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Enjeux techniques de variation de puissance pour les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP)

Philippe Dejardin

The Shifters Belgium

Réunion Mensuelle

08/06/2021

Résultats du sondage de fin 2020

Merci aux répondant.e.s ☺ !

1

Nucléaire

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Mensuelle TSB - Nucléaire : Enjeux techniques de variation de puissance pour les REP

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08/06/2021

Présentation axée sur la filière de Réacteurs à Eau Pressurisé (REP / PWR), majoritaire et utilisée en Belgique et en France

Total = 443

Messages clés :

Pourquoi les REP ?

Les réacteurs de puissance REP représentent les 2/3 des réacteurs en fonctionnement dans le monde
Les réacteurs en fonctionnement en Belgique et en France sont tous des REP

Le 1/3 restant est constitué d’une variété d’autres conceptions, non couverte ici

Sources des données / images:

Source des données : IAEA, Reference Data Series n°2, 2020 Edition, Nuclear Power reactors in the World
PWR : Applied sciences, Pablo Fernández-Arias et al., A Global Review of PWR Nuclear Power Plants, Published: 27 June 2020
BWR: https://nuclearstreet.com/nuclear-power-plants/w/nuclear_power_plants/mark-i-containment
PWHR : https://nuclearstreet.com/nuclear-power-plants/w/nuclear_power_plants/320.pressurized-heavy-water-reactor-phwr
LWGR : http://www.i15.p.lodz.pl/strony/EIC/ne/technology_3_4.html
GCR : https://fr.m.wikipedia.org/wiki/Fichier:AGR_reactor_schematic.png
FBR : https://www.extremetech.com/extreme/186023-russia-bets-its-energy-future-on-waste-free-fast-breeder-nuclear-reactors

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Le nucléaire à puissance variable : Cap ou Pas Cap ?

Mensuelle TSB - Nucléaire : Enjeux techniques de variation de puissance pour les REP

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08/06/2021

L’Avenir – 29 Avril 2020

Le Soir – 28 Avril 2020

Le Soir - 23 mars 2021

Messages clés :

Pourquoi la variation de puissance ?

Car débat ressort périodiquement en Belgique, opposant ENR et nucléaire, souvent avec une vue passionée (cf. articles de presse)
Car angle intéressant pour introduire le fonctionnement technique d’une centrale nucléaire et pour essayer de comprendre quelles sont les contraintes liées à la variation de puissance nucléaire

Sources des données / images:

L’Avenir – 29 Avril 2020 : https://www.lavenir.net/cnt/dmf20200429_01470930/on-met-les-eoliennes-a-l-arret-pour-faire-tourner-le-nucleaire
Le Soir – 28 Avril 2020 : https://www.lesoir.be/297382/article/2020-04-28/des-eoliennes-larret-dans-un-contexte-de-prix-bas-dans-lenergie
Le Soir – 23 mars 2021 : https://www.lesoir.be/362429/article/2021-03-23/les-eoliennes-pourraient-etre-arretees-un-week-end-sur-4-durant-lete

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Questions adressées ici

Varier la puissance d’une centrale, c’est quoi ?

La puissance nucléaire, c’est quoi ?

Comment contrôler cette puissance ?

Quelles contraintes pour son contrôle ?

Quelles contraintes liées à sa variation ?�(1 exemple)

Capacité de variation nucléaire ?
Beaucoup d’autres ☺, dont notamment

Aspects économiques
Aspects des études de sûreté
Cycle du combustible nucléaire
ACV et bilan carbone du nucléaire
…

Mais faites-vous plaisir dans les questions !

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Questions non adressées

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Turbo-alternateur & variation de charge

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08/06/2021

Alternateur

Condenseur

Turbine

Source froide

Vapeur

Eau

Transfo

Chaudière classique

Chambre de combustion

Air

Combustible

H₂0

+

…

Varier la puissance d’une centrale, c’est quoi ?

L’électricité ne se stockant pas (ou mal), le jeu consiste à assurer à tout instant un équilibre

Production = Demande

à 50 Hz

Messages clés :

Le besoin de variation de puissance des centrales électriques se pose car l’électricité ne se stocke pour ainsi dire pas – ou mal
Le rôle du gestionnaire du réseau et de l’ensemble des producteurs d’électricité est d’assurer qu’à tout instant Production = Demande
La majeure part de l’électricité produite vient de groupes turbo-alternateurs, tournant à 50 Hz en Europe

Chaudière Classique 🡪 Schéma de principe très sommaire:

Pour illustrer que la variation de puissance dans une centrale thermique classique se fait via la variation de la quantité de combustible – et donc de comburant (air)
On veut moins (resp. plus) de puissance 🡪 on brûle moins (resp. plus) 🡪 on envoie moins (resp. plus) de vapeur à la turbine qui entraîne l’alternateur

Sources des données / images:

N.A.

