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Article

1 - PHYSIQUE DU CŒUR. NEUTRONIQUE ET THERMOHYDRAULIQUE

2 - CHIMIE DES EAUX. MATÉRIAUX

  • 2.1 - Radiolyse
  • 2.2 - Gainage
  • 2.3 - Circuit eau-vapeur
  • 2.4 - Activation et dépôt des émetteurs gamma
  • 2.5 - Eau alimentaire
  • 2.6 - Corrosion intergranulaire
  • 2.7 - Réduction de l'activité des circuits
  • 2.8 - Radioprotection en salle des machines

3 - FONCTIONNEMENT

  • 3.1 - Principes de fonctionnement
  • 3.2 - Coefficient de puissance, boucles de stabilité
  • 3.3 - Diagramme de fonctionnement
  • 3.4 - Fractionnement du combustible
  • 3.5 - Utilisation du plutonium
  • 3.6 - Durées de rechargement et de cycle
  • 3.7 - Prolongation de cycle
  • 3.8 - Consommation d'uranium et coût de cycle
  • 3.9 - Durée de vie

4 - SÛRETÉ

5 - REB DE 3E GÉNÉRATION

6 - COMPÉTITIVITÉ

Article de référence | Réf : BN3130 v2

REB de 3e génération
Réacteurs à eau ordinaire bouillante

Auteur(s) : Pierre BOIRON

Date de publication : 10 juil. 2011

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Auteur(s)

  • Pierre BOIRON : Ancien directeur adjoint – Secteur études – Framatome - Ancien DG Sofinel (filiale ingénierie export EDF – AREVA)

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INTRODUCTION

Accident du 11 mars 2011 à la Centrale de Fukushima

La rédaction de cet article a été achevée avant que les leçons sur l'accident aient pu être tirées. Le lecteur voulant s'informer sur les réacteurs accidentés pourra notamment consulter l'article [B 3 130] de 1979 par Alain Guyader (archives) ainsi que les paragraphes 4.8 (Fusion du cœur, confinement à long terme) et 4.9 (Tenue aux séismes) du présent article.

La conception du réacteur à eau ordinaire bouillante (REB) découle de celle du réacteur à eau ordinaire sous pression (REP) développée pour la propulsion navale ; dans sa version civile, pour la production d'électricité, le réacteur n'est plus soumis aux mêmes contraintes de compacité, de résistance aux secousses et de changements d'assiette pouvant perturber la stabilité d'une interface eau-vapeur, s'il y en avait eu dans la cuve.

Libéré de ces contraintes, on estimait pouvoir réaliser un réacteur de puissance moins coûteux et plus performant que le REP en permettant l'ébullition de l'eau dans le cœur du réacteur. Cette direction ouvrait la voie au cycle direct eau-vapeur – « Dual-cycle » du BWR 1 (Boiling Water Reactor) de GE Co (General Electric Company), puis à la suppression des générateurs de vapeur (complète à partir du modèle BWR 2 de GE Co). La recherche fut engagée dès 1945 dans les laboratoires américains d'Oak Ridge (ORNL) et d'Argonne (ANL). Le prototype EBWR (Experimental Boiling Water Reactor) mis en service à Argonne en 1956 a démontré la faisabilité du concept.

La filière du réacteur à eau ordinaire bouillante (BWR aux États-Unis) fut lancée sur le marché mondial dans les années 1960 par GE Co alors que simultanément Westinghouse faisait la promotion de son « Pressurised Water Reactor » (PWR ou REP).

Le REB n'a pas eu tout le succès commercial escompté car, assez vite, apparut un phénomène de fissuration du matériau des boucles de recirculation (corrosion intergranulaire sous tension de l'acier inoxydable austénitique) entraînant des pertes de disponibilité importantes sur les réacteurs en exploitation. En outre, certains producteurs d'électricité ont pu craindre que le cycle direct conduise à une radioactivité élevée au condenseur – ce que l'expérience d'exploitation a démenti.

Alors que GE Co s'effaçait sur le terrain commercial (le parc mondial de REB en service n'est que le tiers de celui des REP), la société allemande AEG qui avait acquis la licence GE Co et la société suédoise ASEA-Atom reprenaient à leur compte la conception du réacteur dans les années 1970. Outre des avancées au plan de la sûreté, comme l'adoption de trois trains de systèmes de sauvegarde, les contributions européennes les plus significatives furent les barres de contrôle à mouvement lent (fine motion control rods) et la suppression des boucles de recirculation externes qui s'étaient montrées défaillantes, les pompes de recirculation de l'eau de refroidissement du cœur étant alors implantées directement dans le fond inférieur de la cuve du réacteur – innovations majeures réunies pour la première fois sur la centrale allemande Gundremmingen B & C (2 × 1 310 MWe) mise en service en 1984 et 1985.

