systèmes assurant le fonctionnement et la sûreté du réacteur: les circuits de contrôle chimique et volumétrique, de refroidissement à l’arrêt, d’injection de sécurité, d’aspersion dans l’enceinte, d’alimentation en eau des générateurs de vapeur, les systèmes électriques, de contrôle-commande et de protection du réacteur. À la chaudière nucléaire sont également associés des circuits et systèmes assurant des fonctions «supports»: traitement des effluents primaires, récupération du bore, alimentation en eau, ventilation et climatisation, alimentation électrique de sauvegarde (groupes électrogènes à moteur diesel). L’îlot nucléaire comprend également les systèmes d’évacuation de la vapeur vers l’îlot conventionnel, ainsi que le bâtiment abritant la piscine d’entreposage du combustible. L’îlot conventionnel comprend notamment la turbine, l’alternateur et le condenseur. Certains composants de ces matériels participent à la sûreté du réacteur. Les circuits secondaires appartiennent pour partie à l’îlot nucléaire et pour partie à l’îlot conventionnel. 1⎮ 1⎮ 2 Le cœur, le combustible et sa gestion Le cœur du réacteur est constitué de crayons contenant des pastilles d’oxyde d’uranium ou d’un mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium (combustible dit «MOX») groupés en assemblages combustibles, contenus dans une cuve en acier. Lors de leur fission, les noyaux d’uranium ou de plutonium émettent des neutrons qui provoquent, à leur tour, d’autres fissions: c’est la réaction en chaîne. Ces fissions nucléaires dégagent une grande quantité d’énergie, sous forme de chaleur. L’eau du circuit primaire pénètre dans le cœur par la partie inférieure, à une température d’environ 285 °C, remonte le long des crayons combustibles, et ressort par la partie supérieure à une température de l’ordre de 320 °C. Au début d’un cycle de fonctionnement, le cœur représente une réserve d’énergie très importante. Celle-ci diminue progressivement pendant le cycle au fur et à mesure que disparaissent les noyaux fissiles. La réaction en chaîne, et donc la puissance du réacteur, est maîtrisée par : –l’introduction plus ou moins profonde dans le cœur de dispositifs appelés «grappes» de commande qui contiennent des éléments absorbant les neutrons. Elles permettent de démarrer et d’arrêter le réacteur et d’ajuster sa puissance à la quantité d’énergie électrique que l’on veut produire. La chute des grappes par gravité permet l’arrêt automatique du réacteur; – la variation de la teneur en bore de l’eau du circuit primaire. Le bore, présent dans l’eau du circuit primaire sous forme d’acide borique dissous, permet de modérer, par sa capacité à absorber les neutrons, la réaction en chaîne. La concentration en bore est ajustée pendant le cycle en fonction de l’épuisement progressif du combustible en matériau fissile. Le cycle de fonctionnement s’achève lorsque la valeur de la concentration en bore devient nulle. Une prolongation est toutefois possible, si l’on abaisse la température, et éventuellement la puissance, en dessous de leurs valeurs nominales. En fin de campagne, le cœur du réacteur est déchargé afin de renouveler une partie du combustible. EDF utilise deux types de combustibles dans les réacteurs à eau sous pression: –des combustibles à base d’oxyde d’uranium (UO2) enrichi en uranium 235. Ces combustibles sont fabriqués en grande majorité par la société FBFC, filiale du groupe AREVA. Toutefois, depuis 1980, dans un souci de diversification de ses approvisionnements, EDF se fournit auprès de plusieurs fabricants étrangers de combustible. Le taux d’enrichissement en uranium 235 du combustible UO2 chargé dans le réacteur est limité à 4,2% (enrichissement maximal autorisé pour le combustible du palier CP0); –des combustibles constitués par un mélange d’oxydes d’uranium appauvri et de plutonium (MOX). Le combustible MOX est produit par l’usine MELOX appartenant au groupe AREVA et située à Marcoule. La teneur initiale en plutonium est limitée à 8,65% en moyenne par assemblage combustible et permet d’obtenir une équivalence énergétique avec du combustible UO2 initialement enrichi à 3,7% en uranium 235. Ce combustible peut être utilisé dans les réacteurs des paliers CP1 et CP2 dont les décrets d’autorisation de création (DAC) prévoient l’utilisation de combustible MOX, soit vingt-deux réacteurs sur vingt-huit. La gestion du combustible est différente en fonction des différents paliers de réacteurs. Elle peut être caractérisée notamment par: –la nature du combustible utilisé et sa teneur initiale en matière fissile; –le taux d’épuisement maximal du combustible lors de son retrait du réacteur, caractérisant la quantité d’énergie extraite par tonne de matière (exprimé en GWj/t); – la durée d’un cycle de fonctionnement (exprimée généralement en mois); –le nombre d’assemblages combustibles neufs rechargés à l’issue de chaque arrêt du réacteur pour renouveler le combustible (généralement un tiers ou un quart du total des assemblages); –le mode de fonctionnement du réacteur avec ou sans variation importante de puissance permettant de caractériser les sollicitations subies par le combustible. 12 CHAPITRE LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF 303
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