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[Note de l'éditeur] Cet article décrit les réacteurs du type de ceux présents à la centrale de FUKUSHIMA. Une version actualisée paraîtra prochainement. Mais les réacteurs japonais étant anciens, ils correspondent exactement à ce qui est décrit dans cet article.
Réacteurs à eau ordinaire bouillante
Référence BN3130 | Date de publication : 10 janv. 2000

Pierre CACHERA

SOMMAIRE

  • 1 - Physique du cœur. Neutronique et thermohydraulique

    • 1.1 - Instabilités thermohydrauliques

    • 1.2 - Couplage entre neutronique et thermohydraulique

    • 1.3 - Coefficient de vide et coefficient de pression

    • 1.4 - Assemblages combustibles et structures du cœur

    • 1.5 - Barres de commande

    • 1.6 - Distribution des enrichissements et des poisons

    • 1.7 - Recirculation

  • 2 - Chimie des eaux. Matériaux

    • 2.1 - Radiolyse

    • 2.2 - Gainage

    • 2.3 - Circuit eau-vapeur

    • 2.4 - Activation et dépôt des émetteurs

    • 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 - Coûts de construction

    • 3.10 - Durée de vie

  • 4 - Sûreté

    • 4.1 - Barrières de confinement

    • 4.2 - Enceinte à réduction de pression

    • 4.3 - Montée en pression et excursions de puissance

    • 4.4 - Mécanismes des barres de commande

    • 4.5 - Soupapes de sûreté-décharge

    • 4.6 - Injections de sécurité

    • 4.7 - Excursion de puissance sans arrêt d’urgence

    • 4.8 - Fusion du cœur, confinement à long terme

    • 4.9 - Tenue au séisme

  • 5 - Avenir des réacteurs à eau bouillante

INTRODUCTION

La conception du réacteur à eau ordinaire bouillante (REB) découle de celle du réacteur à eau ordinaire sous pression (REP) développé 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 de l’interface eau-vapeur dans la cuve.

Libéré de ces contraintes, on devait 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 de GE Co), 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 (« Boiling Water Reactor » ou BWR aux États-Unis) fut lancée sur le marché mondial au début des années 1970 par la General Electric Company (GE Co) alors que simultanément Westinghouse faisait la promotion de son « Pressurised Water Reactor » (PWR ou REP).

Le REB n'a pas eu 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. Le problème n’avait pas été identifié au cours du développement, principalement basé sur des essais hors pile insuffisamment représentatifs des conditions réelles de fonctionnement.

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. Leur contribution la plus significative fut la suppression des boucles de recirculation externes qui s’étaient montrées défaillantes, les pompes de recirculation de l’eau de refroidissement du cœur étant implantées directement dans le fond inférieur de la cuve du réacteur.

Réalisant l’intérêt des nouvelles 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 lui aussi les pompes de recirculation dans la cuve (« Reactor Internal Pumps »). 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. Un niveau de compétitivité et une disponibilité élevés sont attendus. Le Japon compte ainsi 28 REB en exploitation (pour seulement 23 REP).

1. Physique du cœur. Neutronique et thermohydraulique

1.1 Instabilités thermohydrauliques
1.2 Couplage entre neutronique et thermohydraulique
1.3 Coefficient de vide et coefficient de pression
1.4 Assemblages combustibles et structures du cœur
1.5 Barres de commande
1.6 Distribution des enrichissements et des poisons
1.7 Recirculation

Le lecteur pourra également consulter les articles du présent traité : [B 3 012] Fission nucléaire, [B 3 025] Théorie des réacteurs nucléaires et [B 3 050] – Thermohydraulique des réacteurs.

Le cœur du réacteur (figure 1) est cylindrique comme celui du REP (réacteur à eau ordinaire sous pression). Les crayons combustibles sont disposés dans des assemblages ou boîtiers (assemblages allant de à  crayons) entre lesquels s’insèrent les barres de contrôle cruciformes. Des détecteurs de flux sont répartis à plusieurs niveaux dans le cœur. Des sources de neutrons antimoine-béryllium y sont également disposées pour contrôler la divergence au démarrage du réacteur (tableau 1).



Figure 1 - Cuve et structures internes de l’ABWR (GE Co)
La neutronique du REB (réacteur à eau ordinaire bouillante) est voisine de celle du REP, mais du fait du taux élevé d'ébullition dans le REB, pour un rapport de modération comparable (rapport donnant la sous-modération nécessaire pour que les coefficients de température et de vide soient toujours négatifs, afin d’assurer la stabilité et la sûreté), le ratio des volumes du REB est plus important (2,50 à 2,70 au lieu de 2,05). Pour cette raison et éviter le risque d’instabilité thermohydraulique évoqué au paragraphe 1.1, le cœur du REB est plus grand que celui du REP.

L’eau entre dans le cœur à une température un peu inférieure à la température de saturation et l’ébullition se développe ensuite le long des gaines du combustible. Le régime d’ébullition en masse assure de bonnes conditions d’échange thermique. Aux conditions normales de fonctionnement, la température de surface de la gaine n’est que de quelques dizaines de degrés Celsius supérieure à celle du réfrigérant. La crise d’ébullition, au-delà de laquelle il y aurait chute brutale du flux de chaleur à la paroi, est évitée en limitant le rapport du flux de chaleur au flux de chaleur critique (Minimum Critical Heat Flux Ratio : MCHFR) à 1,9.

