Dans tous les réacteurs nucléaires, l'énergie est produite au sein du combustible par une réaction en chaîne de fissions des noyaux de ses atomes. Le combustible nucléaire le plus courant est l'uranium-235. Chaque fission divise un atome de combustible en deux nouveaux atomes de produit de fission et expulse également de son noyau des neutrons qui provoquent d'autres fissions des atomes. La majeure partie de l'énergie libérée par la fission est emportée par les produits de fission et est à son tour convertie en énergie thermique dans les atomes de combustible adjacents lorsqu'ils arrêtent ces produits de fission en mouvement rapide et absorbent leur rayonnement. Les neutrons emportent environ 3 % de l'énergie de la fission.

Le cœur du réacteur est empêché de devenir trop chaud par un réfrigérant liquide ou gazeux, qui produit également la vapeur (directement ou indirectement) pour entraîner la turbine. Des matériaux absorbant les neutrons sont incorporés dans des barres de commande, qui peuvent être déplacées dans et hors des cavités du cœur du réacteur pour réguler la vitesse de réaction de fission à celle souhaitée par l'opérateur de la centrale. Dans les réacteurs à eau sous pression, des matériaux absorbants peuvent être introduits dans le système de refroidissement du réacteur via des absorbants solubles.

La plupart des produits de fission sont instables et donc radioactifs. Ils se désintègrent en libérant un rayonnement d'un type et d'une vitesse caractéristiques de chaque élément de produit de fission, et un nouveau produit de filiation qui peut également être radioactif. Cette séquence de désintégration se poursuit jusqu'à ce qu'elle aboutisse finalement à des produits de filiation qui sont stables (non radioactifs). D'autres produits radioactifs se forment dans le réacteur par absorption de neutrons dans le noyau des atomes de matières non fissiles, comme l'uranium 238, et de matériaux de structure, comme les guides, les supports et les gaines de combustible.

Dans les réacteurs qui fonctionnent depuis un certain temps, la décroissance des produits de fission et la création de nouveaux produits de fission atteignent un quasi-équilibre. À ce stade, le rayonnement et la production d'énergie résultante de la désintégration des produits radioactifs représentent près d'un dixième de tout ce qui est produit dans le réacteur.

C'est cette grande quantité de matières radioactives qui crée les risques propres aux centrales nucléaires. Dans les conditions d'exploitation, la plupart de ces matières radioactives se comportent comme des solides, mais certaines se comportent comme des gaz, ou deviennent volatiles à haute température dans le réacteur. Certaines de ces matières radioactives pourraient être facilement absorbées par les organismes vivants et avoir des effets importants sur les processus biologiques. Ainsi, ils sont dangereux s'ils sont libérés ou dispersés dans l'environnement.

Types et caractéristiques des centrales nucléaires

Les réacteurs thermiques utilisent des matériaux appelés modérateurs ralentir les neutrons rapides produits par la fission afin qu'ils puissent être captés plus facilement par les atomes d'uranium 235 fissiles. L'eau ordinaire est souvent utilisée comme modérateur. D'autres modérateurs utilisés sont le graphite et le deutérium, un isotope de l'hydrogène, qui est utilisé sous forme d'oxyde de deutérium - eau lourde. L'eau ordinaire est principalement constituée d'oxyde d'hydrogène et contient une petite proportion (0.015 %) d'eau lourde.

La chaleur est évacuée du combustible par un liquide de refroidissement, qui produit directement ou indirectement de la vapeur pour entraîner la turbine, et qui contrôle également la température du cœur du réacteur, l'empêchant de devenir trop chaud et d'endommager le combustible ou les matériaux de structure. Les réfrigérants couramment utilisés dans les réacteurs thermiques comprennent l'eau ordinaire, l'eau lourde et le dioxyde de carbone. L'eau a de bonnes caractéristiques de transfert de chaleur (chaleur spécifique élevée, faible viscosité, facilement pompable) et est le liquide de refroidissement le plus couramment utilisé dans les centrales nucléaires. Le refroidissement d'un cœur de réacteur avec de l'eau sous pression ou bouillante permet des densités de puissance de cœur élevées, de sorte que de grandes unités de puissance peuvent être intégrées dans des cuves de réacteur relativement petites. Cependant, le système primaire de refroidissement du réacteur utilisant de l'eau doit fonctionner à haute pression afin d'atteindre les pressions et températures de vapeur utiles pour un fonctionnement efficace de la turbine-alternateur à vapeur. L'intégrité de la limite du système de refroidissement du réacteur est donc très importante pour toutes les centrales nucléaires refroidies à l'eau, car c'est une barrière qui protège la sécurité des travailleurs, du public et de l'environnement.

Le combustible de tous les réacteurs de puissance refroidis à l'eau, et de la plupart des autres réacteurs, est du dioxyde d'uranium céramique, gainé de métal, d'acier inoxydable ou d'un alliage de zirconium. Le dioxyde d'uranium fritté fournit un combustible non combustible qui peut fonctionner pendant de longues périodes et retenir ses produits de fission à des températures élevées sans distorsion ou défaillance significative. Les seuls réacteurs thermiques en fonctionnement utilisant un combustible autre que le dioxyde d'uranium sont les centrales Magnox (qui sont refroidies au dioxyde de carbone), et celles-ci sont progressivement mises hors service à mesure qu'elles atteignent la fin de leur durée de vie.

