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La compréhension de la thermodynamique est essentielle pour concevoir et exploiter des systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires.Ces systèmes reposent sur des principes fondamentaux de transfert de chaleur, de conservation d'énergie et de cycles thermodynamiques pour maintenir un fonctionnement sûr et efficace du réacteur.Dans le contexte d'un réacteur nucléaire, toute la chaleur produite dans le noyau doit être prise en compte, soit utilisée pour la production d'énergie, soit systématiquement retirée par des mécanismes de refroidissement pour éviter la surchauffe.

Les fondamentaux de la thermodynamique dans les réacteurs nucléaires

La thermodynamique consiste à étudier comment la chaleur et l'énergie se déplacent au sein des systèmes, et cette science constitue l'épine dorsale de la conception et du fonctionnement des réacteurs nucléaires.Les réacteurs nucléaires génèrent de l'énergie par fission, processus par lequel les noyaux atomiques se divisent en petites parties, dégageant une quantité importante de chaleur.Cette chaleur est ensuite utilisée pour produire de la vapeur, ce qui pousse les turbines à produire de l'électricité.

Les lois de la thermodynamique dans les applications nucléaires

La première loi, qui stipule que l'énergie ne peut être créée ou détruite mais seulement convertie d'une forme à une autre, est particulièrement pertinente. Dans les réacteurs nucléaires, l'énergie cinétique libérée lors des réactions de fission est convertie en énergie thermique, qui doit ensuite être transférée efficacement du cœur du réacteur.

La deuxième loi de la thermodynamique, qui traite de l'entropie et de la direction du flux de chaleur, est également importante. Les échangeurs de chaleur et les systèmes de refroidissement efficaces sont conçus pour contrôler ce flux et gérer l'entropie efficacement.

Production et contrôle de chaleur dans les réacteurs

Dans un réacteur nucléaire, les principaux processus thermodynamiques comprennent la production de chaleur, le transfert de chaleur et la conversion de chaleur. Chacun de ces facteurs joue un rôle vital dans le fonctionnement du réacteur : Production de chaleur : Les réactions de fission dans le cœur du réacteur génèrent de la chaleur. Le taux de production de chaleur est crucial et doit être contrôlé pour éviter la surchauffe.

Comme les produits de fission et les neutrons rapides traversent le modérateur neutron et ralentissent, une grande partie de leur énergie cinétique est convertie en énergie thermique, ou chaleur. Les rayons gamma sont également atténués par le modérateur, ce qui entraîne la production de chaleur. En conséquence, le cœur d'un réacteur nucléaire doit être refroidi en continu afin de garder les éléments structuraux du noyau et les assemblages de combustible de surchauffe ou même de fusion.

Gestion de la température et de la pression

La chaleur excessive peut entraîner des défaillances mécaniques ou, dans le pire des cas, la fusion du cœur du réacteur (une fonte). De même, la pression doit être contrôlée pour éviter les explosions ou les fuites. La relation thermodynamique entre la température, la pression et le volume dans le système de refroidissement nécessite des systèmes de contrôle et de contrôle précis.

Le volume du liquide de refroidissement change considérablement avec la température du liquide de refroidissement. Le volume du liquide de refroidissement du réacteur change avec la température en raison des changements de densité. La plupart des substances se développent lorsqu'elles sont chauffées et se contractent lorsqu'elles sont refroidies.

Mécanismes de transfert de chaleur dans les systèmes de refroidissement nucléaire

Les systèmes de refroidissement utilisent trois méthodes principales de transfert de chaleur : la conduction, la convection et le rayonnement. Chaque mécanisme joue un rôle distinct dans l'élimination de la chaleur du cœur du réacteur et le transfert par divers composants du système.

Conduction: Transfert de chaleur par les matériaux solides

Dans les réacteurs nucléaires, la conduction se produit principalement à l'intérieur des éléments combustibles et des matériaux des cuves du réacteur. Le combustible nucléaire du réservoir de pression du réacteur est engagé dans une réaction en chaîne de fission contrôlée, qui produit de la chaleur, chauffe l'eau dans le circuit primaire de refroidissement par conduction thermique à travers le revêtement du combustible.

Les granulés de combustible, généralement constitués de dioxyde d'uranium, produisent de la chaleur par des réactions de fission. Cette chaleur doit se produire à travers le matériau de combustible céramique, à travers l'écart entre le combustible et le revêtement, puis à travers le revêtement métallique (habituellement l'alliage zirconium) avant d'atteindre le liquide de refroidissement.

Convection : transfert de chaleur par mouvement fluide

La convection implique le transfert de chaleur par le mouvement des fluides, et c'est le mécanisme principal pour enlever la chaleur du cœur du réacteur. La chaleur générée est transférée du cœur du réacteur au liquide de refroidissement – généralement de l'eau, qui peut être sous haute pression.

Un fluide de refroidissement pénètre dans le noyau à basse température et sort à une température plus élevée après avoir recueilli l'énergie de fission. Cette circulation continue assure que la chaleur est constamment retirée du noyau et transportée vers des échangeurs de chaleur ou des générateurs de vapeur où elle peut être utilisée pour la production d'énergie ou dissipée dans l'environnement.

L'efficacité du transfert convectif de chaleur dépend de plusieurs facteurs, dont le débit du liquide de refroidissement, les propriétés du liquide de refroidissement (comme la capacité thermique et la viscosité spécifiques) et la surface disponible pour l'échange de chaleur.

Radiation: Transfert de chaleur électromagnétique

Bien que le rayonnement soit moins important que la conduction et la convection dans le fonctionnement normal du réacteur, il devient de plus en plus important à des températures plus élevées et dans certains scénarios d'accident. Le rayonnement joue un rôle, en particulier dans les réacteurs à haute température ou lors d'accidents graves.

