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LES CENTRALES NUCLEAIRE A REACTEUR A EAU SOUS PRESSION
Fonctionnement des réacteurs à eau sous pression
Toute centrale électrique thermique dispose d’une source de chaleur qu’elle transforme en énergie mécanique puis en énergie électrique. Les centrales classiques utilisent la chaleur dégagée par la combustion de combustibles fossiles (fuel, charbon, gaz), tandis que les centrales nucléaires convertissent celle qui est dégagée par la fission des atomes d’uranium ou de plutonium. Afin de répondre aux enjeux économiques et écologiques des années 1970 en matière de production d’énergie, la France a instauré une nouvelle politique basée sur le développement du secteur nucléaire. Les 19 centrales nucléaires françaises en exploitation comportent chacune deux à six réacteurs à eau sous pression (REP), pour un total de 58 réacteurs distingués par leur puissance énergétique allant de 900MWe à 1450 MWe. Chaque tranche est composée de trois circuits (primaire, secondaire et le circuit de refroidissement), et d’un cœur contenant le combustible nucléaire.
Brièvement, la réaction en chaîne de fission du combustible libère de la chaleur et réchauffe le fluide primaire maintenu liquide par un pressuriseur. Elle est contrôlée par conditionnement chimique du fluide primaire et par contrôle des réactions neutrophages dans le cœur. L’eau chaude circule à l’aide de pompes dans des tubes de générateurs de vapeur, appelés également échangeurs thermiques afin de vaporiser l’eau du circuit secondaire. Ainsi, la vapeur produite fait tourner une turbine, qui entraîne à son tour un alternateur pour la production de l’électricité. A la sortie de la turbine, la vapeur est refroidie pour repasser à l’état liquide. Cette opération est réalisée grâce au circuit de refroidissement qui est indépendant des deux autres. Il comporte un condensateur qui est composé de milliers de tubes parcourus par de l’eau froide provenant de la mer ou d’une rivière. La vapeur du circuit secondaire se condense au contact des tubes afin d’être acheminée à l’aide d’une pompe, vers les générateurs de vapeur pour un nouveau cycle. L’eau extérieure du condensateur est renvoyée à sa source, des tours de refroidissement (aéroréfrigérant) peuvent aussi participer à son refroidissement si le débit de la rivière est trop faible.
Présentation du circuit primaire
Le circuit primaire d’un réacteur à eau pressurisée est composé de trois ou quatre boucles suivant la puissance du réacteur (Figure I-2). Chaque boucle comprend une pompe primaire et un générateur de vapeur. La pompe permet la circulation du fluide dans le cœur du réacteur où il est chauffé puis permet son entrée dans les générateurs de vapeur avant de retourner dans le cœur. La température du fluide primaire évolue entre 285°C et 325°C. Une pression d’environ 155 bars est appliquée par le pressuriseur afin de maintenir le fluide primaire constamment liquide.
Le combustible nucléaire des REP est l’oxyde d’uranium faiblement enrichi en 235U, dans une composition allant de 3 à 5%. Ce combustible est conditionné sous forme de pastilles cylindriques empilées et maintenues dans des gaines en Zircaloy (alliage de zirconium) appelées crayons combustibles. Ces crayons sont agencés sous forme d’assemblage dont la tenue mécanique est assurée par des grilles. Les assemblages les plus couramment utilisés en France contiennent 264 crayons de combustible (arrangement 17 x 17, contenant 24 tubes guides et un tube d’instrumentation). Les grilles de maintien sont placées tous les 30-50 cm pour maintenir en place l’assemblage et ont été conçues comme des dispositifs anti débattements. Afin de gérer la réactivité de la réaction, les assemblages sont maintenus par des grappes de commande menées par un mécanisme individuel. Leur chute par gravité due à une perte de tension dans un des circuits de commande des mécanismes provoque l’arrêt rapide du réacteur.
