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Réacteurs nucléaires de propulsion navale| Réf : BN3215 v1
Auteur(s) : Daniel BASTIEN
Date de publication : 10 janv. 2000
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L’une des premières préoccupations des responsables soviétiques du programme RBMK, après l’accident de Chernobyl, fut de diminuer la valeur du coefficient de vide très positif liée à la conception même des réacteurs. Deux voies étaient possibles :
diminution de la masse de graphite afin de placer le point de fonctionnement, en terme de réactivité, en amont du maximum de réactivité sur la courbe de la réactivité en fonction du rapport de modération. Dans ces conditions, une diminution de la masse du modérateur (graphite + eau), en l’occurrence une trop grande vaporisation de l’eau dans les canaux, conduit à une baisse de réactivité et non l’inverse comme c’était le cas pour le rapport de modération retenu pour les RBMK existants. Cette solution est très difficile à mettre en œuvre, sinon impossible, dans les réacteurs déjà construits, mais a pu être retenue pour le réacteur n 5 en cours de construction à la centrale de Kursk ;
Augmentation de la quantité de matériau absorbant dans le cœur : ceci peut se faire dans les réacteurs existants et a été réalisé en remplaçant des éléments combustibles par des éléments absorbants fixes en acier boré. Dans les réacteurs de 1 000 MW, 80 assemblages absorbants supplémentaires ont été introduits et 50 dans les réacteurs de 1 500 MW. Si nécessaire, la perte de réactivité potentielle du cœur induite est compensée par un léger enrichissement du combustible en 235U ce qui contribue également à faire baisser le coefficient de vide. Dans les réacteurs de 1 000 MW l’enrichissement est passé de 2 à 2,4 %, dans ceux de 1 500 MW il a été maintenu à 2 %.
Il faut noter que cette solution n’a pas été poussée jusqu’à obtenir un coefficient de vide nul, voire négatif, et ce pour des raisons de sûreté. En effet pour toutes les sécurités basées sur un coefficient de vide positif, une valeur nulle ou négative...
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(1) - DOLLEZHAL (N.A.), EMEL’YANOV (I.YA.) - Réacteur nucléaire de puissance à tubes de force. - Atomizdat, Moscow 1980.
(2) - * - Rapport de sûreté du réacteur Smolensk 3. 1993.
(3) - ALMENAS (K.), KALIATKA (A.), USPURAS (E.) - Ignalina RBMK 1500. - A source book, Lithuanian Energy Institute, Kaunas 1994.
(4) - L’accident et la sûreté des réacteurs de la filière RBMK. - GRS 129, Berlin, févr. 1996.
(5) - General regulation for nuclear power plant safety. - URSS - OPB 88, Moscow 1989.
(6) - Multiple pressure tube rupture in channel type reactor. - IAEA/EBP/RBMK 02, Vienna, août 1995.
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