Les matériaux absorbant les neutrons (tels que le bore, le cadmium, l'hafnium et le gadolinium) utilisés sous diverses formes, comme dans les barres de contrôle gainées d'acier ou en solution dans les caloporteurs ou les modérateurs, peuvent entrer et sortir du cœur du réacteur afin de contrôler la vitesse de réaction de fission à n'importe quel niveau désigné. Contrairement à la production d'électricité à partir de combustibles fossiles, aucune augmentation de la quantité de combustible n'est nécessaire pour augmenter le niveau de puissance produit dans une réaction de fission en chaîne.

Une fois qu'une augmentation du taux de production d'énergie de fission est amorcée, elle se poursuivra jusqu'à ce qu'elle soit arrêtée par l'insertion dans le cœur de la quantité appropriée de matériaux absorbant les neutrons et de modérateur. Une telle augmentation de puissance est causée par un excédent de neutrons dans la réaction de fission en chaîne par rapport à ce qui est nécessaire pour une simple réaction en chaîne à l'équilibre. Par conséquent, le taux de fission et la production d'énergie qui en résulte peuvent être contrôlés de manière très sensible en ajoutant ou en supprimant de très petites quantités de matériaux absorbant les neutrons. Si une réduction soudaine du niveau de puissance est nécessaire, une quantité relativement importante de matériau absorbant les neutrons est injectée dans le cœur. Chaque concept de réacteur a sa propre caractéristique de réactivité qui détermine les conceptions des dispositifs absorbant les neutrons de contrôle et d'arrêt pour assurer un contrôle efficace de la puissance et un arrêt sûr et rapide en cas de besoin. Cependant, les mêmes principes de base de contrôle et de sécurité s'appliquent à tous.

Les principaux types de réacteurs thermiques de puissance en service aujourd'hui sont illustrés dans la figure 1, et les principales caractéristiques sont données dans le tableau 1. Dans les illustrations simplifiées de la figure 1, des boucliers en béton sont représentés entourant les réacteurs et les circuits primaires. Les boucliers, qui comprennent une variété de conceptions, fournissent généralement à la fois une protection contre le rayonnement direct du réacteur et assurent également le confinement de toute fuite provenant des systèmes de refroidissement du réacteur ou du modérateur, et sont généralement conçus pour résister aux pressions importantes qui pourraient résulter en cas de une défaillance majeure des systèmes de refroidissement.

Figure 1. Types de centrales nucléaires

Tableau 1. Caractéristiques des centrales nucléaires (1997)

Dans un réacteur à eau sous pression (REP) centrale, le caloporteur primaire et le modérateur du réacteur sont identiques : de l'eau ordinaire purifiée, qui est séparée du circuit secondaire eau d'alimentation/vapeur par une paroi métallique dans les générateurs de vapeur (parfois appelés chaudières), à travers laquelle la chaleur est transférée par conduction. La vapeur alimentant le turbo-alternateur n'est donc pas radioactive et l'installation de turbo-alternateur à vapeur peut être exploitée comme une centrale électrique conventionnelle. Étant donné que l'hydrogène dans l'eau primaire de refroidissement / modérateur absorbe une fraction importante des neutrons, il est nécessaire d'enrichir la teneur en isotopes fissiles d'uranium 235 du combustible entre 2% et 5% pour soutenir une réaction en chaîne pratique pour la production d'électricité à long terme.

Dans toutes les centrales nucléaires en exploitation avec les réacteurs à eau lourde sous pression (RELP), le modérateur du réacteur et le caloporteur primaire sont de l'eau lourde à très forte teneur en deutérium isotopique (>99 %). Dans le CANDU PHWR, qui constitue presque tous les PHWR en fonctionnement, le modérateur est séparé du fluide de refroidissement primaire et maintenu à une température et une pression relativement basses, ce qui fournit un environnement pratique pour localiser les instruments de surveillance et de contrôle, et une capacité de refroidissement de secours intégrée en cas d'une défaillance de la tuyauterie de liquide de refroidissement primaire. Le combustible et le caloporteur primaire du CANDU se trouvent dans des tubes de force horizontaux dans le cœur du réacteur. Comme dans les REP, les circuits primaire et secondaire eau alimentaire/vapeur sont séparés par une paroi métallique dans les générateurs de vapeur, à travers laquelle la chaleur est transférée de l'eau lourde primaire vers le circuit eau ordinaire vapeur-eau alimentaire. La vapeur alimentant la centrale turbo-alternateur est donc de la vapeur d'eau ordinaire, non radioactive (sauf pour de petites quantités dues à des fuites), et la centrale turbo-alternateur peut être exploitée comme une centrale thermique classique. Le modérateur à eau lourde et le caloporteur n'absorbent qu'une très petite fraction des neutrons générés lors de la fission, ce qui permet une réaction en chaîne pratique pour la production d'électricité à long terme à l'aide d'uranium naturel (0.071 % d'uranium 235). Les PHWR existants peuvent fonctionner avec du combustible à l'uranium 235 légèrement enrichi, ce qui entraîne une extraction d'énergie totale proportionnellement plus importante du combustible.

Dans un réacteur à eau bouillante (REB) centrale nucléaire, l'eau de refroidissement primaire est partiellement évaporée dans le cœur du réacteur lui-même, et la vapeur qui y est générée est envoyée directement au turbo-alternateur. La pression de fonctionnement dans le réacteur est inférieure à celle des REP, mais la pression de vapeur alimentant la turbine est similaire. La vapeur alimentant la turbine est légèrement radioactive, ce qui nécessite certaines précautions en raison de la contamination potentielle de faible niveau du système turbine/eau d'alimentation. Cependant, cela ne s'est pas avéré être un facteur important dans l'exploitation et la maintenance des REB. Dans les REB, le contrôle de la puissance du réacteur est affecté par la quantité de vapeur dans le cœur, et cela doit être compensé par un contrôle approprié du débit de liquide de refroidissement ou des insertions de réactivité lorsque le niveau de puissance du réacteur est modifié.

