Construction des centrales rep équipements primaires








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Construction des centrales REP - Équipements primaires
Référence BN3270 | Date de publication : 10 avr. 2002

Jean-Pierre THOMAS, Claude CAUQUELIN

SOMMAIRE


INTRODUCTION

Division Équipements Primaires et Matériels FRAMATOME ANP

Les équipements primaires du réacteur à eau ordinaire sous pression REP comprennent :

  • la cuve ;

  • les équipements internes ;

  • les dispositifs de contrôle de la réactivité ;

  • les générateurs de vapeur ;

  • les tuyauteries primaires ;

  • les groupes motopompes primaires ;

  • le pressuriseur et les dispositifs de réglage de la pression et de protection contre les surpressions.

Les constructeurs d’équipements primaires sont parvenus à des conceptions voisines ; aussi nous limiterons-nous à une description des réalisations et pratiques de l’industrie française ; les différences les plus notables que l’on peut relever à l’étranger sont toutefois signalées.

Compte tenu de l’importance de ces équipements pour la sûreté de la tranche, leur conception, leurs matériaux de construction, leur fabrication et leur contrôle doivent être conformes aux règles du Recueil des règles de conception et de construction des matériels mécaniques des REP, le RCC-M applicables aux matériels de classe I.

La spécification d’équipement, établie pour chacun d’eux, préalablement à leur construction, en définit notamment les conditions de service, y compris les charges applicables en situations normales, exceptionnelles et accidentelles (cf. RCC-M vol. I, tome A), conformément aux prescriptions de l’arrêté ministériel du 26 février 1974.

Nota :

Dans cet article :

  • les teneurs indiquées sont des teneurs massiques ;

  • les puissances indiquées sont des puissances nominales électriques.

Les dénominations des matériaux utilisées dans cet article sont celles du RCC-M. Le RCC-M utilise un symbolisme différent des normes AFNOR pour désigner des matériaux pourtant voisins. Cela est justifié par le fait que les exigences du RCC-M sont parfois sensiblement différentes de celles des normes AFNOR.

1. Analyse du comportement

Les situations prévisibles de fonctionnement ou les situations hypothétiques prises en compte pour les études de sûreté sont classées selon leur probabilité d’occurrence, en :

  • situations normales ;

  • situations exceptionnelles ;

  • situations accidentelles.

Les situations normales correspondent au fonctionnement en marche continue, aux régimes transitoires (démarrage, arrêt, variations de charge, etc.) et aux incidents courants de fonctionnement.

Les situations exceptionnelles sont celles dans lesquelles peut se trouver l’appareil dans des circonstances accidentelles très peu fréquentes, mais dont l’éventualité doit être envisagée.

Les situations accidentelles correspondraient à des circonstances accidentelles hautement improbables dont on convient cependant d’étudier les conséquences dans le cadre des études de sûreté.

À ces situations, s’ajoute la vérification des marges de sécurité en épreuve hydraulique.

Le constructeur d’un équipement primaire doit apporter la preuve que son appareil, tel que conçu et réalisé, satisfait pour toutes les conditions de service fixées par la spécification d’équipement, aux exigences définies dans le RCC-M, pour une durée de vie minimale de 40 ans. Cette preuve est apportée par l’analyse du comportement de l’appareil, laquelle prend en compte l’ensemble des cas de charges prévus et les particularités résultant de sa construction.

Dans les conditions et selon les modalités définies par la Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) V.2.c, le respect du RCC-M est considéré par l’Autorité de Sûreté comme valant conformité avec la pratique réglementaire technique française .

L’analyse prend en considération les différents modes d’endommagement susceptibles d’affecter les composants mécaniques constituant le circuit primaire principal (CPP) : déformation excessive, déformation plastique, déformation progressive, fissuration par fatigue, rupture brutale, etc.

L’étude étant très longue, elle se fait dans un premier temps sur la base d’un dimensionnement et de caractéristiques de référence (étude générique). À l’achèvement de l’appareil, elle est complétée par les analyses particulières prenant en compte les différences constatées par rapport à l’étude générique : modifications, zones singulières, variations locales de caractéristiques physiques, etc.