Dans les réacteurs avancés qui fonctionnent à des températures très élevées, comme les réacteurs refroidis au gaz ou les réacteurs à sel fondu, le transfert de chaleur radiative peut contribuer de façon significative à l'élimination de la chaleur globale.

Cycles thermodynamiques dans les centrales nucléaires

Les centrales nucléaires utilisent des cycles thermodynamiques pour convertir l'énergie thermique générée par les réactions de fission en travail mécanique et, en fin de compte, en énergie électrique. Une centrale nucléaire est un système thermique dont l'efficacité repose sur le cycle thermodynamique qui transforme la chaleur produite par la fission de noyaux d'uranium en électricité.

Le cycle de Rankine : la fondation de la production d'énergie nucléaire

Le processus de conversion d'énergie dans les centrales nucléaires implique plusieurs cycles thermodynamiques. Le plus courant est le cycle de Rankine, qui est utilisé pour convertir l'énergie thermique en énergie mécanique, puis en énergie électrique. Ce cycle, également connu sous le nom de cycle de vapeur, a été le cheval de travail de la production d'énergie nucléaire depuis des décennies.

Ce processus thermodynamique de transformation de la chaleur en travail est également connu sous le nom de cycle de Rankine, ou plus couramment comme cycle de vapeur, qui peut être considéré comme un cycle pratique de Carnot mais utilisant une pompe pour renvoyer le liquide comme liquide à la source de chaleur. Le cycle de Rankine consiste en quatre processus principaux: compression isotrope du fluide de travail par une pompe, ajout de chaleur isobarique dans le générateur de vapeur ou la chaudière, expansion isotrope par une turbine pour produire du travail, et rejet isobare de chaleur dans un condenseur.

Dans une centrale nucléaire typique utilisant le cycle de Rankine, l'eau est pompée à haute pression dans le générateur de vapeur, où elle absorbe la chaleur du liquide de refroidissement primaire. L'eau se vaporise en vapeur, qui se développe ensuite par une turbine, convertissant l'énergie thermique en rotation mécanique. La turbine conduit un générateur électrique, produisant de l'électricité.

Considérations relatives à l'efficacité thermique

L'efficacité Carnot d'un système se réfère à la différence entre les niveaux de chaleur d'entrée et de sortie et est plus généralement appelée efficacité thermique. L'efficacité maximale théorique de tout moteur thermique est déterminée par l'efficacité Carnot, qui dépend de la différence de température entre la source de chaleur et le dissipateur de chaleur.

Les centrales nucléaires ont une charge de tour de refroidissement plus élevée que la production nette d'électricité, car les conditions de vapeur sont limitées par les effets de fragilité des métaux du réacteur nucléaire, ce qui réduit l'efficacité.

Cycles thermodynamiques avancés pour les réacteurs futurs

Ces cycles sont des cycles de vapeur classiques qui ont été utilisés et optimisés pendant 40 ans, mais ils sont physiquement limités et ne répondent pas aux attentes des générations futures de réacteurs. La dernière partie traite des cycles thermodynamiques qui pourraient être impliqués dans la quatrième génération de réacteurs nucléaires: cycles avec vapeur supercritique, cycles directs pour gaz à haute température, cycles indirects de gaz, et cycles avec CO2 supercritique.

La turbine à gaz ou le cycle de Brayton sont à l'étude pour les futures centrales nucléaires. Les températures plus élevées qui sont réalisables impliquent un rendement thermique plus élevé. En outre, la chaleur de procédé à haute température qu'ils sont capables de produire serait utile dans la production d'hydrogène en tant que vecteur d'énergie de fission.

Ces derniers utilisent de l'eau supercritique autour de 25 MPa, qui ont des températures « steam » de 500 à 600oC et peuvent donner une efficacité thermique de 45 %. Un flux de développement pour les réacteurs nucléaires de la génération IV implique des conceptions supercritiques refroidies par eau. À des niveaux ultra supercritiques (30+ MPa), une efficacité thermique de 50 % peut être atteinte.

Conceptions et configurations du système de refroidissement

Les systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires sont conçus selon diverses conceptions, chacune optimisée pour des types de réacteurs spécifiques et des exigences opérationnelles. Le choix du système de refroidissement a des répercussions importantes sur la sûreté, l'efficacité et les caractéristiques opérationnelles des réacteurs.

Systèmes de refroidissement par réacteur à eau pressurisé (PWR)

Un réacteur à eau sous pression (PWR) est un type de réacteur nucléaire à eau légère. Les PWR sont le type de réacteur à énergie nucléaire le plus courant, représentant près de 70 % de la flotte de réacteurs commerciaux du monde.

Dans un réacteur à eau chaude, l'eau est utilisée à la fois comme modérateur de neutrons et comme fluide de refroidissement pour le cœur du réacteur. Dans le cœur, l'eau est chauffée par l'énergie libérée par la fission des atomes contenus dans le combustible. L'utilisation de haute pression (environ 155 bar: 2250 psi) garantit que l'eau reste à l'état liquide. Cette haute pression empêche le liquide de bouillir dans le cœur du réacteur, ce qui est crucial pour maintenir des caractéristiques stables et prévisibles de transfert de chaleur.

À cette pression, l'eau bouillie à environ 350°C (662°F). La température d'entrée de l'eau est d'environ 290°C (554°F). L'eau (refroidissante) est chauffée dans le cœur du réacteur à environ 325°C (617°F) lorsque l'eau traverse le cœur.