Réacteurs Magnox, aussi connu sous le nom réacteurs refroidis au gaz (GLR), sont alimentés avec de l'uranium métal naturel gainé de magnésium. Ils sont refroidis par du dioxyde de carbone à pression modeste, mais génèrent de la vapeur à température relativement élevée, ce qui donne un bon rendement thermique. Ils ont de grands noyaux avec de faibles densités de puissance, de sorte que les récipients sous pression, qui agissent également comme les seules structures de confinement, sont également grands. Les récipients sous pression des premiers réacteurs Magnox étaient en acier. Dans les derniers réacteurs Magnox, une cuve en béton précontraint contenait à la fois le cœur du réacteur et les échangeurs de chaleur à vapeur.

Réacteurs avancés refroidis au gaz (AGR) utiliser du combustible à base d'oxyde d'uranium enrichi (2.3 % U-235). Ils sont refroidis par du dioxyde de carbone à une pression plus élevée que les réacteurs Magnox et ont un transfert de chaleur et une efficacité thermique améliorés. La plus grande densité de puissance du cœur des AGR par rapport aux réacteurs Magnox permet au réacteur AGR d'être plus petit et plus puissant. La cuve sous pression en béton précontraint, qui contient à la fois le cœur du réacteur et les échangeurs de chaleur élevant la vapeur, sert également de structure de confinement.

Réacteurs graphite à eau légère (LWGR) sont un hybride de différents systèmes d'énergie nucléaire. Les seules centrales de ce type en service aujourd'hui sont les réacteurs RBMK situés dans l'ex-Union soviétique, c'est-à-dire en Russie, en Ukraine et en Lituanie. Dans les réacteurs RBMK, l'eau de refroidissement ordinaire s'écoule vers le haut à travers des canaux de refroidissement verticaux (tubes) qui contiennent le combustible et bout dans le cœur. La vapeur produite dans le cœur est envoyée directement au turbo-alternateur comme dans un REB. Le modérateur en graphite qui entoure les canaux de réfrigérant fonctionne à une température suffisamment supérieure à celle du réfrigérant pour que la chaleur générée dans le graphite en modérant les neutrons soit évacuée par les canaux de réfrigérant. Les réacteurs RBMK sont de grande taille et disposent de nombreux canaux de refroidissement (>1,500 XNUMX).

Réacteurs surgénérateurs rapides (FBR) nécessitent un enrichissement en matière fissile de l'ordre de 20 % et peuvent entretenir la réaction de fission en chaîne principalement en absorbant les neutrons rapides produits lors du processus de fission. Ces réacteurs n'ont pas besoin d'un modérateur pour ralentir les neutrons et peuvent utiliser les neutrons en excès pour produire du plutonium-239, un combustible potentiel pour les réacteurs. Ils peuvent produire plus de carburant qu'ils n'en consomment. Alors qu'un certain nombre de ces réacteurs ont été construits pour produire de l'électricité dans neuf pays du monde, les difficultés techniques et pratiques liées à l'utilisation de fluides caloporteurs métalliques (sodium) et les taux de chauffe très élevés ont fait chuter l'intérêt. Il n'y a maintenant que trois ou quatre relativement petits réacteurs surgénérateurs rapides à métaux liquides (LMFBR) en service en tant que producteurs d'électricité dans le monde, produisant un total de moins de 1,000 XNUMX mégawatts d'énergie électrique (MWe), et ils sont progressivement mis hors service. La technologie des réacteurs de surgénération, cependant, a été considérablement développée et documentée pour une utilisation future si jamais nécessaire.

Carburant et manutention du carburant

Le processus qui commence par l'extraction du minerai uranifère et se termine par l'élimination finale du combustible irradié et de tous les déchets de traitement du combustible est généralement appelé le cycle du combustible nucléaire. Il existe de nombreuses variations dans les cycles du combustible, selon le type de réacteur concerné et la conception des dispositifs d'évacuation de la chaleur dans le cœur du réacteur.

Les cycles du combustible de base des REP et des REB sont presque identiques, ne variant que dans les niveaux d'enrichissement et la conception détaillée des éléments combustibles. Les étapes impliquées, généralement à différents endroits et installations, sont :

• extraction et broyage d'uranium pour produire du yellowcake (U₃O8)
• conversion de l'uranium en hexafluorure d'uranium (UF₆)
• enrichissement
• la fabrication du combustible, qui implique la conversion de l'uranium en dioxyde d'uranium (UO₂), production de pastilles combustibles, fabrication de crayons combustibles de longueurs égales à la hauteur du cœur du réacteur et fabrication d'assemblages combustibles contenant environ 200 crayons combustibles par assemblage dans un réseau carré
• installation et exploitation dans une centrale nucléaire
• soit le retraitement ou le stockage temporaire
• expédition de combustible irradié ou de déchets d'enrichissement vers un dépôt fédéral/central
• cession éventuelle, qui est encore au stade de développement.

Des précautions sont nécessaires au cours de ces processus pour s'assurer que la quantité de combustible enrichi à n'importe quel endroit est inférieure à celle qui pourrait entraîner une réaction de fission en chaîne significative, sauf, bien sûr, dans le réacteur. Il en résulte des restrictions d'espace matériel dans la fabrication, l'expédition et le stockage.

