Introduction
Une partie de l'électricité fournie aux foyers et aux entreprises est générée par des turbines à vapeur dans les centrales nucléaires à réacteur à eau bouillante (BWR). La vapeur qui entraîne les turbines est produite dans le cœur du réacteur nucléaire.
Parties du réacteur à eau bouillante (BWR)
Le cœur du réacteur est constitué de pastilles d'oxyde d'uranium insérées dans des tubes appelés barres de combustible, qui sont assemblées en un faisceau de combustible. Lorsque ce faisceau est entouré d'une gaine rigide avec d'autres composants, il est désigné comme un assemblage de combustible. Quatre assemblages de combustible sont disposés en un motif carré appelé cellule de contrôle dans une conception typique de cœur de BWR. La cellule de contrôle est orientée verticalement à l'intérieur de l'enveloppe du cœur. Une barre de contrôle absorbant les neutrons est placée à l'intersection des quatre assemblages de combustible dans la cellule de contrôle pour réguler la réaction nucléaire. La barre de contrôle se déplace verticalement à l'intérieur de la cellule de contrôle. Plusieurs cellules de contrôle sont disposées à l'intérieur d'une enveloppe métallique formant le cœur du réacteur, qui produit la vapeur pour les turbines.
Assemblage de combustible pour réacteur à eau bouillante
Pièces/Composants
Pastille de combustible
La pastille de combustible est composée de divers ratios d'Uranium-238, Uranium-235, Gadolinium-155 et Gadolinium-157 sous forme d'oxyde. Les pastilles de combustible mesurent généralement environ 1,27 cm de longueur et 1,14 cm de diamètre. Elles ont des bords chanfreinés pour limiter l'interaction pastille-barre de combustible lors de l'expansion des pastilles. L'Uranium-238 et l'Uranium-235 fournissent le combustible pour la réaction de fission nucléaire. L'Uranium-235 subit directement la fission tandis que l'Uranium-238 se transforme en Plutonium-239, qui subit également la fission. Le Gadolinium-155 et le Gadolinium-157 agissent comme absorbeurs de neutrons temporaires, permettant l'ajout de l'uranium nécessaire pour faire fonctionner le réacteur pendant 12 à 24 mois. Sans l'ajout de Gadolinium, des barres de contrôle supplémentaires seraient nécessaires pour assurer le fonctionnement sûr et la capacité d'arrêt du réacteur.
Pastilles de combustible
Barres de combustible
Barre de combustible standard
La barre de combustible standard est constituée d'un tube creux d'environ 1,27 cm de diamètre et 406 cm de longueur. Elle est fabriquée en Zircaloy-2 pour ses propriétés matérielles et ses capacités de transfert de chaleur supérieures par rapport à d'autres alliages de zirconium. Chaque barre de combustible a des bouchons supérieurs et inférieurs en Zircaloy-2 soudés aux extrémités. Les bouchons d'extrémité de huit barres de combustible sont filetés. Chaque barre est remplie d'hélium à 44 psig (300 KPa) pour améliorer le transfert de chaleur de la pastille de combustible vers la gaine. Une barre de combustible standard est conçue pour résister à une pression interne de 1800 psia (1,24e4 KPa) et fonctionner avec des pressions externes comprises entre 1000 (68.e3 KPa) et 1100 psig (75,8e3 KPa).
Positions des barres
Barre de combustible de longueur partielle
Les barres de combustible de longueur partielle ne s'étendent qu'à environ 40 % de la longueur d'une barre standard à partir du bas du cœur. Elles permettent la production de Plutonium-239 dans les barres adjacentes à la région remplie de vapeur au-dessus du sommet de la barre partielle. Le Plutonium-239 contribue à la production de chaleur du cœur du réacteur et est créé par absorption de neutrons dans l'Uranium-238.
Barre d'eau
Les barres d'eau sont placées au centre du faisceau pour augmenter la production d'énergie au centre du faisceau de combustible. Cet agencement permet une combustion plus uniforme du combustible à travers le faisceau et une plus grande marge par rapport aux limites thermiques du combustible. Le diamètre extérieur de la barre d'eau est plus grand que celui de la barre de combustible standard. Selon la conception du combustible, un faisceau de combustible peut contenir de zéro à trois barres d'eau.
Pièces du faisceau de combustible
a. Plaque de liaison supérieure et poignée de levage
La plaque de liaison supérieure fixe l'extrémité supérieure des barres de combustible dans la position appropriée, soutient le canal et fournit une poignée par laquelle le faisceau peut être soulevé et déplacé. Les barres de combustible avec des bouchons filetés sont boulonnées à la plaque de liaison supérieure pour verrouiller le faisceau de combustible en place.
