Fonctionnement d’une centrale nucléaire

Fonctionnement d’une centrale nucléaire

Les différentes centrales en France

Le parc nucléaire français est actuellement constitué de 59 réacteurs à eau sous pression répartis sur 19 sites permettant la production d’environ 70% de l’électricité produite en France. Ces installations ont une puissance allant de 900MWe à 1600MWe, utilisant l’eau sous pression pour transporter la chaleur produite par les réactions nucléaires. Ces infrastructures sont constituées de six générations de réacteurs différents du fait de l’évolution technologique appelée « palier ». Ces différentes générations de réacteurs contribuent à expliquer les différences entre les sites nucléaires sur la nature et l’origine des radionucléides retrouvés en cas de contamination.

On retrouve donc les paliers :
• CP0 : six réacteurs de 900 MégaWatts électriques (MWe) au Bugey et à Fessenheim ; ce sont les premiers réacteurs mis en service encore en activité ;
• CPY : vingt-huit réacteurs de 900 MWe au Blayais, à Chinon, à Cruas-Meysse, à Dampierre-en-Burly, à Gravelines, à Saint-Laurent-des-Eaux et au Tricastin ;
• P4 : huit réacteurs de 1300 MWe à Flamanville, Paluel et Saint-Alban ;
• P’4 : douze réacteurs de 1300 MWe à Belleville, Cattenom, Golfech, Nogent-sur Seine et Penly ;
• N4 : quatre réacteurs de 1450 MWe à Chooz et Civaux ;
• EPR : un réacteur de 1600 MWe en construction à Flamanville.

Principe de fonctionnement

Les réacteurs nucléaires utilisent la chaleur émise par la fission nucléaire engendrée par le flux neutronique au sein de la cuve du réacteur, transportée grâce à l’eau sous pression au sein des circuits primaires et secondaires afin d’actionner une turbine productrice d’électricité.

Le circuit primaire, origine de la contamination 

Trois circuits d’eau différents sont nécessaires afin d’éviter tout transfert d’éléments radioactifs. Un premier circuit constitué de quatre boucles, appelé circuit primaire, où l’eau est directement au contact des éléments combustibles. C’est un circuit « fermé » où l’eau est utilisée comme fluide caloporteur et également modérateur permettant le ralentissement des neutrons, favorisant ainsi la réaction en chaine.

L’eau du circuit primaire est à 320°C en phase de fonctionnement et maintenue sous forme liquide à l’aide de pressuriseurs. Elle y est transportée au sein des différents générateurs de vapeurs à l’aide des GMPP (Groupe moto pompe primaire).

Le cœur du réacteur est constitué de 193 assemblages de combustible (pour une puissance de 1300 MWe). Chaque assemblage est composé de 264 crayons constitués chacun de 272 pastilles de dioxydes d’uranium. La réaction de fission nucléaire se produit au sein de la cuve du circuit primaire. Elle est contrôlée grâce au mécanisme de commande de grappes et à la chimie du fluide primaire. La chaleur produite au sein du cœur est transmise au circuit secondaire par échange thermique au niveau des générateurs de vapeur. Il n’y a donc pas d’échange direct entre le circuit primaire et secondaire, la contamination radioactive des circuits est alors limitée au circuit primaire.

Le circuit secondaire

Le passage du fluide primaire se fait au niveau des faisceaux tubulaires en U . L’eau du circuit secondaire passe alors sous forme vapeur au sein du générateur de vapeur, entrainant par la suite les turbines et l’alternateur.

Le circuit de refroidissement

Après passage de la turbine, cette vapeur est ensuite à nouveau condensée par échange thermique au sein du condenseur dans lequel circule l’eau froide provenant de la mer, d’un fleuve. Il s’agit du seul circuit ouvert de la centrale. En bordure de fleuve ou de rivière, la température de l’eau du circuit de refroidissement est abaissée à l’aide de grandes tours appelés aéroréfrigérants.

Maintenance de la centrale (arrêt de tranche)

Au cours de son exploitation, le réacteur nucléaire entre dans différentes phases de fonctionnement :
– le démarrage et fonctionnement normal,
– la mise à l’arrêt du réacteur (mise à l’arrêt à froid – MAF) permettant l’ouverture, l’entretien périodique des installations, le déchargement combustible usagé et le rechargement combustible neuf.
– le redémarrage.