Boucles de refroidissement primaire et secondaire

Les systèmes PWR utilisent plusieurs boucles de refroidissement pour séparer le liquide de refroidissement primaire radioactif de la vapeur qui alimente les turbines. Il existe deux systèmes principaux utilisés pour convertir la chaleur produite dans le combustible en énergie électrique pour l'utilisation industrielle et résidentielle. Le système primaire transfère la chaleur du combustible au générateur de vapeur, où commence le système secondaire. La vapeur formée dans le générateur de vapeur est transférée par le système secondaire au générateur principal de turbine, où elle est convertie en électricité.

Souvent, on utilise une chaîne de deux boucles de refroidissement parce que la boucle de refroidissement primaire prend la radioactivité à court terme du réacteur.Cette séparation garantit que les matières radioactives restent contenues dans le système primaire et ne contaminent pas l'équipement de la turbine et du condenseur. L'avantage évident de la conception du PWR est qu'une fuite de nucléides radioactifs dans le noyau ne transférerait aucun contaminants radioactifs à la turbine et au condenseur, car les deux boucles sont séparées.

Le liquide de refroidissement primaire chaud est pompé dans un échangeur de chaleur appelé générateur de vapeur, où il coule à travers plusieurs milliers de petits tubes. Le liquide de refroidissement secondaire coule autour de ces tubes, absorbant la chaleur et se convertissant en vapeur.

Composants du système de refroidissement du réacteur

Le système de refroidissement du réacteur du réacteur à eau pressurisée (PWR) est constitué d'un réacteur, de générateurs de vapeur, de pompes de refroidissement du réacteur, d'un pressuriseur et d'autres éléments.

La pompe de refroidissement du réacteur est une machine rotative qui fait circuler le liquide de refroidissement du réacteur à haute température et à pression dans une centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale nucléaire de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale de production de la centrale de production de la centrale de la centrale de la centrale de la centrale

Le pressuriseur est un autre composant critique qui maintient la pression du système. La pression dans le circuit primaire est contrôlée par le pressuriseur, qui assure que l'eau de refroidissement reste à l'état liquide. Le pressuriseur est un récipient séparé relié au circuit primaire. Il contient de l'eau et de la vapeur à une pression typique de 16 bar, contrôlée par changement de température à l'intérieur du pressuriseur.

Systèmes de refroidissement du réacteur à eau bouillante (BWR)

Un réacteur à eau bouillante (BWR) par contre ne maintient pas une telle pression dans le cycle primaire et l'eau vaporise à l'intérieur du réservoir de pression du réacteur avant d'être envoyée à la turbine.Cette conception du cycle direct simplifie le système en éliminant la nécessité de générateurs de vapeur, mais cela signifie que la vapeur qui conduit les turbines contient des matières radioactives.

Contrairement au PWR, à l'intérieur du réacteur à eau bouillante, le système d'eau primaire absorbe suffisamment de chaleur du processus de fission pour faire bouillir son eau. Contrairement au PWR, le BWR n'utilise que deux systèmes d'eau distincts car il n'a pas de générateur de vapeur distinct. La vapeur produite directement dans le réacteur passe par les séparateurs d'humidité et les séchoirs avant d'entrer dans la turbine, ce qui garantit que les gouttelettes d'eau n'endommagent pas les pales de turbine.

Systèmes de réacteurs à gaz

L'hélium est extrêmement inerte, tant sur le plan chimique que sur le plan des réactions nucléaires, mais il a une faible capacité thermique. Les réacteurs refroidis au gaz offrent certains avantages, notamment la capacité à fonctionner à des températures plus élevées que les réacteurs refroidis à l'eau, ce qui peut améliorer l'efficacité thermique.

Les réacteurs refroidis au gaz utilisent généralement le dioxyde de carbone ou l'hélium comme liquide de refroidissement. Ces gaz circulent dans le noyau du réacteur, absorbant la chaleur des éléments combustibles, puis transférant cette chaleur vers des générateurs de vapeur ou directement vers des turbines à gaz. Les températures de fonctionnement plus élevées possibles avec des fluides de refroidissement au gaz permettent à ces réacteurs d'obtenir une meilleure efficacité thermodynamique que les modèles conventionnels refroidis à l'eau.

Systèmes de réacteur à couche métallique liquide

Les réacteurs rapides ont une densité de puissance élevée et ne nécessitent pas, et doivent éviter, modération neutronique. La plupart ont été des réacteurs refroidis en métal liquide utilisant du sodium fondu. Le plomb, le plomb-bismuth eutectic, et d'autres métaux ont également été proposés et utilisés occasionnellement.

Les sels de fusion partagent avec les métaux l'avantage d'une faible pression de vapeur même à haute température, et sont moins chimiquement réactifs que le sodium. Cependant, les réfrigérants métalliques liquides présentent des défis uniques, y compris la réactivité chimique avec l'eau et l'air, nécessitant des systèmes spéciaux de manutention et de sécurité.

Critères de sélection du liquide de refroidissement

La sélection d'un liquide de refroidissement approprié implique l'équilibre de multiples considérations thermodynamiques et pratiques. Température d'ébullition élevée — pour les liquides de refroidissement, vous pouvez réduire la pression du système si vous pouvez empêcher votre liquide de bouillir.

Les réactions nucléaires induites par les neutrons transformeront les matières premières en isotopes radioactifs. Idéalement, ces isotopes ne poseraient pas de problèmes de rayonnement. Le liquide de refroidissement doit aussi posséder de bonnes propriétés thermiques, y compris une capacité thermique élevée, une bonne conductivité thermique et une viscosité appropriée pour un pompage et un transfert efficaces de chaleur.

