La conception des installations nucléaires repose sur le principe de défense en profondeur, qui conduit à la mise en œuvre de niveaux de défense successifs (caractéristiques intrinsèques, dispositions matérielles et procédures), destinés à prévenir les incidents et accidents puis, en cas d’échec de la prévention, à en limiter les conséquences. Le confinement des substances radioactives est assuré par l’interposition de trois barrières de confinement entre ces substances et le milieu extérieur : ∙ la gaine qui enveloppe les crayons de combustible retient les produits radioactifs contenus dans les pastilles de combustible ; ∙ le circuit primaire qui constitue une deuxième enveloppe capable de retenir la dispersion des produits radioactifs contenus dans le combustible si les gaines sont défaillantes ; ∙ l’enceinte de confinement qui est constituée par le bâtiment en béton qui abrite le circuit primaire. Elle est destinée en cas d’accident à retenir les produits radioactifs qui seraient libérés lors d’une rupture du circuit primaire. 1.3 LE CŒUR, LE COMBUSTIBLE ET SA GESTION Le cœur du réacteur est constitué d’assemblages de combustible qui sont constitués de « crayons », composés de « pastilles » d’oxyde d’uranium ou d’oxyde d’uranium appauvri et de plutonium (pour les combustibles dits « MOX »), contenues dans des tubes métalliques fermés, appelés « gaines ». Lors de leur fission, les noyaux d’uranium ou de plutonium, dits « fissiles », 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, qui pénètre dans le cœur par la partie inférieure à une température d’environ 285°C, s’échauffe en remontant le long des crayons de combustible et ressort par la partie supérieure à une température proche de 320°C. Au début d’un cycle de fonctionnement, le cœur présente une réserve d’énergie très importante. Celle‑ci diminue progressivement pendant le cycle, au fur et à mesure de la consommation des noyaux fissiles. La réaction en chaîne, et donc la puissance du réacteur, est contrôlée par : ∙ l’introduction plus ou moins importante dans le cœur de dispositifs appelés « grappes de commande », qui contiennent des éléments absorbant les neutrons. Elles permettent de contrôler la réactivité du réacteur et d’ajuster sa puissance à la puissance électrique que l’on veut produire. La chute des grappes par gravité permet l’arrêt d’urgence du réacteur ; ∙ l’ajustement de la concentration en bore (élément absorbant les neutrons) de l’eau du circuit primaire pendant le cycle en fonction de l’épuisement progressif du combustible en éléments fissiles ; VVP EAS RCV ÎLOT NUCLÉAIRE Séparateur Surchauffeur Condenseur Alternateur Circuit secondaire Générateur de vapeur Cuve Salle de commande Circuit primaire RRA Piscine combustible ARE TEP Turbine BP BP HP Turbine Turbine RIS RRI SEC COURS D’EAU Pompe Pressuriseur primaire PTR Réchauffeur ARE : circuit de régulation du débit d’eau alimentaire ASG : circuit d’eau alimentaire de secours des générateurs de vapeur EAS : circuit d’aspersion dans l’enceinte du bâtiment réacteur PTR : circuit de réfrigération et de purification de l’eau des piscines RCV : système de contrôle chimique et volumétrique du réacteur RIS : circuit d’injection de sécurité : échangeur RRA : système de refroidissement du réacteur à l’arrêt RRI : circuit de réfrigération intermédiaire SEC : circuit d’eau brute secourue TEP : circuit de traitement des effluents primaires Turbine BP ou HP : pour basse pression ou haute pression VVP : systèmes d’évacuation de la vapeur : pompe ÎLOT CONVENTIONNEL Le principe de fonctionnement d’un réacteur à eau sous pression Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2023 295 • 10 • Les centrales nucléaires d’EDF 10 05 15 08 11 04 14 06 07 13 AN 03 02 09 12 01
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