Cette phase, du fonctionnement normal puis mise à l’arrêt jusqu’au redémarrage du réacteur, constituent un « cycle ». Il correspond à une période d’une année environ.

Origine de la contamination en centrale nucléaire

L’origine d’une éventuelle contamination interne des salariés travaillant en zone contrôlée résulte, soit de l’incorporation d’éléments activés provenant du circuit primaire, appelés produits d’activation ou alors de l’incorporation d’éléments habituellement confinés dans le combustible, appelés produits de fission. Il est donc important de comprendre comment se déroulent les processus de formation de cette contamination.

Produits d’activation

Formation des produits d’érosion, corrosion du circuit primaire

Le circuit primaire est constitué de différents matériaux métalliques appelés alliages. On y retrouve :
– des Aciers inoxydables constituant les tuyauteries et le revêtement de la cuve ;
– des Inconel, alliage à base de nickel que l’on trouve notamment dans les tubes du générateur de vapeur ;
– des Zircaloy, alliage à base de zirconium composant, entre autres, le gainage des assemblages combustibles ;
– des Stellites, alliage à base de Cobalt, utilisés pour les vannes et pompes.

L’altération des matériels est secondaire à trois principaux phénomènes : l’érosion, l’abrasion et la corrosion chimique.
– L’érosion est définie par une altération des surfaces en contact avec un fluide provoquée par la circulation à grande vitesse du fluide. C’est un phénomène mécanique.
– L’abrasion se caractérise par l’altération des surfaces provoquée par le frottement des matières en suspension présentes dans le fluide en contact. Il s’agit également d’un phénomène mécanique.
– La corrosion désigne l’altération d’un matériau par réaction chimique avec un oxydant. La corrosion des métaux est un phénomène naturel et courant. Par exemple, le fer se dissout naturellement dans l’eau.

On distingue habituellement les phénomènes de corrosion en trois groupes : la corrosion uniforme, la corrosion sous contrainte et la corrosion-usure.
– La corrosion uniforme se traduit par une diminution généralisée de l’épaisseur du matériau progressant à la même vitesse sur l’ensemble de la surface (2).
– La corrosion sous contrainte correspond à l’altération locale des propriétés protectrices de la couche passive. Elle peut être liée à une agression chimique (corrosion par piqures) ou à une sollicitation mécanique importante (ex : changement de densité du combustible, apparition de gaz de fissions pour le gainage combustible).
– La corrosion usure appelée également « tribocorrosion » est définie comme un processus impliquant l’action conjuguée de la corrosion et du frottement entre deux surfaces glissantes en contact .

Le circuit primaire d’une centrale à eau sous pression est conditionné par trois éléments :
– l’acide borique (H3BO3)
– la lithine (LiOH)
– l’hydrogène (H2).

Les matériaux choisis pour la constitution du circuit primaire sont peu sensibles à la corrosion mais le contrôle du fonctionnement de l’installation nécessite l’emploi d’acide borique qui possède des propriétés neutrophagiques permettant de contrôler la réaction nucléaire en stabilisant la réaction en chaine au sein de la cuve du réacteur. Or, l’acide borique a une action corrosive qui aggrave le processus naturel de corrosion des matériaux constituant les circuits primaires. La concentration en Bore utilisé va dépendre de l’activité du combustible présent au sein de la cuve. En effet, lorsque le combustible est neuf, la concentration en acide borique est maximale (2500ppm). Au cours de l’exploitation du réacteur, le combustible s’appauvrit en Uranium 235 (fissile) impliquant une diminution de la concentration d’acide borique au sein du circuit primaire par l’exploitant. Afin de limiter l’action corrosive de l’acide borique, il est nécessaire de neutraliser son effet. Ceci est réalisé grâce à une espèce basique : la lithine. Elle permet le contrôle du pH du circuit primaire en se plaçant à un pH dit « de moindre corrosion» : pH de 7.2 à 300°C. La concentration en lithine va dépendre de la quantité d’acide borique présent au sein du fluide primaire, définie par le diagramme de Stutzmann (courbe illustrant la zone dite « de fonctionnement normal » du fluide primaire selon la concentration en lithine et en bore).

L’utilisation de l’hydrogène permet d’éviter la formation d’espèces oxydantes (oxygènes et peroxydes d’hydrogène) produites par la radiolyse de l’eau. Ces espèces aggraveraient la corrosion des matériaux du circuit primaire.

