ont été conçues pour résister aux températures et pressions qui pourraient être atteintes en situation accidentelle et pour présenter une étanchéité satisfaisante dans ces conditions. Les enceintes de confinement des réacteurs à eau sous pression sont de deux types: –les enceintes de type 900 MWe, qui sont constituées d’une paroi en béton précontraint. Cette paroi assure la résistance mécanique à la pression qui résulterait de l’accident le plus sévère pris en compte à la conception, ainsi que l’intégrité de la structure vis-à-vis d’une agression externe. L’étanchéité est, quant à elle, assurée par une peau métallique de faible épaisseur située sur la face interne de la paroi en béton; –les enceintes de type 1300 MWe et 1450 MWe, qui sont constituées de deux parois, à savoir la paroi interne en béton précontraint et la paroi externe en béton armé. L’étanchéité est assurée par la paroi interne et le système de ventilation (EDE) qui collecte, dans l’espace entre les parois, les fluides radioactifs et les produits de fission qui pourraient résulter d’accidents à l’intérieur de l’enceinte; la résistance aux agressions externes est principalement assurée par la paroi externe. 1 1 5 Les principaux circuits auxiliaires et de sauvegarde Le système de refroidissement du réacteur à l’arrêt (RRA) a pour fonction, lors de la mise à l’arrêt normal du réacteur, d’évacuer la chaleur du circuit primaire et la puissance résiduelle du combustible, puis de maintenir l’eau primaire à basse température tant qu’il y a du combustible dans le cœur. En effet, après l’arrêt de la réaction en chaîne, le cœur du réacteur continue à produire de la chaleur, qu’il est nécessaire d’évacuer pour ne pas endommager le combustible. Le circuit RRA sert également à vidanger la piscine du réacteur après rechargement du combustible. Le système de contrôle chimique et volumétrique du réacteur (RCV) permet, pendant le fonctionnement de la chaudière, de contrôler la réactivité par régulation de la concentration en bore du réfrigérant primaire et d’ajuster la masse d’eau du circuit primaire en fonction des variations de température. Le RCV permet également de maintenir la qualité de l’eau du circuit primaire, en réduisant sa teneur en produits de corrosion et de fission par injection de produits chimiques (des inhibiteurs de corrosion par exemple). Enfin, ce circuit assure l’injection aux joints des groupes motopompe primaires. Le rôle des systèmes de sauvegarde est de maîtriser et de limiter les conséquences des incidents et des accidents. Il s’agit principalement du circuit d’injection de sécurité (RIS), du circuit d’aspersion dans l’enceinte du bâtiment réacteur (EAS) et du circuit d’eau alimentaire de secours des générateurs de vapeur (ASG). Le circuit RIS injecte de l’eau borée dans le cœur du réacteur en cas d’accident afin d’étouffer la réaction nucléaire et d’évacuer la puissance résiduelle. Il se compose d’accumulateurs sous pression, qui fonctionnent de manière passive, et de différentes pompes, aux débits et pressions de refoulement adaptés pour répondre aux différents types d’accidents. En cas d’accident, ces pompes aspirent dans un premier temps l’eau d’un réservoir de 2000 m3 dit PTR. Puis, lorsque ce réservoir est vide, elles sont connectées aux puisards du bâtiment du réacteur, où est recueillie l’eau pulvérisée par le système EAS, ainsi que l’eau qui s’échapperait du circuit primaire en cas de fuite sur ce circuit. En cas d’accident conduisant à une augmentation de pression et de température dans le bâtiment réacteur, le circuit EAS pulvérise de l’eau additionnée de soude, afin de rétablir des conditions ambiantes acceptables, de préserver l’intégrité de l’enceinte de confinement et de rabattre au sol les aérosols radioactifs éventuellement disséminés. Le circuit ASG permet de maintenir le niveau d’eau secondaire dans les générateurs de vapeur et donc de refroidir l’eau du circuit primaire en cas d’indisponibilité de leur système d’alimentation normale (ARE). Il est également utilisé en fonctionnement normal et lors des phases d’arrêt et de démarrage du réacteur. 294
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