2. Cuve

2.1 Description
2.2 Matériaux
2.2.1 Matériaux principaux
2.2.2 Autres matériaux
2.3 Dimensionnement et analyse du comportement
2.3.1 Dimensionnement
2.3.2 Analyse du risque de rupture brutale
2.4 Fabrication, contrôle et épreuve
2.4.1 Fabrication
2.4.2 Contrôle
2.4.3 Épreuve
2.5 Exploitation
2.5.1 Chargement du combustible
2.5.2 Surveillance de l’irradiation
2.5.3 Surveillance en exploitation
2.6 Retour d’expérience

La cuve contient le cœur du réacteur. Elle est traversée par l’eau refroidissant le cœur, qui est maintenue sous forte pression. Elle constitue ainsi une partie essentielle de la deuxième barrière de sûreté (
Sûreté des réacteurs français en service Sûreté des réacteurs français en service).

Située en partie centrale du bâtiment réacteur, la cuve assure les fonctions suivantes :

  • maintenir les assemblages combustibles, les grappes de commande et l’instrumentation interne constituant le cœur du réacteur, ainsi que les équipements internes ;

  • résister à la pression élevée de l’eau de réfrigération (155 bar en service normal) et en permettre la circulation ;

  • permettre le remplacement des assemblages combustibles usagés par des assemblages neufs, ainsi que le réarrangement des assemblages combustibles lors des campagnes de rechargement.

En plus des sollicitations mécaniques et thermiques, le concepteur doit tenir compte de l’environnement sévère auquel est soumis ce composant :

  • le rayonnement neutronique issu du cœur qui en fragilise la paroi malgré l’atténuation due à l’eau et aux structures internes (effet de la dose intégrée dans le temps en neutrons rapides) ;

  • les risques de corrosion par l’eau de réfrigération du cœur ;

  • les contraintes mécaniques résultant notamment de la pression et des transitoires thermiques.

Le tableau 1 retrace l’évolution des dimensions des cuves en fonction de la puissance.

2.1 Description

La cuve du réacteur (figure 1) se présente sous la forme d’un cylindre fermé à sa partie inférieure par un fond hémisphérique. En partie supérieure, elle est coiffée par un couvercle démontable en forme de calotte sphérique. Cette conception donne accès à la totalité du contenu de la cuve après enlèvement du couvercle à l’arrêt du réacteur et, en particulier, aux assemblages combustibles pour en effectuer le remplacement.

Le couvercle est maintenu sur le corps de la cuve par un ensemble de goujons (54 pour une cuve de réacteur de 900 MW) vissés dans la bride de cuve, les écrous s’appuyant sur la face supérieure de la bride du couvercle.

L’étanchéité entre cuve et couvercle (figure 2) est assurée par deux joints concentriques rendus solidaires de la bride du couvercle. Les joints sont soit du type O’Ring, soit du type Hélicoflex (société CEFILAC). Le dispositif est équipé d’un système de détection de fuite.

L’entrée et la sortie de l’eau primaire se font par 6 tubulures (réacteurs à 3 boucles) ou 8 tubulures (réacteurs à 4 boucles).

La cuve repose par des patins-supports situés sous les tubulures ou sous certaines d’entre elles. Le fond inférieur reçoit les pénétrations de l’instrumentation du cœur, au nombre de 50 à 60 selon le modèle de chaudière. Le couvercle est muni d’adaptateurs sur lesquels se vissent les carters des mécanismes de commande des grappes (figure 3).

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2.2 Matériaux

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2.2.1 Matériaux principaux

Nota :

voir également l’article Structures des réacteurs nucléaires- Aciers spéciaux Structures des réacteurs nucléaires. Aciers spéciaux.

La résistance mécanique de la cuve est assurée par l’emploi d’un acier au carbone faiblement allié (acier 16 MND 5) de bonnes caractéristiques mécaniques (résistance à la traction Rm = 550 à 570 MPa à température ambiante).



Taille des cuves des réacteurs à eau ordinaire sous pression (REP) 



Figure 1 - Cuve (REP Fessenheim)


Figure 2 - Étanchéité des cuves


Figure 3 - Montage d’un adaptateur
La paroi résistante ainsi réalisée est revêtue intérieurement d’une ou deux couches d’acier inoxydable austénitique qui la protègent de la corrosion par l’eau de refroidissement du cœur. En France, afin d’éviter la corrosion intercristalline, le nombre de couches et le mode de dépôt sont définis de sorte que la teneur en carbone de la peau interne soit au plus égale à 0,035 %.

Pour la réalisation des viroles de la cuve soumises à un flux de neutrons rapides élevé (viroles de cœur), les teneurs en éléments résiduels sont limitées. Ces éléments, dont on a pu observer l’effet défavorable vis-à-vis du bon comportement du matériau sous rayonnement, sont notamment le cuivre et le phosphore ( et ).