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Turbo-alternateur & variation de charge�Chaudière nucléaire – Réacteur à Eau Pressurisé (REP)

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08/06/2021

Alternateur

Condenseur

Source froide

Vapeur

Eau

Transfo

Varier la puissance d’une centrale, c’est quoi ?

à 50 Hz

Turbine

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Le cœur d’un REP

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08/06/2021

La puissance nucléaire, c’est quoi ?

UO₂

Messages clés :

Un cœur de réacteur, c’est en fait une grande poupée russe ☺!

Le cœur du réacteur est inséré dans une grande cuve en acier de 350 à 500 tonnes, d’une dizaine de mètres de haut, de 4 à 5 m de diamètre, de 20cm d’épaisseur
Le cœur en lui-même fait de l’ordre de 4 m de haut et est composé d’une séries d’Assemblages Combustibles (AC) de 20 cm de côté�(p.e. 157 AC dans un REP 900 / 1000 MWe)
Chaque AC est composé de Crayons Combustibles (CC) et de Tubes Guides (TG) pouvant accueillir de l’instrumentation et des Grappes de Réglages ou d’Arrêt (GRA)�(voir + loin - 🡪 p.e. pour les AC « classiques », une matrice de 17x17 est utilisée 🡪 264 CC + 25 TG ou 264 CC + 1 TG + 24 GRA)
Chaque CC fait de l’ordre du cm en diamètre (sur ~4 m de long) et contient un empilement de Pastilles Combustibles (PC) d’environ 1 cm de diamètre sur 1 cm de haut

La puissance nucléaire est générée au sein de ces petites Pastilles Combustibles, je vous propose d’y regarder de plus près…

Sources des données / images:

Cuve REP : https://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/vessel-head-degradation/vessel-head-degradation-files/pwr-rx-vessel.html
Du cœur vers les pastilles : https://www.researchgate.net/figure/The-discrete-heterogeneous-material-regions-in-a-PWR-reactor-core-Demaziere-2012_fig1_291336065
Les pastilles dans la main : http://nuclearenergystse2013.weebly.com/elements-involved-in-nuclear-energy.html

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Le combustible nucléaire d’un REP

Le combustible frais est composé de 2 isotopes d’uranium:

U-235 à ~3%: moteur de la réaction nucléaire et seul isotope naturel fissile
U-238 à ~97%, non fissile mais fertile

Suite au passage dans le réacteur, l’U-235 et l’U-238 sont consommés en partie
En fin de vie, soit habituellement 3 cycles de 12 à 18 mois chacun, il reste encore

~1% d’U-235
~95% d’U-238
~1% de Pu-239
~3% de Produits de Fission et Actinides

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La puissance nucléaire, c’est quoi ?

Messages clés : (hors texte sur slide)

Pour info/rappel, 2 isotopes se distinguent par le nombre de neutrons dans le noyau atomique, mais ils ont le même nombre de proton et donc d’électrons fixant les propriétés chimiques

Il est important de distinguer les 2 isotopes qui ont des rôles et impacts différents dans le cœur du réacteur (cf. suite)

Informations complémentaires

L’uranium naturel est composé à ~0.01% d’U-234, à ~0.72% d’U-235 et à ~99.27% d’U-238
Pour les REP, un enrichissement 𝜀 pour augmenter la teneur en U-235 vers 3 % (à 5%) est donc nécessaire
L’U-238 participe aussi à la réaction nucléaire via sa transmutation en isotopes fertiles de Pu (important rôle pour la filière de réacteurs rapides surgénérateurs)

Sources des données / images:

Combustible original et usage : https://kasuku.statslive.info/show-campaign-archived/eyJpdiI6Iko2WWdMb3VNOTExbXhcL3JKa2RXUGRPVVp3cmRrZjBxZTYwUURZTVZwSjZjPSIsInZhbHVlIjoidFZRN2t1YnRiYlVPWlcrSWlDKzhMNkM5ckJFZTR4YXZ6NUpYaGljdDJQYz0iLCJtYWMiOiIxOGJlZDI4ZjgxN2YxYWI0MmIxYTQ4OTIxNDRlZDRmOTU3N2IyNzA0ZTNiODgzZTU3M2Y0NTc2NjM3ODdmZWI2In0=

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Réaction en chaîne & Produits de Fission

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08/06/2021

= combustion de 24 millions de molécules de CH₄

« 1 gramme d’uranium 235 produit la même quantité d’électricité que 2 tonnes de fioul ou 3 tonnes de charbon »

La puissance nucléaire, c’est quoi ?