Réalisant l'intérêt des conceptions européennes, GE Co, qui avait obtenu un rapide succès au Japon, révisait à son tour dans les années 1980 la conception de son réacteur. La firme américaine définit un modèle dit « avancé » ou ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) incorporant les conceptions européennes. L'ABWR fut développé en coopération avec les Japonais qui ne voulaient pas du dernier modèle de GE Co, le BWR 6, affecté des défauts des modèles antérieurs. Les deux tranches Kashiwasaki 6 et 7 réalisées par le groupement Toshiba-Hitachi-GE Co pour Tokyo Electric Power, mises en service en 1996 et 1997, constituent la tête de filière de la nouvelle série ABWR. Le succès du REB s'est ainsi poursuivi au Japon qui compte aujourd'hui 32 REB en exploitation pour seulement 23 REP.

Les constructeurs présentent aujourd'hui de nouveaux modèles à sûreté améliorée, dits de génération III ou III+ : des modèles évolutifs, comme l'ABWR, maintenant éprouvé au Japon, ou des modèles de conception nouvelle, intégrant des concepts de sûreté passive, comme l'ESBWR de GE, ou le KERENA d'AREVA.

Le lecteur pourra notamment consulter dans le présent traité.

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VERSIONS

Il existe d'autres versions de cet article :

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v2-bn3130


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5. REB de 3e génération

Avec le renouveau du nucléaire, de nombreux projets de centrales REB font l'objet de développements et d'études de conception, de commandes, d'examens par les Autorités de Sûreté, ou sont en construction. Ces nouveaux modèles de réacteurs sont de conception standardisée et présentent une sûreté améliorée, notamment une plus grande résistance aux accidents graves (séisme, chute d'un avion de ligne, perte de réfrigération primaire jusqu'au cas hypothétique de la fusion du cœur), une disponibilité plus élevée, une meilleure adaptation aux besoins des exploitants, une réduction des coûts et des délais de réalisation, des coûts d'exploitation plus bas et une durée de vie plus longue (jusqu'à 60 ans) que leurs prédécesseurs.

Plusieurs modèles incorporent des dispositifs de sûreté passive (ESBWR, KERENA).

5.1 ABWR

Aux États-Unis, tirant parti de l'expérience d'exploitation de la centrale japonaise Kashiwasaki 6 et 7, GE Co, d'abord associé à Toshiba (figure 9), a été le premier constructeur à obtenir l'accord de l'Autorité de Sûreté américaine (NRC) sur la conception de l'ABWR (Design Certification Application for New Reactors signée le 2 mai 1997). Parallèlement, le premier projet d'une centrale ABWR soumis à la NRC a été celui de l'exploitant South Texas Project Nuclear Operating Company (demande de licence de construction et d'exploitation COL pour la centrale South Texas 3 et 4).

Nota :

COL : Combined Licence Application autorise le licencié à construire et exploiter (aux conditions spécifiées) une centrale nucléaire sur un site donné. Une licence COL est valide 40 ans ; elle peut être prolongée de 20 ans.

L'ABWR fait aussi l'objet de commandes au Japon, où le parc de REB est important, et à Taïwan (Lungmen 1 et 2 pour Taïwan Power Company).

En Europe, l'ABWR a été déclaré conforme aux critères EUR ...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - HEDIN (F.) -   Les critères de choix pour la technologie eau légère.  -  RGN 2009, no 3, mai-juin 2009.

  • (2) - GUIDEZ (J.), CEA -   La R du CEA dans le domaine combustible.  -  RGN 2009, no 3, mai-juin 2009.

  • (3) - CHOHO (T.) et al., AREVA -   Les perspectives d'évolution des combustibles.  -  RGN 2009, no 3, mai-juin 2009.

  • (4) - MASON (M.), ABOU-KHADER -   Recent advances in nuclear power.  -  A review. Progress in Nuclear Energy, vol. 51, Issue 2, p. 225-235, fév. 2009.

  • (5) - TAKASHI SATO et al -   Two types of a passive safety containment for a near future BWR with active and passive safety systems.  -  Nuclear Engineering and Design, vol. 239, Issue 9, p. 1682-1692, sept. 2009.

  • (6) - DE LA ROSA (J.-C.) et al -   Review of condensation on the containment structures.  -  Progress...

1 Revues

Revue Générale Nucléaire

Nuclear Engineering and Design

Progress in Nuclear Energy

Nuclear Engineering International

Nuclear Technology

HAUT DE PAGE

2 Sites Internet

NRC (Nuclear Regulatory Commission) https://www.nrc.gov/about-nrc.html

CEA http://www.cea.fr

SFEN http://www.sfen.fr

The World Nuclear Association http://www.world-nuclear.org

General Electric Co

Hitachi http://www.pi.hitachi.co.jp

Toshiba http://www.toshiba.co.jp/nuclearenergy

Asea Brown Boveri (ABB) http://www.abb.com

AREVA http://www.areva.com

General Electric Co http://www.ge-energy.com

International Atomic Energy Commission (IAEA) http://www.iaea.org

Japanese Atomic Energy Commission (JAEC) http://www.aec.go.jp

Tokyo Electric Power Co (TEPCO) http://www.tepco.co.jp

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