En revanche, le réacteur CANDU utilise de l'uranium naturel et a un cycle du combustible simple, de l'extraction du minerai à l'élimination du combustible, qui n'inclut pas les étapes nécessaires à l'enrichissement et au retraitement. Le combustible du CANDU est fabriqué de manière semi-automatique en grappes rondes d'un demi-mètre de long de 28 ou 37 barres de combustible contenant de l'UO₂ pellets. Il n'y a aucune restriction d'espace dans la fabrication du combustible à l'uranium naturel, ni dans l'expédition ou le stockage du combustible neuf ou usé. L'immobilisation et l'élimination du combustible CANDU irradié sont en cours de développement depuis 17 ans au Canada et en sont actuellement à l'étape de l'approbation du concept.

Dans tous les réacteurs de puissance en fonctionnement, à l'exception du type Magnox, le composant de base du combustible du réacteur est la pastille de combustible cylindrique, composée de dioxyde d'uranium (UO₂) poudre qui est compactée puis frittée pour atteindre la densité et les caractéristiques céramiques requises. Ces granulés frittés, qui sont scellés dans un alliage de zirconium sans soudure ou un tube en acier inoxydable pour produire crayons ou éléments combustibles, sont chimiquement inertes vis-à-vis de leur gaine aux températures et pressions normales du réacteur. Même si le revêtement est endommagé ou percé et que le liquide de refroidissement entre en contact avec l'UO₂, ce matériau céramique retient la plupart des produits de fission radioactifs et résiste à la détérioration causée par la température élevée de l'eau.

Les réacteurs Magnox utilisent du combustible à base d'uranium naturel recouvert de magnésium et fonctionnent avec succès à des températures relativement élevées, car le réfrigérant, le dioxyde de carbone, ne réagit pas avec ces métaux dans des conditions sèches.

L'objectif fondamental de la conception des crayons combustibles dans un réacteur nucléaire est de transférer la chaleur de fission générée dans le combustible vers le caloporteur, tout en maintenant l'intégrité des crayons combustibles même dans les conditions transitoires les plus sévères. Pour tous les réacteurs en exploitation, des essais approfondis de combustible simulé dans des laboratoires de transfert de chaleur ont démontré que la condition transitoire de chaleur maximale anticipée dans le réacteur peut être prise en charge avec des marges de sécurité adéquates par le combustible spécifique conçu et autorisé pour l'application.

Le nouveau combustible livré de l'usine de fabrication à la centrale n'est pas significativement radioactif et peut être manipulé manuellement ou par des outils de levage/manutention manuels, sans blindage. Un typique assemblage combustible pour un réacteur PWR ou BWR est un réseau carré d'environ 200 crayons combustibles, d'environ 4 m de long, pesant environ 450 kg. Environ 200 de ces assemblages sont nécessaires dans un grand réacteur PWR ou BWR. Le carburant est manutentionné par un pont roulant et placé dans des racks verticaux au sec dans la nouvelle zone de stockage du carburant. Pour installer du nouveau combustible dans un réacteur à eau légère en service tel qu'un REP ou un REB, toutes les opérations sont menées sous une profondeur d'eau suffisante pour fournir un blindage à toute personne se trouvant au-dessus du réacteur. Le couvercle à bride de la cuve du réacteur doit d'abord être retiré et une partie du combustible usé retiré (généralement un tiers à la moitié du cœur du réacteur) par un pont roulant et des ascenseurs de manutention du combustible.

Le combustible usé est placé dans des baies de stockage remplies d'eau. D'autres assemblages combustibles usés dans le cœur peuvent être réarrangés en position (généralement déplacés vers le centre du cœur), pour façonner la production d'énergie dans le réacteur. De nouveaux assemblages combustibles sont ensuite installés dans tous les emplacements vacants du site combustible. Il peut falloir de 2 à 6 semaines pour recharger un réacteur plus gros, selon la main-d'œuvre et la quantité de combustible à remplacer.

Le réacteur CANDU et certains réacteurs refroidis au gaz sont alimentés en puissance par un équipement télécommandé qui retire le combustible irradié et installe de nouveaux éléments ou grappes de combustible. Dans le cas du CANDU, le combustible est constitué de grappes de crayons d'un demi-mètre de long, d'environ 10 cm de diamètre et pesant environ 24 kg. Le combustible est reçu du fabricant dans des caisses en carton et stocké dans une zone de stockage de combustible neuf désignée, prêt à être chargé dans le réacteur. Le combustible est généralement chargé quotidiennement dans un réacteur en fonctionnement pour maintenir la réactivité du réacteur. Dans un grand réacteur CANDU, 12 grappes par jour est un taux de rechargement typique. Les grappes sont chargées à la main sur un dispositif de chargement de combustible neuf qui à son tour charge les grappes dans un machine de ravitaillement qui est contrôlé à distance depuis la salle de contrôle de la station. Pour charger du combustible neuf dans un réacteur, deux machines de ravitaillement télécommandées sont manœuvrées par télécommande et couplées aux extrémités du canal de combustible horizontal à recharger. Le canal est ouvert par les machines de ravitaillement aux deux extrémités tandis que le système de refroidissement est à la pression et à la température de fonctionnement, et le nouveau carburant est poussé à une extrémité et le combustible usé est retiré de l'autre extrémité du canal. Lorsque le nombre requis de grappes de combustible a été installé, les joints de canal sont réinstallés par la machine de ravitaillement, et les machines de ravitaillement peuvent continuer à ravitailler un autre canal ou à décharger le combustible usé dans la baie de stockage remplie d'eau de combustible usé. .