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Réaction en chaîne & Produits de Fission

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PF & décroissance	~200 MeV
Neutrons “rapides” émis	~2 MeV / n⁰ ~19 500 km/s

Neutrons “thermiques” absorbés
~0.025 eV ~2.2 km/s

Ralentissement des neutrons�🡪 modération�via chocs élastiques

Réacteurs à eau : n vs H

Autre filière possible = modérateur graphite : n vs C

1 barn = 10^-28 m²

Pour une réaction stable

ou

La puissance nucléaire, c’est quoi ?

Messages clés :

Pour une réaction stable, 2 à 3 neutrons étant émis lors de la fission d’un noyau, il faut que 1 à 2 soient capturés ou quittent le système 🡪 1 seul neutron doit rester pour induire la fission suivante
Les neutrons émis lors de la fission sont des neutrons rapides qui doivent être ralentis (modérés) pour pouvoir induire une fission d’U-235�(cf. section efficace == probabilité d’induire une fission en fct d el’énergie du neutron)
La modération des neutrons se fait par chocs élastiques sur des noyaux “légers” 🡪 Hydrogène pour filière à eau�(ou Carbone pour filière graphique – noyaux “légers” ayant une section efficace de scattering importante)

Sources des données / images:

Schéma de la reaction en chaîne : Reactor Physics and Neutonics, Gert Van den Eynde, SCK-CEN, 2007-2008, Training Course for Tractebel Trainees, Mol, Belgium
Highlander : https://memegenerator.net/instance/55175731/highlander-il-ne-peut-en-rester-quun
Section efficaces U-235 : https://www.researchgate.net/figure/The-total-and-fission-cross-section-for-U-235-SF02_fig2_267305881

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Facteur multiplicatif et bilan de réactivité

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	Puissance diminue
	Puissance est constante
	Puissance augmente

	Sous-critique
	Critique
	Super-critique

Combustible

Gappes de réglage

Xénon

Samarium

Doppler

Température modérateur

Bore

Temps

Fin de cycle

Début de cycle

Effets de température

Gestion opérateur

Poison neutronique

Comment contrôler cette puissance nucléaire ?

Messages clés (hors texte sur slides):

Nous avons vu l’origine microscopique de la puissance nucléaire mais bien entendu, nous ne pouvons pas suivre chaque neutron individuellement
Nous devons donc faire appel à des indicateurs macroscopiques

Le facteur multiplicatif k : ratio entre la génération de neutrons et la génération précédente
La réactivité, indicateur plus usuel pour faire des bilans globaux

Pour le bilan de réactivité:

La réactivité positive est apportée par le combustible, source de neutrons
La réactivité négative (ou antiréactivité) est apportée par 6 éléments principaux que sont:

Les grappes de réglages;
Le Xénon et le Samarium
L’effet Doppler
L’effet de température du modérateur
Le bore

Nous allons dans la suite découvrir les contraintes et limites principales de ces éléments apportant de l’antiréactivité qui peuvent être classés en 2 grandes catégories, soit:

Etant des poisons neutroniques
Ayant un effet lié à la température

Parmi ces 6 éléments, seuls 2 peuvent être directement gérés par l’opérateur de la centrale, i.e. les grappes de réglage et le bore

Sources des données / images:

Bilan de réactivité : Données issues du cours BNEN 2011 – Walter Van Hove

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Poisons neutroniques endogènes : Xe-135 & Sm-149

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Fission

I-135

Xe-135

Cs-135

6.4%

0.2%

Fission

Pm-149

Sm-149

1.1%

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

Ba-135

Xe-136

~3 000 000 b

~40 000 b

Sm-150

Messages clés :

Commençons par le Xénon et le Samarium, plus précisément leurs isotopes Xe-135 et Sm-149 qui sont au départ tout deux produits par la fission de l’U-235
Le Xe-135 est radioactif tandis que le Sm-149 est stable, mais globalement ils partagent donc la propriété de disparaître naturellement plus lentement que ce qu’ils ne sont créés (la durée de disparition du Sm-149 pouvant être vue comme infinie)
L’autre propriété remarquable est leur très grand appétit pour les neutrons thermiques / ralentis 🡪 de 100 à 10 000 x celui de l’U-235 !