Composantes clés des systèmes de refroidissement nucléaire

Les systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires comportent de nombreux composants spécialisés, chacun étant conçu pour remplir des fonctions spécifiques dans le processus d'élimination de la chaleur et de conversion d'énergie. Ces composants doivent fonctionner de façon fiable dans des conditions extrêmes d'exposition à la température, à la pression et aux rayonnements tout en respectant les normes de sécurité les plus élevées.

Échangeurs de chaleur et générateurs de vapeur

Les échangeurs de chaleur sont des composants critiques qui transfèrent l'énergie thermique entre différents flux de fluides sans les laisser se mélanger. Dans les systèmes PWR, le générateur de vapeur sert d'échangeur de chaleur primaire entre le liquide de refroidissement primaire radioactif et l'eau secondaire propre qui produit de la vapeur pour les turbines.

Il s'agit de gros échangeurs de chaleur pour transférer la chaleur d'un fluide à un autre – ici du circuit primaire haute pression dans le PWR au circuit secondaire où l'eau se transforme en vapeur. Chaque structure pèse jusqu'à 800 tonnes et contient de 300 à 16 000 tubes d'environ 2 cm de diamètre pour le liquide de refroidissement primaire, radioactif en raison de l'azote-16 (N-16, formé par le bombardement neutronique de l'oxygène, avec une demi-vie de 7 secondes).

Les générateurs de vapeur des centrales nucléaires PWR produisent de la vapeur et séparent le système du réacteur du système de turbine. La conception des générateurs de vapeur doit soigneusement équilibrer l'efficacité du transfert de chaleur avec l'intégrité structurelle et la résistance à la corrosion et à l'encrassement. L'ensemble doit être conçu de façon à ce que les tubes ne vibrent pas et ne se frissent pas, actionnés de façon à ce que les dépôts ne s'accumulent pas pour entraver le flux et entretenus chimiquement pour éviter la corrosion.

Tours de refroidissement

Les tours de refroidissement servent de puits de chaleur final pour les centrales nucléaires, rejetant la chaleur résiduelle dans l'atmosphère. Les tours de refroidissement sont conçues pour agir comme échangeurs de chaleur, en éliminant la chaleur (énergie thermique) du système de refroidissement secondaire et en la transférant dans l'atmosphère – destination finale de l'énergie créée dans le cœur du réacteur.

Les tours de refroidissement à courants naturels utilisent la flottabilité de l'air chaud et humide pour créer le flux d'air, tandis que les tours de refroidissement à courants mécaniques utilisent les ventilateurs pour forcer l'air à travers la tour. Comme l'eau de la piscine (système de refroidissement primaire) n'entre pas en contact direct avec les tours de refroidissement, aucun contaminants dans l'eau de la piscine ne peut s'échapper à l'atmosphère.

Une fois à travers, recirculation ou refroidissement à sec peut être utilisé. Une fois à travers les systèmes de refroidissement puisent de l'eau d'un plan d'eau voisin, la passent à travers le condenseur, et le retournent à une température plus élevée. Les systèmes de recirculation utilisent des tours de refroidissement pour refroidir l'eau avant de la retourner au condenseur.

Pompes à circulation

Les pompes circulantes sont essentielles pour maintenir le débit de liquide de refroidissement à travers le réacteur et les échangeurs de chaleur associés. Un PWR a deux à quatre boucles de liquide de refroidissement primaire avec des pompes, entraînées par la vapeur ou l'électricité – Hualong One de Chine a trois conceptions, chacune entraînée par un moteur électrique de 6,6 MW, chaque pompe pesant 110 tonnes. Ces pompes massives doivent fonctionner en continu et de manière fiable, car toute interruption du débit de liquide de refroidissement pourrait entraîner des augmentations dangereuses de température dans le cœur du réacteur.

Le liquide de refroidissement du réacteur entre dans le côté succion de la pompe depuis la sortie du générateur de vapeur. L'eau est augmentée en vitesse par le moteur de la pompe. Cette augmentation de vitesse est convertie en pression dans le volute de décharge. La conception de la pompe doit minimiser les vibrations, empêcher la cavitation et maintenir l'intégrité du joint pour empêcher les fuites de liquide de refroidissement tout en fonctionnant à haute température et sous pression.

Systèmes de refroidissement d'urgence

Les systèmes de refroidissement par cœur d'urgence (ECCS) sont des dispositifs de sécurité critiques conçus pour assurer le refroidissement en cas d'accident de perte de liquide de refroidissement ou d'autres situations d'urgence. Lorsqu'une centrale nucléaire est fermée, une certaine chaleur continue d'être produite par la désintégration radioactive, bien que la fission ait cessé.

Le refroidissement de routine est d'abord avec le circuit principal d'alimentation en vapeur contournant la turbine et déversant de la chaleur dans le condenseur. Après des baisses de pression, un système d'élimination de la chaleur résiduelle est utilisé avec son propre échangeur de chaleur. L'intensité de cette chaleur de décroissance diminue avec le temps, rapidement au début, et après un jour ou deux cesse d'être un problème si la circulation est maintenue.

L'eau borée est utilisée comme liquide de refroidissement pendant le fonctionnement normal des réacteurs à eau pressurisée (REP) ainsi que dans les systèmes de refroidissement de base d'urgence (ECCS) des réacteurs à eau bouillante et des réacteurs à eau bouillante. Le bore de l'eau sert à deux fins : il agit comme un absorbeur de neutrons pour aider à contrôler la réaction de fission et fournit un refroidissement efficace en cas d'urgence.

Systèmes d'eau boréale et contrôle chimique

La chimie du liquide de refroidissement du réacteur est soigneusement contrôlée pour optimiser le transfert de chaleur, prévenir la corrosion et fournir des fonctions de sécurité supplémentaires.