Le combustible irradié déchargé de tous les réacteurs en fonctionnement est très radioactif et nécessite un refroidissement pour éviter la surchauffe et un blindage pour empêcher l'irradiation directe de tout organisme vivant ou équipement sensible à proximité. La procédure habituelle consiste à décharger le combustible usé dans une piscine de stockage d'eau avec au moins 4 m de couverture d'eau sur le combustible pour le blindage. Cela permet une observation sûre du carburant dans l'eau et un accès pour le déplacer sous l'eau vers un lieu de stockage à plus long terme.

Un an après le déchargement d'un réacteur, la radioactivité globale et la production de chaleur du combustible usé diminueront à environ 1 % de sa valeur initiale au déchargement, et dans les 10 ans à environ 0.1 % de sa valeur initiale au déchargement. Environ 5 à 10 ans après le rejet, la production de chaleur a diminué au point qu'il est possible de retirer le combustible de la piscine d'eau et de le stocker sous forme sèche dans un conteneur avec uniquement une circulation naturelle d'air autour du conteneur de combustible. Cependant, il est encore assez radioactif et le blindage de son rayonnement direct est nécessaire pendant de nombreuses décennies. La prévention de l'ingestion de la matière combustible par les organismes vivants est nécessaire pendant une période beaucoup plus longue.

L'évacuation proprement dite du combustible irradié des réacteurs de puissance en est encore aux stades de développement et d'approbation. L'évacuation du combustible usé des réacteurs de puissance dans diverses structures géologiques fait l'objet d'études approfondies dans un certain nombre de pays, mais n'a encore été approuvée nulle part dans le monde. Le concept de stockage souterrain profond dans des structures rocheuses stables est maintenant en cours d'approbation au Canada comme méthode sûre et pratique pour éliminer définitivement ces déchets hautement radioactifs. Cependant, on prévoit que même avec l'approbation du concept d'ici l'an 2000, l'élimination effective du combustible irradié n'aura pas lieu avant 2025 environ.

Opérations en usine

Dans les 33 pays dotés de programmes électronucléaires, il existe des organismes de réglementation qui établissent et appliquent les règlements de sûreté liés à l'exploitation des installations nucléaires. Cependant, c'est généralement le service public d'électricité qui possède et exploite des installations nucléaires qui est tenu responsable de l'exploitation sûre de ses centrales nucléaires. Le rôle de l'opérateur est vraiment une tâche de gestion de collecte d'informations, de planification et de prise de décision, et n'inclut qu'occasionnellement un contrôle plus actif lorsque le fonctionnement de routine est perturbé. L'opérateur n'est pas le système de protection principal.

Toutes les centrales nucléaires modernes disposent de systèmes de contrôle et de sécurité automatiques très fiables et très réactifs qui protègent en permanence le réacteur et les autres composants de la centrale, et qui sont généralement conçus pour être à sécurité intégrée en cas de perte de puissance. L'opérateur n'est pas censé dupliquer ou remplacer ces systèmes de contrôle automatique et de protection. L'opérateur, cependant, doit être en mesure d'arrêter le réacteur presque instantanément si nécessaire, et doit être capable de reconnaître et de répondre à tout aspect du fonctionnement de la centrale, ajoutant ainsi à la diversité de la protection. L'opérateur doit être capable de comprendre, de diagnostiquer et d'anticiper l'évolution de la situation globale à partir d'un grand nombre de données fournies par les systèmes automatiques de données et d'information.

Il est attendu de l'opérateur :

• comprendre quelles sont les conditions normales dans tous les systèmes pertinents pour l'état général actuel de la centrale
• reconnaître, à l'aide des systèmes automatiques ou des dispositifs de surveillance spéciaux, l'apparition de conditions anormales et leur importance
• savoir comment réagir correctement pour rétablir le fonctionnement normal de la centrale ou amener la centrale à un état d'arrêt sûr.

La capacité de l'opérateur à le faire dépend de la conception de la machine ainsi que des capacités et de la formation de l'opérateur.

Chaque centrale nucléaire doit disposer en permanence d'opérateurs compétents, stables et bien formés. Les exploitants nucléaires potentiels suivent un programme de formation complet, qui comprend généralement une formation en classe et en cours d'emploi dans les domaines de la science, de l'équipement et des systèmes électriques, de la radioprotection et des politiques et principes d'exploitation. Les simulateurs de formation sont toujours utilisés dans l'exploitation des centrales nucléaires américaines pour fournir à l'opérateur une expérience pratique de l'exploitation de la centrale, lors de perturbations et dans des conditions inhabituelles. L'interface entre l'opérateur et les systèmes d'alimentation se fait par l'instrumentation de la salle de contrôle. Des systèmes d'instrumentation bien conçus peuvent améliorer la compréhension et la réponse appropriée des opérateurs.

Il est d'usage de nommer le personnel clé d'exploitation d'une centrale nucléaire alors qu'elle est encore en construction, afin qu'il puisse conseiller d'un point de vue opérationnel, et puisse rassembler le personnel qui mettra en service et exploitera la centrale. Ils préparent également un ensemble complet de procédures d'exploitation avant que la station ne soit mise en service et autorisée à fonctionner. Les experts en conception et le personnel de réglementation inspectent ces procédures pour vérifier la cohérence de l'intention de conception et des pratiques d'exploitation.