Le taux de vide (fraction du canal occupée par la vapeur) varie en fonction des conditions de service. Des variations de densité du modérateur correspondantes, résulte un fort couplage entre neutronique et thermohydraulique.

1.1 Instabilités thermohydrauliques

Comme l’était celui des premiers REP, le cœur du REB est constitué de canaux de section carrée (872 canaux dans l’ABWR : Advanced Boiling Water Reactor) en parallèle, ce qui l’apparente au faisceau de tubes d’un générateur de vapeur industriel. La pression à l’entrée est la même pour tous les canaux. Il en est de même de la pression à la sortie. La perte de charge du fluide est donc la même dans tous les canaux et les débits s’ajustent en conséquence.

Si l'on impose dans l'un des canaux une puissance de chauffe constante et que l’on y fait croître le débit massique, on constate que sa perte de charge n'est pas une fonction monotone croissante du débit mais une fonction du 3e degré. Recoupée par une horizontale représentant la perte de charge imposée aux canaux, on note les trois solutions dont les deux extrêmes sont stables et cor-respondent :

  • l’une à un débit massique faible conduisant rapidement à une vaporisation totale: la vapeur s’échappe à grande vitesse en partie supérieure, ce qui engendre l'essentiel de la perte de charge ;

  • l’autre à un débit massique fort : l'eau reste alors liquide ou en début d'ébullition vers la sortie.

La possibilité d’avoir simultanément, en parallèle, l’un ou l’autre de ces deux régimes conduit à une situation indésirable, l’instabilité statique qui, une fois installée, reste stable dans le temps.

Pour l'exclure, on pose des diaphragmes de stabilité à l'entrée des canaux. Les pompes de recirculation y imposent un surcroît de perte de charge rendant la fonction « perte de charge en fonction du débit » monotone croissante. C'est la solution adoptée dans les REB, comme dans bon nombre de chaudières thermiques classiques.

Toute autre est l'instabilité dynamique qui peut apparaître dans un tube unique comme dans plusieurs, avec ou sans superposition à une instabilité statique. Une perturbation en un point du canal entraîne des conséquences différées non seulement à l'aval mais aussi en amont. L’apport d’énergie dans le mélange compressible peut engendrer des oscillations auto-entretenues.

La géométrie du canal de section carrée de côté 13,4 cm, sa longueur active comprise entre 366 et 381 cm et la pression dans le canal fixée autour de 72 bar déterminent la période des oscillations dans une fourchette de 2 à 2,1 s.

Un tel phénomène s'est produit dans le réacteur BWR-5 GE Co de La Salle-2 en 1988. Sur perte des deux pompes de recirculation, le repli sur un régime de refroidissement du cœur en circulation naturelle a fait passer le réacteur par un état instable au cours duquel les mesures de flux neutronique en pile (la constante de temps est très faible) ont enregistré des oscillations de puissance de 18 % à 118 % de la valeur nominale. Cette dernière pointe a déclenché l'arrêt d'urgence.

Contrairement à une idée reçue, la circulation naturelle n'est pas la panacée pour éviter l'instabilité, ainsi que le montre l'incident : les diaphragmes de stabilité à l'entrée ne sont efficaces que si la pression (pression exercée par la pompe ou par la colonne d’eau) peut y forcer un débit engendrant une perte de charge suffisamment importante.



Caractéristiques comparées des derniers BWR 5 japonais avec les ABWR

Le diaphragme de stabilité peut être, en tout ou partie, remplacé par une longueur du canal restant en eau à l'entrée, ce qui se produit lorsque l'écart entre la température de saturation correspondant à la pression et la température de l'eau à l'entrée s'accroît (c’est la sous-saturation (TsTe) à l'entrée du canal). Dans le canal lui-même la première grille d'espacement des crayons combustibles, ou grille d’entrée, peut être rendue résistante et porter un filtre à débris, jouant ainsi le rôle d’un diaphragme.

Le phénomène limite la puissance volumique du REB autour de 50 MW/3 (celle du REP atteint 100 MW/m3).




1.2 Couplage entre neutronique et thermohydraulique

La colonne d'eau montant dans les canaux du cœur reste liquide dans les 40 à 70 premiers centimètres avant d’entrer en ébullition et de former des bulles de vapeur sur le reste de la hauteur active du cœur.

A puissance et débit nominaux, la vapeur occupe déjà en moyenne 49 % du volume disponible dans les canaux à mi-hauteur du cœur. Lorsque l'écoulement diphasique monte dans la moitié supérieure du cœur, la fraction volumétrique de la vapeur n'augmente pas au prorata de l'intégrale de l'énergie apportée par la fission car, non seulement la vitesse du mélange s’accroît (ce que traduit l'équation de continuité), mais le glissement de la phase vapeur devient important (la vitesse de la vapeur augmente encore plus vite que celle de l’eau). Ainsi, en sortie de canal, la fraction volumétrique de vapeur est en moyenne de 65 % (75 % pour le canal le plus chargé) pour une moyenne de 41 % dans le volume total du cœur. Les bulles de vapeur constituent, dans le cœur, des lacunes qui diminuent fortement la réactivité : la baisse de réactivité va de – 160 p.c.m./ % de vide (
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