Sources des données / images:

Sections efficaces d’absorption : UPMC – M2 Ingénierie pour le Nucléaire / Neutronique / 09. – Evolution du Combustible, Laurent Le Guillou UPMC / LPNHE�https://www.google.com/url?sa=i&url=http%3A%2F%2Fsupernovae.in2p3.fr%2F~llg%2FEnseignements%2F5P801%2Fdocuments%2F09-Evolution-du-Combustible.pdf&psig=AOvVaw07bez6Xqqhje18R_zjzA-z&ust=1621944235789000&source=images&cd=vfe&ved=0CA0QjhxqFwoTCPDHrq2j4vACFQAAAAAdAAAAABAO

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Poisons neutroniques endogènes : Xe-135 & Sm-149

Comportement transitoire

Similaire pour le Sm-149 avec durée, ampleur et niveau d’équilibre différents

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08/06/2021

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

[Xe-135]

Fission

I-135

Xe-135

Cs-135

6.4%

0.2%

Ba-135

Xe-136

~3 000 000 b

Messages clés :

Pour comprendre l’effet des ces poisons neutroniques, partons d’une situation de puissance stable et imaginons qu’on la fasse baisser
L’impact sur le Xe-135 sera évidemment une diminution de sa production vu la diminution du nombre de fission mais, et de façon plus importante au début, l’impact sera surtout une diminution de sa disparition par capture neutronique vu la diminution du flux de neutrons / du nombre de neutrons dans le système
Vu les la propriété de disparaître naturellement plus lentement que ce qu’il n’est créé, la concentration en Xe-135 va donc en premier lieu augmenter dans le cœur du réacteur, pour ensuite diminuer après un délai suffisant pour qu’un nouvel état d’équilibre puisse être atteint
L’effet sur le bilan de réactivité global est donc en premier lieu une diminution de réactivité suivie d’une augmentation de celle-ci, ce qui, toute autre chose étant égale par ailleurs, induit un effet similaire au niveau de la puissance de cœur.

Le raisonnement inverse se tient tout aussi bien pour une augmentation initiale de la puissance cœur
Ainsi que pour le Sm-149 – à ceci près des durée, ampleur et niveau d’équilibre

Au final, ce qu’il faut retenir c’est qu’une variation de puissance entraîne un comportement transitoire des ces poisons neutroniques qui ont un rôle important dans le bilan global de réactivité

Sources des données / images:

Effet “pic Xénon”: UPMC – M2 Ingénierie pour le Nucléaire / Neutronique / 09. – Evolution du Combustible, Laurent Le Guillou UPMC / LPNHE�https://www.google.com/url?sa=i&url=http%3A%2F%2Fsupernovae.in2p3.fr%2F~llg%2FEnseignements%2F5P801%2Fdocuments%2F09-Evolution-du-Combustible.pdf&psig=AOvVaw07bez6Xqqhje18R_zjzA-z&ust=1621944235789000&source=images&cd=vfe&ved=0CA0QjhxqFwoTCPDHrq2j4vACFQAAAAAdAAAAABAO

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Effet de température du modérateur

Boucle de rétroaction négative

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Densité de l’eau 🡪 Modération

Effet de température du modérateur

Température de l’eau

T_m

P_T

T_m

P_T

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

Messages clés :

Parlons maintenant de l’effet de température du modérateur, soit de l’eau du circuit primaire pour les REP, et imaginons aussi une baisse de puissance
Cette baisse de puissance va entraîner une baisse de la température de l’eau - selon un programme prédéfini établi lors de la conception du réacteur�(plus de détails en questions/réponses le cas échéant)
Cette baisse de la température de l’eau va entraîner une augmentation de la densité de l’eau et donc de son effet modérateur puisque, le nombre de molécule d’eau étant plus importante par volume, il faudra moins de temps / distance à un neutron pour être ralenti et absorbé – et donc induire une nouvelle fission
La réactivité du système augmente de ce fait et donc la puissance également

Le raisonnement inverse se tient tout aussi bien pour une augmentation initiale de la puissance cœur

Au final, ce qu’il faut retenir c’est qu’une variation de puissance entraîne une rétroaction négative stabilisante par cet effet de température du modérateur – effet qui est recherché pour des raisons de sûreté intrinsèque du réacteur mais qui doit être pris en compte pour toute volonté d’adaptation de la puissance

Sources des données / images:

N.A.