Il est attendu du personnel qu'il exploite la station de manière systématique et rigoureuse conformément aux procédures d'exploitation et aux autorisations de travail. Le personnel d'exploitation travaille en permanence pour assurer la sécurité du public en menant un programme complet de tests et de surveillance des systèmes de sécurité et des barrières de protection, et en maintenant la capacité de faire face à toute urgence de la centrale. Lorsque les opérateurs peuvent avoir à intervenir en réponse à une altération de l'état de la centrale, il existe des procédures écrites et systématiques pour les guider et fournir les informations détaillées nécessaires au contrôle de la centrale. Ces procédures sont examinées par les comités de sûreté de la centrale et de la réglementation.

Un programme de gestion de la sécurité des opérations bien pensé comprend :

• connaissance détaillée des domaines critiques pour la sécurité
• des normes ou des cibles qui définissent une performance acceptable
• un programme de suivi des performances, de réponse aux problèmes et de communication des résultats
• un programme d'examen de l'expérience pour établir les tendances, le degré de conformité aux normes et la cause de toute performance inacceptable ou détériorée
• un moyen d'évaluer l'impact des modifications proposées sur le matériel ou les procédures d'exploitation et de mettre en œuvre des modifications conformes à la norme acceptée.

En plus des procédures d'exploitation normale, il existe un système de rapport d'événements dans chaque centrale nucléaire pour enquêter et documenter les défaillances et détériorations des équipements, les défauts de conception ou de construction et les erreurs de fonctionnement détectées par les systèmes de surveillance ou les tests et inspections réguliers. La cause fondamentale de chaque événement est déterminée afin que l'action corrective ou préventive appropriée puisse être développée. Les rapports d'événements, y compris les résultats de l'analyse et les recommandations, sont examinés par la direction de la station et par des experts en sécurité et facteurs humains, qui sont généralement basés hors du site de la station.

Le système de notification des incidents de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) fonctionne dans le monde entier pour compléter les systèmes nationaux et garantir que les informations sont partagées entre tous les pays participants. L'Association mondiale des exploitants nucléaires (WANO) assure également un échange d'informations détaillées au niveau opérationnel.

Les réacteurs nucléaires et tous leurs systèmes auxiliaires et liés à la sûreté sont entretenus et testés conformément aux exigences d'assurance qualité à des intervalles planifiés, afin de garantir leur fiabilité tout au long de leur durée de vie. En plus de la surveillance automatique, il existe des tests manuels systématiques et des enquêtes pour détecter des signes de détérioration ou de défaillance des systèmes d'équipement. Celles-ci comprennent une surveillance régulière sur le terrain, une maintenance préventive, des tests périodiques et l'étude des changements dans les conditions de la centrale.

Des objectifs de performance très exigeants sont fixés pour les systèmes de processus et de sécurité afin de maintenir le risque pour le public et le personnel de la station à un niveau acceptable. Pour les systèmes de traitement, qui fonctionnent activement pendant la production d'électricité, les taux de défaillance sont comparés aux objectifs de performance, ce qui peut entraîner des modifications de conception lorsque les performances sont inférieures aux normes. Les systèmes de sécurité nécessitent une approche différente, car ils n'entrent en service qu'en cas de défaillance des systèmes de processus. Des programmes de test complets surveillent ces systèmes et leurs composants, et les résultats sont utilisés pour déterminer combien de temps chacun d'entre eux serait probablement hors service. La durée totale pendant laquelle les systèmes de sécurité sont calculés pour être hors service est comparée à une norme de performance très élevée. Si une défaillance est détectée dans un système de sûreté, elle est corrigée immédiatement ou le réacteur est arrêté.

Il existe également des programmes de tests et de maintenance approfondis lors des arrêts périodiques programmés. Par exemple, tous les récipients sous pression, les composants et leurs soudures sont systématiquement inspectés par des méthodes non destructives conformément aux réglementations du code de sécurité.

Principes de sécurité et caractéristiques de conception de sécurité connexes

Quatre aspects de la réaction de fission en chaîne peuvent être dangereux et ne peuvent être séparés de l'utilisation de l'énergie nucléaire pour produire de l'électricité, et nécessitent donc des mesures de sécurité :

1. La fission entraîne des rayonnements ionisants, qui nécessitent une protection contre l'exposition directe aux rayonnements.
2. Des produits de fission hautement radioactifs sont créés, nécessitant des enceintes étanches pour empêcher la contamination de l'environnement extérieur et une éventuelle ingestion.
3. La réaction de fission en chaîne est un processus dynamique nécessitant un contrôle continu.
4. La production de chaleur ne peut pas être arrêtée instantanément, car la désintégration radioactive continue de produire de la chaleur après la fin de la réaction de fission en chaîne, nécessitant un refroidissement à long terme.

Les exigences de sûreté qu'imposent ces caractéristiques expliquent les différences importantes d'équipements de sûreté et de stratégie d'exploitation d'une centrale nucléaire par rapport à ceux d'une centrale électrique utilisant des combustibles fossiles. La manière dont ces exigences de sûreté sont satisfaites diffère selon les types de centrales nucléaires, mais les principes fondamentaux de sûreté sont les mêmes dans toutes les centrales nucléaires.