Pièces étiquetées de l'assemblage de combustible
b. Plaque de liaison inférieure et pièce de nez
La plaque de liaison inférieure fixe la position de l'extrémité inférieure des barres de combustible et soutient le poids du faisceau. Son extrémité inférieure centre le faisceau dans le support de combustible du cœur (c'est-à-dire, assure que le faisceau est correctement positionné dans le cœur) et elle fournit l'entrée pour le flux de refroidissement dans le faisceau. La pièce de nez de la plaque de liaison inférieure s'adapte précisément dans la pièce de support de combustible et dirige le flux de refroidissement à travers l'assemblage de combustible. Les barres de combustible avec des bouchons filetés sont boulonnées à la plaque de liaison inférieure pour verrouiller le faisceau de combustible en place
c. Entretoises de combustible
La fonction de l'entretoise est de maintenir les barres de combustible à l'emplacement approprié. Les entretoises fournissent le support latéral nécessaire pour supprimer les vibrations des barres de combustible et l'usure par frottement associée aux vibrations.
d. Ressorts à doigts
Les ressorts à doigts sont incorporés à l'extrémité inférieure du faisceau de combustible pour fournir un contact positif entre la plaque de liaison inférieure et le canal de combustible. Cet agencement minimise tout changement de flux de canal au cours de la durée de vie de l'assemblage de combustible.
Canal de combustible
Un canal de combustible a plusieurs fonctions :
- Distribution du flux.
- Surface de roulement pour les rouleaux de la lame de la barre de contrôle.
- Amélioration de la rigidité du faisceau de combustible.
- Protection des barres de combustible pendant la manipulation du combustible.
- Agit comme un dissipateur thermique de masse thermique pendant les conditions de perte d'accident de refroidissement (LOCA).
Le canal de combustible entoure le faisceau de combustible. Il fournit une barrière pour séparer deux chemins de flux parallèles. Environ 90 % du refroidissement circule à l'intérieur du canal de combustible pour éliminer la chaleur des barres de combustible. Environ 10 % du flux de refroidissement est dirigé vers la région entre les assemblages de combustible. Le flux de dérivation est nécessaire pour refroidir les barres de contrôle et l'instrumentation nucléaire.
Canal de combustible BWR
Barres de contrôle
Les barres de contrôle sont conçues pour une insertion suffisamment rapide pour éviter les dommages au combustible lors de tout transitoire de fonctionnement anormal. La position de la barre de contrôle, de complètement insérée à complètement retirée, contribue à la quantité d'énergie produite dans les assemblages de combustible adjacents. Lorsque la barre de contrôle est complètement insérée, les assemblages de combustible adjacents ne peuvent pas soutenir une réaction en chaîne de fission. Une barre de contrôle typique est constituée d'un réseau cruciforme de tubes en acier inoxydable remplis de la forme en poudre de poison au carbure de bore (B4C).
Barres de combustible PWR et barre de contrôle
Comment fonctionnent les assemblages de combustible
L'eau entrant dans l'assemblage de combustible par la pièce de nez dans la plaque de liaison inférieure entre en collision avec des neutrons de fission à haute énergie et absorbe la chaleur produite par la fission. À mesure que l'eau monte dans le faisceau de combustible, des collisions successives se produisent et à mesure que plus de chaleur de fission est absorbée, la température de l'eau augmente jusqu'à atteindre le point d'ébullition. Au sommet du faisceau de combustible, l'eau quitte la plaque de liaison supérieure et le canal sous forme de vapeur et est dirigée hors du cœur du réacteur. L'eau est constamment pompée vers l'assemblage de combustible pour compenser l'eau quittant le faisceau de combustible sous forme de vapeur. Presque chaque neutron de fission subit plusieurs collisions avec le refroidissement, ce qui fait chuter le niveau d'énergie du neutron au point que le neutron peut être absorbé par l'Uranium-235 ou le Plutonium-239. Certains neutrons à haute énergie fuient du cœur du réacteur et certains neutrons sont absorbés dans des matériaux du cœur autres que le combustible. Un pourcentage des neutrons absorbés dans le combustible subit une fission nucléaire et environ 2,5 neutrons à haute énergie naissent. Les neutrons à haute énergie de la fission entrent en collision avec l'eau et le processus se répète.
Variations de conception des assemblages de combustible
GE-2 - Faisceau de combustible 7x7.
GE-3 - Faisceau de combustible 7x7 amélioré avec 49 barres de combustible, dont une est segmentée.
GE-4 - Faisceau de combustible 8x8 avec 63 barres de combustible et 1 barre d'eau.
GE-5 - Faisceau de combustible 8x8 rétrofit pressurisé à l'hélium et ayant des faisceaux de combustible avec barrière contenant 62 barres de combustible et deux barres d'eau.
GE-6 & 7 - pressurisé à 3 atmosphères standard (300 KPa) avec barrière de combustible
GE-8 - Réseau 8x8 avec 58 à 62 barres de combustible et 2-6 barres d'eau. Pressurisé à 5 atmosphères standard (510 KPa) avec hélium.