Les différents constructeurs ont également retenu des nuances d’aciers faiblement alliés au manganèse-molybdène à l’état trempé et revenu, permettant de maintenir l’épaisseur de paroi à des valeurs encore compatibles avec les capacités des moyens de formage dont ils disposent.

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2.2.2 Autres matériaux

La boulonnerie des cuves (goujons et écrous) est réalisée en acier allié à haute résistance du type 40 NCD 7-03.

Les autres pièces principales sont en acier inoxydable du type Z5 CN 18-10, Z2 CND 17-12 ou en alliage NC 15 Fe (Alliage 600) progressivement remplacé par l’alliage NC 30 Fe (Alliage 690), cf. paragraphe 2.6. En particulier, ce dernier matériau est utilisé lorsque l’on souhaite limiter les dilatations différentielles entre la pièce et l’enveloppe constituant la cuve ; c’est le cas pour les adaptateurs emmanchés à froid dans le couvercle de la cuve et les pénétrations de fond de cuve.

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2.3 Dimensionnement et analyse du comportement

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2.3.1 Dimensionnement

La cuve du réacteur est constituée d’éléments de formes géométriques simples. Ses dimensions principales peuvent donc être calculées par les formules classiques de la résistance des matériaux.

Une analyse fine aux éléments finis est effectuée dès l’origine de l’étude afin d’éviter des ajustements dimensionnels tardifs.

Ainsi, compte tenu des transitoires de température et de pression, obtenir l’étanchéité entre les brides du couvercle et de la cuve nécessite que le dimensionnement des brides et goujons et que le serrage de ces derniers soient fixés avec précision. En raison des dimensions importantes de ces brides, leur déformation au serrage, qui en valeur relative reste faible, prend en effet des valeurs absolues importantes. Ce type d’étude se fait en référence à un transitoire qui peut être, par exemple, un transitoire de démarrage depuis l’état froid (montée en pression et en température).

Les opérations d’inspection, qui doivent être réalisables lors des visites périodiques, imposent également certaines contraintes que le constructeur doit prendre en compte dès le début de la conception (contrôlabilité, accessibilité, dosimétrie).

Les règles correspondantes sont codifiées dans le RSEM (Règles de surveillance en exploitation des matériels mécaniques des îlots nucléaires REP, cf., dans ce traité, l’article Codes et normes de conception et de construction).

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2.3.2 Analyse du risque de rupture brutale

Dans le cadre de l’analyse du comportement 1, l’étude de la ruine par rupture brutale est d’une importance toute particulière pour la démonstration de la sûreté de la cuve.

Une telle rupture pourrait être provoquée, en cas d’accident par perte de réfrigérant primaire, lors de l’injection d’eau pour refroidir le cœur ; cette eau froide crée un choc thermique sur la paroi de la cuve encore chaude, induisant un état de contrainte de traction élevé en peau interne, et amène le métal dans une zone de température où sa ténacité est moindre qu’à la température de fonctionnement.

Cette situation serait celle des viroles de cœur soumises à une irradiation importante et dont le matériau est, de ce fait, sujet à une élévation de sa température de transition ductile-fragile.

On effectue cette analyse en postulant un défaut initial dont on calcule la propagation par fatigue sous l’effet des cyclages de contraintes. La taille de ce défaut en fin de vie de l’appareil permet de calculer le facteur d’intensité des contraintes K 1 correspondant à cette propagation lors d’un choc froid pressurisé en cas d’accident de perte de réfrigérant. K1 est alors comparé à la valeur critique K1 c caractérisant le matériau irradié. Ce type d’analyse permet notamment d’obtenir une évaluation pessimiste de la durée de vie des cuves des réacteurs à eau pressurisée les plus anciens.

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2.4 Fabrication, contrôle et épreuve

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2.4.1 Fabrication

Les dimensions importantes (tableau 1) et la forte épaisseur de la cuve du REP ont conduit à choisir une construction soudée. Le mode d’obtention des pièces diffère d’un constructeur à l’autre, suivant les moyens dont il dispose.

Il existe deux grands types de cuve selon que les tubulures principales sont soudées au travers de la paroi, ou soudées sur la paroi. Dans le premier cas, les tubulures sont dites set in (figure 4a ), dans le second set on (figure 4b ).


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