Le cœur du réacteur, qui contient un certain nombre d’assemblages en fonction de sa puissance, est protégé par une cuve. Elle est traversée par l’eau refroidissant le cœur et constitue une barrière de sûreté. Son rôle est également de maintenir les assemblages combustibles et les grappes de commande ainsi que les équipements internes constituant le cœur. La cuve étant soumise aux rayonnements neutroniques et aux risques de corrosion par l’eau, la résistance de celle-ci est primordiale. L’emploi d’un acier au carbone faiblement allié assure la résistance mécanique tandis que la résistance chimique est obtenue par recouvrement intérieur d’une ou deux couches d’acier inoxydable austénitique (aciers contenant du chrome et du nickel). Les générateurs de vapeur (Figure I-3) sont les échangeurs thermiques qui assurent le transfert d’énergie entre l’eau du circuit primaire et l’eau du circuit secondaire. Ils constituent une deuxième barrière de sureté dans la mesure où leur rôle est également d’assurer l’étanchéité entre les circuits primaires et secondaires afin de confiner la radioactivité. Un générateur de vapeur mesure environ 20 mètres de hauteur pour 3 mètres de diamètre, et pèse de 300 à 400 tonnes à vide. Il est constitué d’un faisceau de tubes (entre 3000 et 6000 tubes) en forme de U inversé et verticalement fixés à une plaque tubulaire (Thomas et Cauquelin, 2002).
Le fluide primaire chaud et sous haute pression entre à la base du générateur de vapeur (partie chaude) et circule à l’intérieur des tubes pour effecteur l’échange thermique avant de ressortir à l’opposé de l’entrée (partie froide). A l’inverse, l’eau du circuit secondaire entre par le tore d’alimentation (sommet du faisceau tubulaire) et descend jusqu’à la base des tubes entre la virole enveloppe du faisceau et la virole enveloppe du générateur. L’eau d’alimentation remonte alors entre les tubes chauds et s’échauffe à leur contact avant de se transformer en vapeur. Un ou plusieurs séparateurs centrifuges extraient la vapeur du mélange eau-vapeur sortant au dessus du faisceau. Afin de minimiser les phénomènes d’érosion sur les turbines, la vapeur passe par des sécheurs à chicanes permettant de limiter le taux d’humidité à une valeur inférieure à 0,25%. Les générateurs de vapeur ont été fabriqués en alliage à base de nickel (alliage 600), toutefois, à l’heure actuelle, l’alliage 690 (enrichit en chrome) est préféré car il permet une plus grande résistance à la corrosion sous contrainte.
Chimie du fluide primaire
En plus de son rôle caloporteur, l’eau primaire joue aussi le rôle de modérateur. Elle ralentit la vitesse des neutrons qui participent à la réaction en chaine, ce qui permet d’augmenter la quantité d’énergie obtenue par fission.
Rôle de la lithine
Le premier objectif pour le circuit primaire est de minimiser la corrosion généralisée des alliages présents non pas tant pour assurer l’intégrité du circuit mais pour maîtriser la radioactivation. En effet, la corrosion généralisée ne concerne qu’une infime partie de l’épaisseur des parois du circuit primaire qui doit résister à une pression nettement supérieure à la pression de service de 155 bar environ. Cette perte d’épaisseur est négligeable pour l’intégrité mécanique des composants. Par contre, pour minimiser la quantité d’ions radioactifs, il convient de se placer à un pH légèrement alcalin. Parmi les agents alcalins, l’hydroxyde de lithium 7 a été retenu pour diverses raisons (Nordmann et Legry, 2000):
– Il n’y a pas de produit d’activation en quantité inacceptable, sous réserve d’utiliser du lithium enrichi à 99,9 % en lithium 7, car le lithium 6 produit du tritium par réaction 6Li (n, α).
– La lithine possède une solubilité et une stabilité élevée modérant les risques de concentration localisée dans les zones plus confinées.
– Le lithium 7 est déjà présent dans le circuit par réaction 10B (n, α), ce qui simplifie le conditionnement.