Fonctions de l'eau ennuyée

Le bore, souvent sous forme d'acide borique ou de borate de sodium, est combiné à l'eau, une ressource bon marché et abondante, où il agit comme un liquide de refroidissement pour enlever la chaleur du cœur du réacteur et transférer la chaleur vers un circuit secondaire. Une partie du circuit secondaire est le générateur de vapeur qui est utilisé pour tourner les turbines et produire de l'électricité. L'eau borée fournit également les avantages supplémentaires d'agir comme un poison neutron en raison de sa grande section transversale d'absorption de neutrons, où il absorbe les neutrons excédentaires pour aider à contrôler le taux de fission du réacteur.

La réactivité du réacteur nucléaire peut être facilement ajustée en modifiant la concentration de bore dans le liquide de refroidissement, c'est-à-dire lorsque la concentration de bore est augmentée (boration) en dissolvant plus d'acide borique dans le liquide de refroidissement, la réactivité du réacteur est diminuée. Inversement, lorsque la concentration de bore est diminuée (dilution) en ajoutant plus d'eau, la réactivité du réacteur est augmentée.

Défis et considérations

Le liquide de refroidissement à haute température avec de l'acide borique dissous dans celui-ci est corrosif pour l'acier au carbone (mais pas l'acier inoxydable); cela peut provoquer la circulation de produits de corrosion radioactifs dans la boucle primaire du liquide de refroidissement, ce qui non seulement limite la durée de vie du réacteur, mais les systèmes qui filtrent les produits de corrosion et qui ajustent la concentration de l'acide borique ajoutent de façon significative au coût global du réacteur et à l'exposition au rayonnement.

Environ 90% du tritium dans les réfrigérants PWR est produit par des réactions de bore-10 avec des neutrons. Puisque le tritium lui-même est un isotope radioactif de l'hydrogène, le réfrigérant est contaminé par des isotopes radioactifs et doit être empêché de fuite dans l'environnement. De plus, cet effet doit être pris en compte pour des cycles plus longs de fonctionnement du réacteur nucléaire et nécessite donc une concentration initiale plus élevée de bore dans le réfrigérant.

Considérations de sécurité dans la conception du refroidissement des réacteurs

La thermodynamique des réacteurs nucléaires englobe divers processus qui doivent être rigoureusement gérés pour assurer un fonctionnement sûr et efficace.Les ingénieurs utilisent les principes de la thermodynamique pour surveiller et contrôler la production, le transfert et la conversion de chaleur, tout en assurant l'intégrité des composants structurels du réacteur.

Approche à barrières multiples

Les réacteurs sont conçus dans l'espoir de fonctionner en toute sécurité sans libérer de radioactivité dans leur environnement. Il est toutefois reconnu que des accidents peuvent survenir.Une approche utilisant de multiples barrières de produits de fission a été adoptée pour faire face à de tels accidents.

Dans la pratique, il doit pouvoir maintenir son intégrité dans des circonstances de nature radicale, telles que des accidents dans lesquels la majeure partie du contenu du réacteur est libérée dans le bâtiment. Il doit résister à des accumulations de pression et à des dommages causés par des débris propulsés par une explosion d'énergie à l'intérieur du réacteur, et il doit passer les tests appropriés pour démontrer qu'il ne fuira pas plus d'une petite fraction de son contenu pendant plusieurs jours, même si sa pression interne est bien supérieure à celle de l'air environnant.

Décalage de la chaleur

Même après l'arrêt d'un réacteur et la cessation des réactions de fission, la désintégration radioactive des produits de fission continue de générer une chaleur importante qui doit être éliminée. Lorsque le réacteur nucléaire Kashiwazaki-Kariwa 7 s'est arrêté automatiquement en raison d'un grave tremblement de terre en 2007, il a fallu 16 heures pour que la température du liquide de refroidissement diminue de 287 à 100oC, de sorte qu'elle ne bouillirait plus.

Les systèmes de dépoussiérage doivent être très fiables et souvent comporter des mécanismes de refroidissement passifs qui ne nécessitent pas de puissance électrique ou de pompage actif. Ces systèmes garantissent que même en cas de perte complète de puissance, le cœur du réacteur peut être refroidi de manière adéquate pour éviter les dommages causés par le combustible.

Redondance et conception en cas d'échec

Les mécanismes de contrôle sont conçus pour être sûrs en cas de défaillance : c'est-à-dire que le dysfonctionnement de n'importe quel composant du réseau active le système global. Les mécanismes sont conçus pour être redondants et indépendants : si l'un échoue, un autre est disponible pour effectuer la même action de protection.

Un PWR possède une rétroaction thermique inhérente, un mécanisme de sécurité passif où une augmentation de la température de l'eau de refroidissement diminue la criticité du réacteur – ne pas être sûr. De plus, la pressurisation de l'eau dans le circuit primaire minimise le risque d'ébullition de l'eau dans le cœur du réacteur.

Technologies de refroidissement avancées et développements futurs

L'industrie nucléaire continue de mettre au point des technologies de refroidissement de pointe qui garantissent une meilleure sécurité, une meilleure efficacité et une plus grande souplesse opérationnelle, et qui s'appuient sur des décennies d'expérience opérationnelle et intègrent les leçons tirées des scénarios d'exploitation et d'accident normaux.

Systèmes de refroidissement passif

Les systèmes de refroidissement passifs, qui reposent sur des phénomènes physiques naturels tels que la circulation naturelle, la gravité et l'expansion thermique plutôt que sur des composants mécaniques actifs, sont de plus en plus intégrés dans les conceptions modernes des réacteurs.

