurs vers les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur gaz ou sodium à l’étude restaient ainsi ouverts. Cette solution combustible permet également l’entreposage en piscine du combustible irradié sur des temps longs contrairement aux combustible MAGNOX.
Après un bref rappel historique de la mise en place des AGR, cet article présente les caractéristiques principales de cette filière : architecture générale, cuve/caisson en béton, cœur, structure en graphite, neutronique, gestion du combustible, circuits de refroidissement, plan d’ensemble. Une comparaison avec les réacteurs MAGNOX et une brève analyse des atouts et points particuliers des AGR sont également apportées. En 2023, cette filière qui constitue la principale composante du parc nucléaire en Grande-Bretagne (14 réacteurs sur 15) est exploitée par une filiale d’EDF.
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KEYWORDS
gas cooled | nuclear reactor | high thermal yield | on load refuelling
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Circuits primaire et secondaire5. Assemblage combustible et leur manipulation
5.1 Assemblage combustible
Le combustible est constitué d’assemblages de 36 crayons contenant des pastilles d’UO2 annulaires enrubannées d’une enveloppe d’acier striée puis insérées et plaquées sur une gaine acier de manière à obtenir le meilleur transfert de chaleur vers le gaz caloporteur, le vide restant étant comblé par de l’hélium. Les crayons sont assemblés par des grilles aux extrémités et maintenus par des cerclages, le tout positionné à l’intérieur d’une double chemise de graphite cylindrique dont le jeu sert à limiter les fuites de chaleur du fluide chaud vers les blocs de graphite (figures 8, 9 et 10). Les caractéristiques physiques des éléments combustible (tableau 3) montrent un changement de filière par rapport au réacteurs MAGNOX (combustible UO2 enrichi, crayons en grappe gainés acier).
Le canal combustible reçoit 8 éléments placés les uns sur les autres, l’ensemble étant solidarisé par une barre de maintien permettant sa manipulation. Chaque canal a un accès par le haut du réacteur permettant de manipuler l’élément combustible et permettant également de mesurer la température du caloporteur et ainsi d’ajuster le débit en ligne depuis la salle de commande. En fonction du mode de gestion du combustible, l’assemblage combustible peut être déchargé et chargé par le haut à différents niveaux de puissance, température et pression. L’enrichissement est faible inférieur à 3 %, le taux d’irradiation moyen du cœur est de 18 GWj/t. La température du combustible est de l’ordre de 1 700 °C et celle de la gaine de l’ordre de 850 °C.
L’assemblage combustible est un ensemble de composants de 23 m de longueur et 24 cm de diamètre environ (figure 11), il comporte la partie active (élément combustible de 8 cartouches) de 8 m, une partie de protection radiologique, des joints d’étanchéité, des vannes et des systèmes de fixation. L’assemblage combustible assure lui-même l’étanchéité de chaque canal d’alimentation avec le caisson. En partie basse de chaque canal, une vanne de régulation située...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - NONBØL (E.) - Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR). - Erik Nombol Rise National Laboratory Roskilde, Denmark (1996).
-
(2) - BARRÉ (B.) et al - Nuclear Reactor Systems chapter 2 : CO2 Gas Cooled Reactors. - Nuclear engineering series ; EDP Science (2016).
-
(3) - GLENDENNING (I.) et al - The development of safe on-load refuelling practices in advanced gas cooled reactors. - IAEA CN 48/278 (1988).
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(4) - BRITTAIN (N.) - * - . – EDF Energy Nuclear generation : The AGR Design, Fukushima and more (2012).
-
(5) - KEMMISH (W.B.) - Gas cooled fast reactors. - Nucl. Energy ; ISSN 0140-4067 v.21(1) ; p. 77-88 (1982).
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
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Réacteurs à neutrons rapides refroides au sodium.
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