GE-10 - Réseau 8x8 de 60 barres de combustible de longueur complète et une grande barre d'eau centrale.
GE-11 & 13 - Réseau 9x9 de 66 barres de combustible de longueur complète, 8 barres de longueur partielle, et deux grandes barres d'eau centrales.
GE-12 & 14 - Réseau 10x10 de 78 barres de combustible de longueur complète, 14 barres de longueur partielle, et deux grandes barres d'eau centrales.
GNF-2 - Faisceau de combustible 10X10 avec deux barres d'eau et des barres de combustible partielles de deux longueurs ; environ 40 % et 70 % de la barre de combustible standard.
GNF-3 - Faisceau de combustible 10X10 avec une grande barre d'eau centrale et des barres de combustible partielles de deux longueurs ; environ 40 % et 70 % de la barre de combustible standard.
Triton11 - Faisceau de combustible 11X11 avec trois barres d'eau et des barres de combustible partielles de deux longueurs ; environ 33 % et 67 % de la barre de combustible standard.
Barres de combustible - Dans certaines conceptions, l'intérieur de la barre de combustible est revêtu de zirconium pur pour absorber la force des pastilles de combustible en expansion. Certaines barres de combustible sont fabriquées en Zircalloy-4 ou en alliages de zirconium avancés.
Barres de contrôle - Certaines conceptions utilisent des alliages de hafnium ou d'argent-indium-cadmium
Avantages du réacteur à eau bouillante (BWR)
- Le réservoir du réacteur et les composants associés fonctionnent à une pression sensiblement plus basse d'environ 1 000–1 100 psi (6,9e3 – 7,5e3 Kpa) par rapport à environ 2 250 psi (15e3 KPa) dans un réacteur à eau pressurisée (PWR).
- Le réservoir sous pression est soumis à une irradiation significativement moindre par rapport à un PWR et ne devient donc pas aussi fragile avec l'âge.
- Fonctionne à une température de combustible nucléaire plus basse, principalement en raison du transfert de chaleur par la chaleur latente de vaporisation, par opposition à la chaleur sensible dans les PWR.
- Risque plus faible (probabilité) de rupture causant une perte de refroidissement par rapport à un PWR, et risque plus faible de dommages au cœur en cas de rupture. Cela est dû à moins de tuyaux, moins de tuyaux de grand diamètre, moins de soudures et pas de tubes de générateur de vapeur.
- Les BWR ont généralement une redondance N-2 sur leurs principaux systèmes liés à la sécurité, qui consistent normalement en quatre "trains" de composants. Cela signifie que jusqu'à deux des quatre composants d'un système de sécurité peuvent échouer et que le système fonctionnera toujours s'il est sollicité.
Inconvénients du réacteur à eau bouillante (BWR)
- Les BWR nécessitent des calculs plus complexes pour gérer la consommation de combustible nucléaire pendant le fonctionnement en raison du "flux de fluide à deux phases (eau et vapeur)" dans la partie supérieure du cœur. Cela nécessite également plus d'instrumentation dans le cœur du réacteur.
- Réservoir de pression du réacteur plus grand que pour un PWR de puissance similaire, avec un coût correspondant plus élevé, pour les anciens modèles qui utilisent encore un générateur de vapeur principal et la tuyauterie associée.
- Contamination de la turbine par des produits d'activation de courte durée. Cela signifie que le blindage et le contrôle d'accès autour de la turbine à vapeur sont nécessaires pendant les opérations normales en raison des niveaux de radiation résultant de la vapeur entrant directement du cœur du réacteur. C'est une préoccupation modérément mineure, car la plupart du flux de radiation est dû à l'azote-16 (activation de l'oxygène dans l'eau), qui a une demi-vie de 7,1 secondes, permettant d'entrer dans la chambre de la turbine dans les minutes suivant l'arrêt. Une expérience extensive démontre que la maintenance en arrêt sur la turbine, les composants de condensat et d'eau d'alimentation d'un BWR peut être effectuée essentiellement comme une centrale à combustibles fossiles.
- Des préoccupations ont été soulevées concernant la capacité de confinement de pression du confinement Mark I tel que construit, non modifié - que cela pourrait être insuffisant pour contenir les pressions générées par une faute limitante combinée à une défaillance complète du système de refroidissement d'urgence du cœur (ECCS) qui entraîne des dommages extrêmement sévères au cœur. Dans ce scénario de double défaillance, supposé extrêmement improbable avant les accidents nucléaires de Fukushima I, un confinement Mark I non modifié peut permettre une certaine libération de radioactivité. Cela est censé être atténué par la modification du confinement Mark I ; à savoir, l'ajout d'un système de cheminée d'évacuation qui, si la pression de confinement dépasse des points de consigne critiques, est censé permettre la décharge ordonnée des gaz de pressurisation après que les gaz aient traversé des filtres à charbon actif conçus pour piéger les radionucléides.