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Effet de température du combustible�= Effet Doppler

Boucle de rétroaction négative

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Température du combustible

Effet Doppler 🡪 Augmentation de la probabilité de capture neutronique par l’U-238

Vidéo explicative: ici

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

Messages clés :

Pour ce qui concerne l’effet Doppler, il s’agit en fait d’un effet de température, non plus de l’eau, mais du combustible
Pour le comprendre, imaginons cette fois-ci une augmentation de puissance
Cette augmentation de puissance aura pour effet une augmentation de la température du combustible, siège de la réaction nucléaire
Ici, je ne rentre pas dans une explication précise et ce qu’il faut en comprendre c’est que la probabilité de capture neutronique dans l’U-238 augmente avec sa température
De ce fait, la réactivité diminue puisque moins de neutrons sont « disponibles » pour induire une nouvelle fission
Au final, la baisse de puissance initiale induit une augmentation de puissance

De façon similaire à ce que l’on vu juste avant, le raisonnement inverse se tient tout aussi bien, dans ce cas-ci pour une baisse initiale de la puissance cœur

Au final, ce qu’il faut retenir c’est qu’une variation de puissance entraîne une rétroaction négative stabilisante par cet effet de température du combustible – ou effet Doppler

Sources des données / images:

Fuel temp : https://www.researchgate.net/figure/Temperature-distribution-on-solid-fuel-pin-in-a-uniform-and-b-nonuniform-sinusoidal_fig8_261140836
U-238 cross-section : https://sudonull.com/post/126891-Fast-neutron-reactors-this-is-the-hope-of-mankind
Doppler broadening : https://www.researchgate.net/figure/Doppler-effect-widening-of-the-667-eV-resonance-scattering-cross-section-of-238-U_fig5_279382322

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Contrôle de la réactivité par le bore - [B]

Bore ajouté sous forme d’acide borique H₃BO₃ dans le circuit primaire par le circuit de Contrôle Chimique et Volumétrique (CCV)
Le CCV assure également la gestion chimique de l’eau primaire et le recyclage du bore
Opérations de charge/décharge impliquent une production d’effluents à traiter
Efficacité variable selon différents paramètres�(e.g. plus efficace à basse température car densité plus haute)
Contrôle lent par rapport aux grappes de réglage�🡪 utilisé pour les variations lentes de réactivité�(e.g. épuisement combustible, pic Xe)
Variation de puissance limitée / non autorisée si concentration en bore trop faible (fin de cycle)

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Traitements des effluents

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

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Grappes de réglage d’un REP

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08/06/2021

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

Messages clés :

Le deuxième levier de contrôle accessible directement par l’opérateur est celui des grappes de réglage qui s’insèrent dans les assemblages combustibles
Ces grappes de réglages sont composées de crayons contenant des poisons neutroniques (Ag-In-Cd ou B₄C) et tenus ensemble par une Araignée
Tous les assemblages n’accueillent pas une grappe de réglage et le fait que les grappes de réglages s’insèrent dans tel ou tel assemblage dépend de l’emplacement dans le cœur

Sources des données / images:

Assemblage sans grappe : https://www.researchgate.net/figure/a-Schema-dun-assemblage-combustible-REP-1717-et-dune-grappe-de-controle-b-Photo_fig5_333915651
Assemblage avec grappe : http://coursenvrac.eklablog.com/la-fabrication-des-assemblages-de-combustible-a132783270

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Plans de chargement et grappes de réglage / d’arrêt

Seulement certains assemblages contiennent des grappes de réglage / d’arrêt
Le positionnement des grappes de réglage / d’arrêt est fixe
Les grappes de réglages / d’arrêt sont rassemblées par groupe s’insérant en recouvrement
Les matériaux absorbants des grappes sont typiquement en Ag-In-Cd ou B₄C
Les plans de chargement sont calculés pour chaque cycle spécifique, tenant compte de l’historique de chaque assemblage combustible

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08/06/2021

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

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Contrôle de la réactivité par grappes de réglage

