Présentation
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.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleAuteur(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.
Cet article est réservé aux abonnés.
Il vous reste 95 % à découvrir.
Déjà abonné ? Se connecter
DOI (Digital Object Identifier)
Présentation
Systèmes de protection et de régulationArticle inclus dans l'offre
"Génie nucléaire"
(171 articles)
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques.
Quiz, médias, tableaux, formules, vidéos, etc.
Opérationnels et didactiques, pour garantir l'acquisition des compétences transverses.
Un ensemble de services exclusifs en complément des ressources.
3. Contrôle de la réactivité
Le contrôle de la réactivité est assuré par trois systèmes physiques différents :
-
un système de barres de contrôle insérées selon les besoins du pilotage, complété par un système de barres de contrôle pour garder des réserves dans les situations d’arrêt à chaud ;
-
un système automatique d’insertion rapide d’anti-réactivité à l’aide d’injection d’azote injecté par dessous le cœur. Dans un premier temps, le gaz carbonique est chassé des 163 canaux situés aux interstices entre les canaux combustibles puis dans un second temps, à partir d’une nouvelle réserve, l’ensemble des canaux du cœur est rempli. Ce système peut maintenir le cœur sous critique pendant quelques heures ;
-
un système déclenché manuellement d’injection de billes absorbantes de 3 mm de diamètre. Les billes sont introduites par le haut poussées par du gaz carbonique, elles remplissent 32 canaux prévus dans les interstices entre blocs de graphite. Ce système permet de couvrir aussi longtemps que nécessaire les besoins en situations anormales où toutes les barres de contrôle ne pourraient être insérées et la pression en azote ne pourrait être maintenue.
Le système de contrôle de la réactivité en conditions opérationnelles est constitué de 89 barres absorbantes localisées dans les interstices entre les canaux combustible, elles se répartissent en plusieurs groupes (figure 7) :
-
44 barres sont des barres noires en acier boré (4,4 % de bore) dont 7 sont utilisées pour détecter des désalignements entre les tubes guide, le graphite et les structures en acier ;
-
45 barres grises en acier de régulation dont 16 forment un groupe de sûreté qui peut être maintenu hors du cœur lors des phases d’arrêt.
Les parties supérieure et inférieure sont constituées de graphite pour réduire les fuites de neutrons hors cœur. Les barres de contrôle peuvent être manipulées par la machine de déchargement-chargement du combustible aussi bien à l’arrêt qu’en fonctionnement.
Chaque barre de contrôle est mise en mouvement par un actionneur comprenant un moteur électrique et un embrayage électromagnétique. La vitesse des barres de contrôle est obtenue en ajustant le courant...
Cet article est réservé aux abonnés.
Il vous reste 95 % à découvrir.
Déjà abonné ? Se connecter
Contrôle de la réactivité
Article inclus dans l'offre
"Génie nucléaire"
(171 articles)
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques.
Quiz, médias, tableaux, formules, vidéos, etc.
Opérationnels et didactiques, pour garantir l'acquisition des compétences transverses.
Un ensemble de services exclusifs en complément des ressources.
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).
-
(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
-
Réacteurs à neutrons rapides refroides au sodium.
Cet article est réservé aux abonnés.
Il vous reste 95 % à découvrir.
Déjà abonné ? Se connecter
Article inclus dans l'offre
"Génie nucléaire"
(171 articles)
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques.
Quiz, médias, tableaux, formules, vidéos, etc.
Opérationnels et didactiques, pour garantir l'acquisition des compétences transverses.
Un ensemble de services exclusifs en complément des ressources.
QUIZ ET TEST DE VALIDATION PRÉSENTS DANS CET ARTICLE
Entraînez vous autant que vous le voulez avec les quiz d'entraînement.
L'expertise technique et scientifique de référence
Article inclus dans l'offre
"Génie nucléaire"
(171 articles)
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques.
Quiz, médias, tableaux, formules, vidéos, etc.
Opérationnels et didactiques, pour garantir l'acquisition des compétences transverses.
Un ensemble de services exclusifs en complément des ressources.