Les systèmes passifs offrent des avantages importants en matière de sécurité, car ils ne dépendent pas de l'énergie électrique, des actions de l'opérateur ou de l'équipement mécanique qui pourrait échouer.

Réacteurs supercritiques à l'eau

Les réacteurs actuels restent sous le point critique à environ 374 °C et 218 bar où la distinction entre le liquide et le gaz disparaît, ce qui limite l'efficacité thermique, mais le réacteur à eau supercritique proposé fonctionnerait au-dessus de ce point.

Les fluides supercritiques sont ceux qui dépassent le point critique thermodynamique, défini comme la température et la pression les plus élevées auxquelles les phases gazeuse et liquide peuvent coexister en équilibre, comme fluide homogène. Les réacteurs supercritiques refroidis par eau représentent une technologie prometteuse de génération IV qui pourrait atteindre des rendements thermiques proches de 50%, nettement plus élevés que les réacteurs à eau légère actuels.

Petits réacteurs modulaires

En 2020, NuScale Power est devenue la première entreprise américaine à recevoir l'approbation réglementaire de la Commission de réglementation nucléaire pour un petit réacteur modulaire avec une conception PWR modifiée. Les petits réacteurs modulaires offrent des avantages en termes de fabrication en usine, de temps de construction réduit et de sécurité accrue grâce à des systèmes de refroidissement passif et de petits inventaires de matières radioactives.

Les RMS intègrent généralement des conceptions de refroidissement avancées qui maximisent l'utilisation de la circulation naturelle et des mécanismes passifs d'élimination de la chaleur. Leur taille réduite et leur construction modulaire permettent un déploiement plus flexible et des coûts d'immobilisations potentiellement plus faibles que les grands réacteurs traditionnels.

Problèmes opérationnels et entretien

Le maintien des performances et de la fiabilité des systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires exige une attention soutenue aux nombreux défis opérationnels, qui doivent être exploités en permanence pendant de longues périodes tout en maintenant des normes strictes de sûreté et de performance.

Corrosion et dégradation des matériaux

L'environnement rigoureux à l'intérieur des réacteurs nucléaires, caractérisé par des températures élevées, des pressions et des champs de rayonnement, impose des exigences extrêmes aux matériaux. La corrosion des matériaux structurels et le revêtement de combustible peuvent compromettre l'intégrité du système et entraîner le rejet de produits de corrosion radioactive dans le liquide de refroidissement.

Le réacteur d'une centrale à eau pressurisée (PWR) contient le noyau nucléaire et nécessite la plus grande fiabilité, pour assurer une utilisation sûre dans des conditions extrêmement difficiles, y compris une température élevée, une pression élevée et une exposition aux neutrons. Au groupe MHI, nous fondons les spécifications des matériaux utilisés pour le réacteur sur des données d'essai complètes.

Les opérateurs surveillent et règlent soigneusement le pH du liquide de refroidissement, les niveaux d'oxygène dissous et les additifs chimiques afin de maintenir des conditions qui réduisent la corrosion tout en maximisant l'efficacité du transfert de chaleur.

Remplacement du générateur de vapeur

Depuis 1980, plus de 110 réacteurs PWR ont été remplacés par des générateurs de vapeur après 20-30 ans de service, dont plus de la moitié aux États-Unis. Le remplacement des générateurs de vapeur est l'une des activités d'entretien les plus importantes entreprises dans les centrales nucléaires, qui consistent à enlever et à remplacer ces composants massifs tout en maintenant l'intégrité du confinement et en réduisant au minimum l'exposition aux rayonnements pour les travailleurs.

Les générateurs de vapeur de remplacement modernes intègrent des matériaux améliorés et des conceptions pour prolonger la durée de vie et améliorer la fiabilité, permettant souvent aux usines de fonctionner pendant des décennies supplémentaires au-delà de leur durée de vie initiale.

Fouling et dépôts

L'accumulation de dépôts sur les surfaces de transfert de chaleur peut considérablement dégrader les performances du système de refroidissement. Ces dépôts réduisent l'efficacité du transfert de chaleur, augmentent les chutes de pression et peuvent créer des conditions de corrosion localisées.

Dans les générateurs de vapeur, les dépôts peuvent s'accumuler sur le côté secondaire des tubes, réduisant le transfert de chaleur et pouvant causer une dégradation des tubes.

Considérations environnementales

Les systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires interagissent principalement avec l'environnement par le rejet de la chaleur résiduelle. L'exigence thermodynamique de rejeter environ les deux tiers de l'énergie thermique produite par la chaleur résiduelle a des implications environnementales importantes qui doivent être gérées avec soin.

Gestion des décharges thermiques

Les usines qui utilisent des systèmes de refroidissement une fois par la suite rejettent de grandes quantités d'eau chauffée dans les plans d'eau voisins.Cette décharge thermique peut affecter les écosystèmes aquatiques en augmentant la température de l'eau et en modifiant les niveaux d'oxygène dissous.

Les tours de refroidissement réduisent les rejets thermiques dans les plans d'eau en transférant la plupart de la chaleur résiduelle dans l'atmosphère par évaporation. Cependant, cette approche consomme des quantités importantes d'eau par évaporation et nécessite une gestion soigneuse des ressources en eau, en particulier dans les régions arides.

Consommation et conservation de l'eau

Comme les centrales au charbon et au gaz, les centrales nucléaires utilisent le refroidissement pour condenser la vapeur utilisée pour produire l'électricité. La plupart des centrales nucléaires utilisent également l'eau pour transférer la chaleur du cœur du réacteur. Les besoins en eau des centrales nucléaires peuvent être importants, en particulier pour les centrales utilisant des tours de refroidissement par évaporation.