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08/06/2021

Grappe de réglage “noire”

Capture importante des n⁰
Distorsion du flux de n⁰
Limitation vàv de points chauds / puissance linéique locale

Flux neutronique

Schéma de principe pour un cœur homogène sans perturbation

Grappe de réglage “grise”

Capture et distorsion moins importante�🡪 plus grande flexibilité de réglage

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

Limitation opérationnelle + possible sur les études de sûreté

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Résumé et compléments sur les facteurs d’antiréactivité

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08/06/2021

Effets neutroniques	Comportement	Sensibilité / points d’attention
/	Transitoire
	Rétroaction négative
	Rétroaction négative
	Régulation lente	Production d’effluents, faible concentration en fin de cycle
	Régulation rapide	Distorsion du flux neutronique & point chaud potentiel
		Aspects additionnels non couvert : impact de la production de Pu, poisons consommables dans le combustible (e.g. Gd)

Xe-135

Sm-149

Xe

Quelles contraintes pour le contrôle de la puissance nucléaire ?

Messages clés (hors texte sur slide):

Bien résumons !

/!\ que tout ceci reste simplifié et qu’il y a d’autres aspects à prendre en compte pour réaliser le bilan de réactivité effectif

Interdépendances
Autres aspects tels que l’évolution de la composition combustible et la création de Pu, ou l’utilisation de poisons consommables dans les assemblages

Le message principal de cette (longue) partie est que le contrôle de la puissance nucléaire est plus complexe que sur une centrale classique et qu’il faut prendre en compte toute une série de facteurs pour pouvoir réguler cette puissance comme désirée, dans les limites des contraintes imposées

Sources des données / images:

Fuel temp : https://www.researchgate.net/figure/Temperature-distribution-on-solid-fuel-pin-in-a-uniform-and-b-nonuniform-sinusoidal_fig8_261140836
Figure H3BO3: https://free3d.com/fr/3d-model/boric-acid-3d-model-h3bo3-9657.html

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Effet de variation de charge sur le combustible

La remontée en puissance d’un cœur “déconditionné” est plus délicate

🡪 contraintes strictes sur la vitesse de remontée en puissance
🡪 contraintes strictes sur le nombre de cycles “déconditionnement/reconditionnement” possibles (fatigue de la gaine)

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08/06/2021

En cours de vie :

Gaine vient au contact par fluage
Pastille gonfle et contraint la gaine

OK si durée est limitée 🡪 contrainte sur la durée de la baisse de puissance

Quelles contraintes liées à la variation de puissance nucléaire ? (1 exemple)

Baisse de puissance

Baisse temp. + marquée dans la pastille & dilatation ≠
Pression moins forte / Jeu pastille-gaine peut se rouvrir

Si durée trop importante:

Fluage de la gaine qui revient au contact 🡪 Déconditionnement

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Etat des lieux des capacités de variation

Alors, au final, cap ou pas cap de faire varier la puissance nucléaire pour accommoder l’intermittence des ENR ?

Est-ce un problème général à la technologie REP et comment s’en sortent nos amis Français ?

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Comparaison de la capacité de variation nucléaire

ou

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Comparaison Belgique - France

Mensuelle TSB - Nucléaire : Enjeux techniques de variation de puissance pour les REP

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08/06/2021

Nombre	OdG : secondes qqs % P_n	minutes 0-10 % P_n	heures, jours 0-100 % P_n
	Réglage primaire	Réglage secondaire	Suivi planifié		Taux de variation	Durée min/max	Délai min \|e\| modulat°
7 réacteurs ~5900 MWe	Les possibilités de variations sont plus limitées Toutes les unités ne savent pas participer aux variations de charge
	Pas en superposition avec suivi planifié	Non autorisé dans la licence d’exploitation	Pas en superposition avec réglage primaire	75-50%	1% / min	Min : 2h Max : 6-72h	72h� & max 30/12 mois
56 réacteurs ~61000 MWe	La majorité sait participer aux variations de charge Leur nombre permet une large variation globale avec des variations locales faibles
				20%	2-5% / min	N.A.	N.A.

50 Hz

A

Grappes “grises”

Comparaison de la capacité de variation nucléaire

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Conclusions & perspectives

Alors, Cap ou Pas Cap ?