Au cours de la procédure d'autorisation, chaque installation nucléaire doit prouver que les rejets radioactifs seront inférieurs aux limites réglementaires spécifiées, tant dans les conditions normales d'exploitation qu'en cas de défaillance ou de conditions accidentelles. La priorité est de prévenir les défaillances plutôt que de simplement atténuer leurs conséquences, mais la conception doit être capable de faire face aux défaillances si, malgré toutes les précautions, elles se produisent. Cela nécessite le plus haut degré d'assurance et de contrôle de la qualité, appliqué à tous les équipements, fonctions de construction et opérations. Les caractéristiques de sécurité inhérentes et les mesures de sécurité techniques sont conçues pour prévenir et contrôler les accidents et contenir et minimiser le rejet de matières radioactives.

En particulier, la production de chaleur et la capacité de refroidissement doivent être adaptées à tout moment. Pendant le fonctionnement, la chaleur est évacuée du réacteur par un fluide caloporteur, qui est pompé à travers des tuyauteries reliées au réacteur et s'écoule sur la surface de la gaine du combustible. En cas de perte d'alimentation des pompes ou de défaillance brutale des tuyauteries de liaison, le refroidissement du combustible serait interrompu, ce qui pourrait entraîner une élévation rapide de la température du combustible, une défaillance éventuelle de la gaine combustible et une fuite de matières radioactives du combustible vers la cuve du réacteur. Un arrêt rapide de la réaction de fission en chaîne, soutenu par une éventuelle activation des systèmes de refroidissement de secours ou d'urgence, éviterait d'endommager le combustible. Ces mesures de sécurité sont prévues dans toutes les centrales nucléaires.

Même lorsque le réacteur a été arrêté, la perte de refroidissement et la défaillance de la capacité de refroidissement de secours ou de secours pourraient entraîner une surchauffe du combustible en raison de la production continue de chaleur de désintégration des produits de fission dans le combustible, comme indiqué à la figure 2. Alors que la désintégration la chaleur ne représente que 1% ou 2% de la production de chaleur à pleine puissance, si elle n'est pas supprimée, la température du carburant pourrait atteindre des niveaux de défaillance en quelques minutes après une perte complète de refroidissement. Le principe de conception de la sûreté des centrales nucléaires exige que toutes les circonstances susceptibles d'entraîner une surchauffe du combustible, des dommages et la libération de matières radioactives du combustible soient soigneusement évaluées et prévenues par des systèmes de contrôle et de protection conçus.

Figure 2. Chaleur de désintégration après l'arrêt du réacteur

Pour protéger une centrale nucléaire, il existe trois types de dispositifs de sûreté : les caractéristiques inhérentes, les systèmes passifs et les systèmes actifs. Ceux-ci sont utilisés dans diverses combinaisons dans les centrales nucléaires en exploitation.

Caractéristiques de sécurité inhérentes utiliser les lois de la nature pour assurer la sécurité de la centrale. Il existe des caractéristiques de sûreté inhérentes à certains combustibles nucléaires telles que, à mesure que leur température augmente, la vitesse de la réaction de fission en chaîne est ralentie. Il existe des caractéristiques de sécurité inhérentes à certaines conceptions de systèmes de refroidissement dans lesquelles le liquide de refroidissement circule sur le carburant par circulation naturelle pour éliminer de manière adéquate la chaleur résiduelle sans faire fonctionner aucune pompe. Il existe des caractéristiques de sécurité inhérentes à la plupart des structures métalliques qui entraînent un fléchissement ou un étirement sous des charges sévères plutôt qu'un éclatement ou une défaillance.

Caractéristiques de sécurité passive comprennent la levée des soupapes de décharge à poids mort (gravité) par la pression du fluide à décharger, ou l'utilisation de l'énergie stockée dans les systèmes d'injection de liquide de refroidissement d'urgence, ou dans certaines enceintes de confinement conçues pour recevoir l'énergie provenant d'une défaillance de la tuyauterie systèmes et la chaleur de décroissance subséquente.

Systèmes de sécurité active inclure tous les systèmes qui nécessitent des signaux d'activation et une alimentation électrique sous une forme ou sous une autre. Les systèmes actifs peuvent généralement contrôler un plus large éventail de circonstances que les systèmes inhérents et passifs, et peuvent être testés sans restriction pendant le fonctionnement du réacteur.

La conception de la sûreté des centrales nucléaires est basée sur une combinaison sélectionnée de systèmes inhérents, passifs et actifs pour répondre aux exigences réglementaires de sûreté de la juridiction dans laquelle la centrale nucléaire est située. Un degré élevé d'automatisation des systèmes liés à la sécurité est nécessaire pour soulager autant que possible le personnel d'exploitation de la nécessité de prendre des décisions et des actions rapides en cas de stress. Les systèmes de réacteurs nucléaires sont conçus pour s'adapter automatiquement aux changements de puissance de sortie demandée, et généralement les changements sont graduels. Il est particulièrement important que les systèmes liés à la sécurité soient continuellement capables de réagir rapidement, efficacement et de manière fiable en cas de besoin. Pour atteindre ce haut niveau de performance, ces systèmes doivent être conformes aux critères d'assurance qualité les plus élevés et être conçus selon les principes de conception de sécurité bien établis de redondance, de diversité et de séparation physique.

Redondance est la fourniture de plus de composants ou de sous-systèmes qu'il n'en faut pour que le système fonctionne, par exemple, fournir trois ou quatre composants là où seuls deux sont nécessaires pour que le système fonctionne correctement.

Diversité est la fourniture de deux ou plusieurs systèmes basés sur des principes de conception ou de fonctionnement différents pour exécuter la même fonction de sécurité.