En fonctionnement normal, la concentration en lithium (LiOH) est ajustée de façon décroissante (2,2 à 0,5 mg/kg de Li) en fonction de la teneur en bore afin de maintenir un pH constant à la température de fonctionnement du circuit (Figure I-4). Ainsi, à 300°C, le pH de fonctionnement, appelé pH de moindre corrosion, est de 7,2. Le rôle de la lithine est donc de réguler le pH du fluide primaire afin de limiter les phénomènes de corrosion. Toutefois, en début de cycle, le pH à 300°C est légèrement inférieur à 7,2 car la concentration maximale autorisée en lithium est de 2,2 mg/kg pour limiter les éventuels risques de concentration locale en lithium à la surface de la gaine de combustible, notamment s’il existe des dépôts et de l’ébullition nucléée (Nordmann et Legry, 2000).
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Table des matières
Chapitre 1 : Introduction
I. Introduction
II. Les centrales nucléaire à reacteur à eau sous pression
II.1 Fonctionnement des réacteurs à eau sous pression
II.2 Présentation du circuit primaire
II.3 Chimie du fluide primaire
III. contamination du circuit primaire
III.1 Corrosion des matériaux du circuit primaire
III.2 Activation des produits de corrosion
III.3 Mécanismes régissant le comportement des produits de corrosion dans le circuit primaire
IV. Objectifs de la thèse
IV.1 Choix des éléments d’intérêt
IV.2 Applications expérimentales et modélisation des résultats
Chapitre 2: Synthèse bibliographique
I. Approche théorique et expérimentale de la solubilité de NiO
I.1 Calculs thermodynamiques
I.2 Stabilité des phases solides du nickel
I.3 Spéciation du nickel
I.4 Influence d’un ligand sur la solubilité de NiO
II. Interaction nickel/bore
II.1 Revue des complexes nickel/bore
II.2 Spéciation du bore
III. Cinétiques de dissolution de l’oxyde de nickel
III.1 Mécanismes à l’interface solide/liquide
III.2 Modélisation des phénomènes de complexation de surface
III.3 Mesures expérimentales des cinétiques de dissolution de NiO
Chapitre 3: Solubilité de l’oxyde de nickel à haute température
I. Choix et caractérisation de l’oxyde de nickel
I.1 Traitement thermique de l’oxyde de nickel
I.2 Caractérisation de la poudre
II. Présentation de la cellule de solubilité solo
II.1 Fonctionnement de l’installation
II.2 Cellule de réaction
II.3 Conditionnement de la cellule
III. Développement d’une méthode d’analyse du nickel à l’échelle d’ultra trace
III.1 Construction du profil d’exactitude et analyse des données statistiques
III.2 Protocole expérimental
III.3 Résultats et discussion
III.4 Applications de la méthode d’analyse
IV. essais de Benchmark
IV.1 Protocole expérimental
IV.2 Résultats du Benchmark
IV.3 Discussion
V. Conclusion et Perspectives
Chapitre 4: Complexation du nickel par les (poly)borates
I. Introduction
II. Proposition of nickel-boron complex based on Shchigol’s experimental data
II.1 Boron speciation
II.2 Proposition of a complex
III. Experimental and first principles approaches to study the nickel-boron complexation
III.1 Experimental approach
III.2 First Principles Approach
IV. Results and discussion
IV.1 Determination of the equilibrium constants
IV.2 Influence of temperature
V. First principles approach
VI. Conclusion
References
Appendix: Atomic Gaussian basis sets used for H, B, O and Ni
Chapitre 5: Etude de la cinétique de dissolution de l’oxyde de nickel
I. Introduction
II. Protocoles expérimentaux
II.1 Réacteur à circulation ouverte de type « mixed flow »
II.2 Méthode du pH-stationnaire
II.3 Mesure des cinétiques de dissolution de NiO en présence d’acide borique dans des réacteurs fermés
II.4 Méthodes Spectrométriques employées
III. Résultats
III.1 Résultats en milieu acide chlorhydrique
III.2 Résultats en présence d’acide borique
IV. Exploitation des résultats
IV.1 Définition des conditions de modélisation
IV.2 Modélisation des résultats expérimentaux en milieu acide chlorhydrique
IV.3 Modélisation des résultats en milieu bore lithium
V. Conclusion
Chapitre 6: Conclusions