Les systèmes de refroidissement à sec offrent une alternative qui élimine la consommation d'eau mais entraîne généralement une réduction de l'efficacité thermique et des coûts d'investissement plus élevés. La nouvelle usine Medupi l'utilisera et sera la plus grande usine de refroidissement à sec au monde (4800 MWe). Kendal en Afrique du Sud utilise un système de refroidissement indirect à sec. Le refroidissement à sec est apparemment également utilisé en Iran et en Europe.

Résilience climatique

Le bâtiment de confinement doit également protéger les éléments situés à l'intérieur de l'installation contre les forces extérieures telles que les tsunamis, les tornades et les accidents d'avion. Le changement climatique augmente la fréquence et la gravité des phénomènes météorologiques extrêmes, exigeant des installations nucléaires qu'elles puissent fonctionner de façon fiable dans des conditions environnementales plus variées.

Les sécheresses peuvent réduire la disponibilité d'eau de refroidissement, tandis que les phénomènes thermiques extrêmes peuvent réduire l'efficacité des systèmes de refroidissement et nécessiter des réductions d'énergie. L'inondation peut menacer les composants des systèmes de refroidissement et les systèmes électriques qui alimentent les pompes de refroidissement.

Intégration des principes thermodynamiques dans la conception des réacteurs

La conception réussie des systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires exige l'intégration de multiples principes thermodynamiques et disciplines d'ingénierie.Les concepteurs doivent équilibrer des objectifs concurrents, y compris la sûreté, l'efficacité, les coûts et l'impact environnemental tout en assurant le respect des exigences réglementaires.

Optimisation de la densité de puissance

Les densités de puissance plus élevées sont associées à des volumes et des tailles de cœur plus petits. Les volumes de cœurs plus petits sont favorables du point de vue du coût en capital, ce qui signifie que moins de matériaux devront être fabriqués pour la construction du noyau.

Les réacteurs à eau comprimée ont aussi un réservoir de pression beaucoup plus petit que les réacteurs AGR et Magnox et, par conséquent, une plus grande densité de puissance, ce qui est dû à leur utilisation de l'eau à la fois comme fluide de refroidissement et modérateur.

Améliorations de l'efficacité du système

L'amélioration de l'efficacité thermique des centrales nucléaires réduit la quantité de chaleur résiduelle qui doit être rejetée et augmente la puissance électrique d'une puissance thermique donnée. Diverses approches peuvent améliorer l'efficacité, notamment l'augmentation des températures et des pressions de la vapeur, la mise en œuvre du chauffage régénératif de l'eau d'alimentation et l'optimisation des conceptions de turbines.

Après avoir été refroidi dans un condenseur et transformé en eau, il est pompé vers le générateur de vapeur à travers le préchauffeur d'eau d'alimentation, ce qui augmente l'efficacité globale. Le chauffage d'eau d'alimentation utilise la vapeur extraite des étapes intermédiaires de la turbine pour préchauffer l'eau qui revient au générateur de vapeur, réduisant la quantité de chaleur qui doit être ajoutée et améliorant l'efficacité globale du cycle.

Configurations multi- boucles

Dans de nombreux cas, le liquide de refroidissement qui pénètre dans le noyau nucléaire peut ne pas être approprié pour conduire le système de conversion de puissance final (c.-à-d. la turbine). Dans de tels cas, plusieurs matériaux de refroidissement sont configurés de manière à transmettre la chaleur d'un fluide à l'autre dans les échangeurs de chaleur. Le liquide de refroidissement qui récupère la chaleur directement du combustible nucléaire est appelé le liquide de refroidissement primaire.

Par exemple, Westinghouse a construit une usine avec deux, trois ou quatre boucles, selon la puissance de l'usine. Les usines de combustion Engineering et les usines de Babcock & Wilcox n'ont que deux générateurs de vapeur, mais elles ont quatre pompes de refroidissement du réacteur. Le nombre et la configuration des boucles de refroidissement affectent la fiabilité du système, les besoins de maintenance et les coûts d'immobilisation.

Enseignements tirés de l'expérience opérationnelle

Des décennies d'exploitation de centrales nucléaires ont permis de mieux comprendre les performances des systèmes de refroidissement, tant dans les conditions normales qu'en cas d'accident, et de tirer des leçons de ces améliorations dans la conception, le fonctionnement et les exigences réglementaires.

Accidents historiques et améliorations de la sécurité

Des essais sévères de systèmes de confinement de type occidental ont eu lieu lors de l'accident de Three Mile Island aux États-Unis en 1979 et de l'accident de Fukushima au Japon en 2011. À l'unité 2, près de Harrisburg, en Pennsylvanie, un arrêt de refroidissement du noyau a entraîné la destruction, y compris la fusion partielle, de l'ensemble du noyau et le rejet d'une grande partie de sa radioactivité dans l'enceinte du réacteur.

Lors d'une panne de courant, les générateurs diesel qui fournissent une puissance de secours aux pompes à eau peuvent être endommagés par un tsunami, un tremblement de terre ou les deux; si aucune eau douce n'est pompée pour refroidir les tiges de combustible, les tiges de combustible continuent de chauffer. Une fois que les tiges de combustible atteignent plus de 1200 °C, les tubes de zirconium qui contiennent le combustible nucléaire interagissent avec la vapeur et divisent l'hydrogène des molécules d'eau.

Ces événements ont permis d'améliorer considérablement la conception des systèmes de refroidissement d'urgence, les réserves de puissance de secours et les systèmes de gestion de l'hydrogène.