Séparation physique de composants ou de systèmes qui sont conçus pour remplir la même fonction de sécurité, offre une protection contre les dommages locaux qui pourraient autrement altérer les performances des systèmes de sécurité.

Une illustration importante de l'application de ces principes de conception de sûreté se trouve dans l'alimentation électrique des centrales nucléaires, qui repose sur plus d'un raccordement au réseau électrique principal, secouru sur site par plusieurs diesels à démarrage automatique et/ou turbines à combustion. , et par des bancs de batteries et des groupes électrogènes pour assurer la fiabilité de l'alimentation électrique des systèmes vitaux liés à la sûreté.

La mesure préventive de base contre les rejets de matières radioactives d'une centrale nucléaire est très simple dans son principe : une série de barrières étanches entre les matières radioactives et l'environnement, afin de fournir une protection contre le rayonnement direct et le confinement des matières radioactives. La barrière la plus interne est le combustible céramique ou métallique lui-même, qui lie la plupart des matières radioactives dans sa matrice. La deuxième barrière est le revêtement étanche et résistant à la corrosion. La troisième barrière est la principale limite de pression du système de refroidissement. Enfin, la plupart des systèmes d'énergie nucléaire sont enfermés dans une structure de confinement résistant à la pression qui est conçue pour résister à la défaillance du plus grand système de tuyauterie à l'intérieur et pour contenir toutes les matières radioactives libérées dans le confinement.

L'objectif fondamental de la conception de la sûreté des centrales nucléaires est de maintenir l'intégrité de ces barrières multiples par une approche de défense en profondeur qui peut être caractérisée par trois niveaux de mesures de sûreté : mesures de prévention, de protection et d'atténuation.

Mesures préventives comprennent : respecter le plus haut niveau d'assurance qualité pendant la conception, la construction et l'exploitation ; des opérateurs hautement qualifiés qui subissent des recyclages périodiques ; utiliser les caractéristiques de sécurité inhérentes ; fournir des marges de conception appropriées ; entreprendre un entretien préventif minutieux, des tests et des inspections continus et la correction des défauts ; surveillance constante; des évaluations approfondies de la sécurité et des réévaluations au besoin ; et l'évaluation et l'analyse causale des incidents et des défauts, en apportant les modifications appropriées.

Mesures protectives comprennent : des systèmes d'arrêt à action rapide ; soupapes/systèmes de surpression automatiques réactifs ; circuits de verrouillage pour se protéger contre les fausses manœuvres ; surveillance automatique des fonctions vitales de sécurité ; et la mesure et le contrôle continus des niveaux de rayonnement et de la radioactivité des effluents afin de ne pas dépasser les limites autorisées.

Mesures d'atténuation comprennent : les systèmes de refroidissement d'urgence des réacteurs ; des systèmes d'alimentation en eau d'urgence hautement fiables ; des systèmes d'alimentation de secours divers et redondants ; confinement pour empêcher toute fuite de matières radioactives de la station, qui est conçue pour une variété de contraintes naturelles et artificielles telles que les tremblements de terre, les vents violents, les inondations ou l'impact des avions ; et, enfin, la planification d'urgence et la gestion des accidents, qui comprend la surveillance des rayonnements, l'information des autorités de sûreté et l'avis du public, le contrôle de la contamination et la distribution de matériaux d'atténuation.

La sûreté nucléaire ne dépend pas seulement de facteurs techniques et scientifiques ; les facteurs humains jouent un rôle très important. Le contrôle réglementaire permet une vérification indépendante de tous les aspects de sûreté des centrales nucléaires. Cependant, la sûreté nucléaire est principalement assurée non pas par des lois et des réglementations, mais par une conception, une exploitation et une gestion responsables des services publics, ce qui comprend des examens et des approbations appropriés par les personnes ayant les connaissances et l'autorité.

Le seul accident de centrale nucléaire à avoir eu des conséquences très graves pour le public s'est produit lors d'un test de capacité de refroidissement dans une configuration inhabituelle dans une centrale nucléaire RBMK à Tchernobyl en Ukraine en 1986. Dans cet accident grave, le réacteur a été détruit et une grande quantité de radioactivité les matériaux se sont échappés dans l'environnement. Il a ensuite été constaté que le réacteur ne disposait pas d'un système d'arrêt adéquat et qu'il était instable à faible puissance. Les faiblesses de conception, l'erreur humaine et le manque de gestion appropriée des services publics ont tous contribué à l'accident. Des modifications ont été apportées aux réacteurs RBMK encore en activité pour éliminer les graves faiblesses de conception, et les instructions d'exploitation ont été améliorées pour garantir que ce malheureux accident ne se reproduira pas.

On a beaucoup appris de l'accident RBMK et d'autres accidents moins graves de centrales nucléaires (comme l'accident de Three Mile Island aux États-Unis en 1978) et de nombreux accidents et incidents mineurs sur plus de 30 ans d'exploitation de centrales nucléaires. L'objectif de la communauté nucléaire est de s'assurer qu'aucun incident dans une centrale nucléaire ne mette en danger les travailleurs, le public ou l'environnement. Une coopération étroite dans le cadre de programmes tels que les systèmes de notification des incidents de l'AIEA et WANO, l'examen minutieux des groupes industriels et des organismes de réglementation, et la vigilance des propriétaires et exploitants de centrales nucléaires, rendent cet objectif plus accessible.

Remerciements : L'éditeur remercie Tim Meadler et l'Uranium Institute pour avoir fourni des informations pour le tableau 1.

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