Table des matières

INTRODUCTION
1 FONCTIONNEMENT D’UNE CENTRALE NUCLEAIRE
1.1 LES DIFFERENTES CENTRALES EN FRANCE
1.2 PRINCIPE DE FONCTIONNEMENT
1.3 LE CIRCUIT PRIMAIRE, ORIGINE DE LA CONTAMINATION
1.4 LE CIRCUIT SECONDAIRE
1.5 LE CIRCUIT DE REFROIDISSEMENT
1.6 MAINTENANCE DE LA CENTRALE (ARRET DE TRANCHE)
2 ORIGINE DE LA CONTAMINATION EN CENTRALE NUCLEAIRE
2.1 PRODUITS D’ACTIVATION
2.1.1 Formation des produits d’érosion, corrosion du circuit primaire
2.1.2 Activation des produits d’érosion, de corrosion du circuit primaire
2.1.3 Radionucléides retrouvés dans le circuit primaire
2.2 PRODUITS DE FISSION
2.3 FORME PHYSICO CHIMIQUE ET GRANULOMETRIE DES RADIOCONTAMINANTS
2.3.1 Forme chimique
2.3.2 Granulométrie
2.4 MODALITES DE PURIFICATION DU CIRCUIT PRIMAIRE
2.4.1 Le circuit de contrôle volumétrique et chimique (Système RCV)
2.4.2 Etape clé : la mise à l’arrêt à froid
3 NOTIONS ELEMENTAIRES DE PHYSIQUE NUCLEAIRE
3.1 LES DIFFERENTS TYPES DE RAYONNEMENTS IONISANTS
3.1.1 Les rayonnements directement ionisants
3.1.2 Les rayonnements indirectement ionisants
3.2 PHYSIQUE NUCLEAIRE
3.2.1 Notions de base
3.2.2 Unités de mesure utilisées en radioprotection
3.2.3 Modes d’exposition
4 EFFETS DES FAIBLES DOSES DE RAYONNEMENTS IONISANTS SUR L’HOMME
4.1 RADIOBIOLOGIE DES FAIBLES DOSES
4.2 RADIOSENSIBILITE INDIVIDUELLE
4.3 RELATION DOSE-EFFET DES RAYONNEMENTS IONISANTS AUX FAIBLES DOSES
4.4 PROTECTION DES TRAVAILLEURS
5 CHAINE DE SURVEILLANCE DE LA CONTAMINATION INTERNE
5.1 ORGANISATION DE LA ZONE CONTROLEE
5.2 STATIONS DE SURVEILLANCE
5.3 PORTIQUES DE CONTROLE RADIOLOGIQUE
6 L’ANTHROPOGAMMAMMETRIE
6.1 PRINCIPE DE FONCTIONNEMENT
6.2 MATERIELS
6.3 LA MESURE ATP
6.4 VALIDATION TECHNIQUE DE LA MESURE
6.4.1 Spectre ATP normal
6.4.2 Spectre ATP anormal
6.5 EVALUATION DE LA DOSE EFFICACE ENGAGEE LIEE A LA CONTAMINATION INTERNE
6.5.1 Evaluation de l’activité incorporée
6.5.2 Utilisation des DPUI
7 CINETIQUE D’UNE CONTAMINATION INTERNE
7.1 MODELES METABOLIQUES
7.2 MODELE PAR INHALATION
7.2.1 Dépôt des aérosols
7.2.2 Translocation – Epuration
7.3 MODELE PAR INGESTION
7.4 COMPARAISON DES MODELES D’INCORPORATION
8 EXAMENS RADIOTOXICOLOGIQUES
8.1 NATURE DES EXAMENS RADIOTOXICOLOGIQUES
8.1.1 Les selles
8.1.2 Les urines
8.2 LES MODELES BIOCINETIQUES
9 BILAN DES EXPOSITIONS INTERNES
9.1 BILAN IRSN
9.2 BILAN EDF
10 PRINCIPES ACTUELS D’EVALUATION DE LA DOSE INTERNE ET PERSPECTIVES FUTURES
10.1 PROTOCOLE DE DETECTION ET DE PRISE EN CHARGE D’UNE CONTAMINATION
10.2 DECONTAMINATION AU SST
10.3 CONTROLE DE LA CONTAMINATION INTERNE
CONCLUSION

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