Programmes d'amélioration continue

L'industrie nucléaire maintient des programmes solides de partage de l'expérience d'exploitation et de mise en oeuvre d'améliorations dans le parc mondial de réacteurs. Lorsque des problèmes sont identifiés dans une usine, les leçons apprises sont rapidement diffusées dans d'autres installations, ce qui permet des améliorations proactives avant que des problèmes similaires ne se produisent ailleurs.

Ces programmes couvrent tous les aspects de la performance des systèmes de refroidissement, y compris la fiabilité des composants, les pratiques de maintenance, le contrôle de la chimie de l'eau et les procédures d'intervention d'urgence.

Cadre réglementaire et normes

Les systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires doivent satisfaire à des exigences réglementaires complètes qui garantissent des marges de sûreté adéquates dans toutes les conditions d'exploitation et dans tous les scénarios d'accident crédibles.

Exigences de base de conception

Les systèmes de refroidissement doivent être conçus pour traiter une gamme de conditions de fonctionnement normales ainsi que des transitoires prévus et des accidents postulés. Les accidents de base de conception comprennent des scénarios tels que les accidents de perte de refroidissement, la perte de puissance hors site et diverses défaillances de l'équipement.

Les analyses de sécurité doivent démontrer que les systèmes de refroidissement peuvent maintenir la température du carburant en deçà des limites qui causeraient une défaillance de l'enrobage et le rejet de matières radioactives.

Assurance de la qualité et essais

Nos produits sont soumis à des essais en plein débit dans notre installation pour assurer leur performance et leur intégrité.Les composants des systèmes de refroidissement nucléaire sont soumis à des programmes rigoureux d'assurance de la qualité qui couvrent la conception, la fabrication, l'installation et les essais.

Les programmes d'inspection en service surveillent l'état des composants du système de refroidissement tout au long de la durée de vie de l'installation. Ces inspections détectent la dégradation avant qu'elle ne compromette la sécurité ou les performances, permettant ainsi l'entretien ou le remplacement en temps opportun des composants touchés.

Orientations futures de la technologie de refroidissement nucléaire

Les efforts de recherche-développement continuent de faire progresser la technologie de refroidissement nucléaire, avec des objectifs tels que l'amélioration de la sûreté, l'efficacité, la réduction de la consommation d'eau et la réduction des coûts, qui englobent à la fois des améliorations évolutives aux conceptions existantes et de nouveaux concepts révolutionnaires pour les générations futures de réacteurs.

Matériaux avancés

Le développement de matériaux avancés avec une résistance à haute température améliorée, une résistance à la corrosion et une tolérance au rayonnement permet des températures de fonctionnement plus élevées et une durée de vie plus longue des composants.

Les combustibles tolérants aux accidents en cours de développement contiennent des matériaux de revêtement qui résistent davantage à l'oxydation à haute température que les alliages traditionnels de zirconium, ce qui pourrait permettre aux exploitants de disposer de plus de temps pour réagir aux défaillances du système de refroidissement et réduire le potentiel de production d'hydrogène pendant les accidents.

Technologies numériques et surveillance avancée

Des capteurs avancés, des analyses de données et des intelligences artificielles sont appliqués à la surveillance et au contrôle des systèmes de refroidissement, qui permettent de détecter plus tôt la dégradation, de prédire plus précisément les performances des composants et d'optimiser le fonctionnement du système pour maximiser l'efficacité et la fiabilité.

Les jumelles numériques, modèles virtuels qui reflètent le système de refroidissement physique, permettent aux opérateurs de simuler différents scénarios d'exploitation, de prévoir le comportement du système et d'optimiser les calendriers de maintenance.

Intégration avec les systèmes de stockage d'énergie et les systèmes hybrides

Les centrales nucléaires futures peuvent intégrer des systèmes de stockage d'énergie thermique pour accroître la flexibilité opérationnelle et soutenir la stabilité du réseau à mesure que la pénétration des énergies renouvelables augmente.

Les systèmes hybrides qui combinent les réacteurs nucléaires et d'autres technologies énergétiques, comme la production d'hydrogène ou le dessalement, pourraient utiliser plus efficacement la chaleur résiduelle et améliorer l'efficacité globale du système.

Conclusion

L'application des principes thermodynamiques aux systèmes de refroidissement des réacteurs nucléaires représente une intégration sophistiquée de la physique fondamentale, de la conception technique et de l'expérience opérationnelle.

Les réacteurs nucléaires modernes utilisent diverses technologies de refroidissement, chacune optimisée pour des besoins opérationnels spécifiques et des objectifs de sûreté. Qu'il s'agisse d'eau pressurisée, d'eau bouillante, de gaz ou de liquide métallique, ces systèmes doivent éliminer de façon fiable d'énormes quantités de chaleur tout en maintenant des marges de sécurité strictes dans toutes les conditions.

Alors que le monde recherche des sources d'énergie propres et fiables pour faire face au changement climatique, l'énergie nucléaire continuera de jouer un rôle vital.Les principes thermodynamiques qui sous-tendent les systèmes de refroidissement des réacteurs demeureront fondamentaux pour garantir que les installations nucléaires puissent fonctionner de façon sûre et efficace pendant des décennies.

Pour ceux qui souhaitent en apprendre davantage sur la technologie et la thermodynamique des réacteurs nucléaires, des ressources sont disponibles auprès d'organisations telles que Association nucléaire mondiale, Agence internationale de l'énergie atomique[ et Commission de réglementation nucléaire des États-Unis. Ces organisations fournissent des renseignements complets sur la conception des réacteurs, les systèmes de sûreté et l'application des principes thermodynamiques dans la production d'énergie nucléaire.