De varier la puissance nucléaire en Belgique OUI� Dans les limites de contraintes physiques et techniques� Dans les limites économiques et de sûreté (non adressées ici)
De répondre totalement à la demande croissante du fait des ENR intermittent ?

En Belgique, probablement pas suffisamment, les développements n’ayant notamment pas été favorisés par la politique énergétique du pays
En France, la situation est meilleure du fait de développements et d’investissements historiques réalisés pour gérer la part importante du nucléaire dans le mix électrique, mais une situation analogue pourrait survenir si la part des ENR intermittents devient trop importante

Plus de flexibilité peut être attendue des nouvelles centrales

Via la modulation de puissance améliorée (p.e. ) , nouveau combustibles, …
Via la redistribution de la puissance:

Et aussi des réseaux d’énergie via l’amélioration et l’augmentation des capacités de stockage

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p.e. cogénération électricité-chaleur-hydrogène

Messages clés :

Moduler la puissance d’un REP est possible, dans les limites de contraintes physiques et techniques, qui peuvent être relativement fortes, mais aussi économiques et de sûreté (non couvertes ici)
Le parc nucléaire belge actuel peut d’assurer certains suivis de charge planifiés mais pas suffisamment pour répondre totalement à la demande liée à l’augmentation récente des ENR de nature intermittente
Historiquement, vu l’importance de la production nucléaire dans le mix électrique, le parc français s’est développé pour assurer une importante capacité de suivi de charge (grappes de réglage grises, modes de pilotage adaptés, …) et est de facto plus flexible que le parc belge pour assurer les différents suivis de charge

Les nouvelles conceptions de réacteurs peuvent apporter plus de flexibilité pour le suivi de charge

Par modulation de puissance: p.e. amélioration combustibles, adaptation des modes de pilotage, variation plus uniforme, …
Par redistribution différente de la puissance : p.e. fonctionnement en base avec cogénération électricité-chaleur-hydrogène, …

Ainsi que l’amélioration des capacités de stockage de l’énergie venant du réseau électrique

Sources des données / images:

Icône VS : https://www.onlinewebfonts.com/icon/418591
Photo éoliennes: https://www.lavenir.net/cnt/dmf20200429_01470930/on-met-les-eoliennes-a-l-arret-pour-faire-tourner-le-nucleaire
Photo Tihange: https://www.lesechos.fr/industrie-services/energie-environnement/engie-tire-un-trait-sur-le-nucleaire-belge-1293122
Icône H2 : https://www.vectorstock.com/royalty-free-vector/hydrogen-icon-vector-10870505

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Références principales

Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires (INSTN)�La chaudière des réacteurs à eau sous pression�ISBN 2-86883-741-7�http://www-instn.cea.fr/base-d-ouvrage/Ouvrage/la-chaudiere-des-reacteurs-a-eau-sous-pression.html�
John R. Lamarsh, Anthony J. Barrata �Introduction to Nuclear Engineering, Third edition (2001) (je l’ai en version papier, pas sûr si encore édité et que vous puissiez le trouver…)�ISBN 0-201-82498-1�
John R. Lamarsh�Introduction to Nuclear Reactor Theory (1965) (idem, et même pas de numéro ISBN pour celui-ci ☺…)�
IAEA Nuclear Energy Series�No. NP-T-3.23�Non-baseload Operation in Nuclear Power Plants: Load Following and Frequency Control Modes of Flexible Operation (April 2018)�https://www.iaea.org/publications/11104/non-baseload-operation-in-nuclear-power-plants-load-following-and-frequency-control-modes-of-flexible-operation�
OECD/NEA�Technical and Economic Aspects of Load Following with Nuclear Power Plants (June 2011)�https://www.oecd-nea.org/ndd/reports/2011/load-following-npp.pdf

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Et pour aller plus loin ☺, quelques références parmi d’autres

Classique, Wikipedia est une bonne porte d’entrée, mais on peut aussi s’y perdre : https://fr.wikipedia.org/wiki/Centrale_nucl%C3%A9aire

Les vidéos sur le nuke du Réveilleur sont bien faites, e.g. celle sur le fonctionnement : https://youtu.be/HMystmGbctw

Sites de quelques grand acteurs européens ou mondiaux (rapports principalement en anglais, sauf IRSN bien entendu):

L’Agence Internationale pour l’Energie Atomique : https://www.iaea.org/fr
L’agence de l’Energie Atomique de l’OCDE : https://www.oecd.org/fr/nea/
L’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) : www.irsn.fr

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