Une centrale nucléaire, ou centrale nucléaire en abrégé, est un complexe de structures techniques conçues pour générer de l'énergie électrique en utilisant l'énergie libérée lors d'une réaction nucléaire contrôlée.

Dans la seconde moitié des années 40, avant l'achèvement des travaux de création de la première bombe atomique, testée le 29 août 1949, les scientifiques soviétiques ont commencé à développer les premiers projets d'utilisation pacifique de l'énergie atomique. L'objectif principal des projets était l'électricité.

En mai 1950, près du village d'Obninskoye, dans la région de Kalouga, la construction de la première centrale nucléaire du monde a commencé.

L'électricité a été produite pour la première fois à l'aide d'un réacteur nucléaire le 20 décembre 1951 dans l'État de l'Idaho aux États-Unis.

Pour tester sa fonctionnalité, le générateur a été connecté à quatre lampes à incandescence, mais je ne m'attendais pas à ce que les lampes s'allument.

À partir de ce moment, l’humanité a commencé à utiliser l’énergie d’un réacteur nucléaire pour produire de l’électricité.

Premières centrales nucléaires

La construction de la première centrale nucléaire au monde d'une capacité de 5 MW a été achevée en 1954 et le 27 juin 1954, elle a été lancée et a commencé à fonctionner.

En 1958, la première étape de la centrale nucléaire sibérienne d'une capacité de 100 MW est mise en service.

La construction de la centrale nucléaire industrielle de Beloyarsk a également commencé en 1958. Le 26 avril 1964, le générateur du 1er étage alimentait les consommateurs en courant.

En septembre 1964, la 1ère tranche de la centrale nucléaire de Novovoronej d'une capacité de 210 MW est lancée. La deuxième unité d'une capacité de 350 MW est lancée en décembre 1969.

En 1973, la centrale nucléaire de Léningrad est inaugurée.

Dans d'autres pays, la première centrale nucléaire industrielle a été mise en service en 1956 à Calder Hall (Grande-Bretagne), d'une capacité de 46 MW.

En 1957, une centrale nucléaire de 60 MW entre en service à Shippingport (États-Unis).

Les leaders mondiaux de la production d’énergie nucléaire sont :

1. USA (788,6 milliards de kWh/an),
2. France (426,8 milliards de kWh/an),
3. Japon (273,8 milliards de kWh/an),
4. Allemagne (158,4 milliards de kWh/an),
5. Russie (154,7 milliards de kWh/an).

Classement des centrales nucléaires

Les centrales nucléaires peuvent être classées de plusieurs manières :

Par type de réacteur

• Réacteurs à neutrons thermiques qui utilisent des modérateurs spéciaux pour augmenter la probabilité d'absorption des neutrons par les noyaux des atomes de combustible
• Réacteurs à eau légère
• Réacteurs à eau lourde
• Réacteurs rapides
• Réacteurs sous-critiques utilisant des sources externes de neutrons
• Réacteurs à fusion

Par type d'énergie libérée

1. Centrales nucléaires (NPP) conçues pour produire uniquement de l'électricité
2. Centrales nucléaires de cogénération (CHP), produisant à la fois de l'électricité et de l'énergie thermique

Dans les centrales nucléaires situées en Russie, il existe des installations de chauffage qui sont nécessaires au chauffage de l'eau du réseau.

Types de combustible utilisés dans les centrales nucléaires

Dans les centrales nucléaires, il est possible d'utiliser plusieurs substances grâce auxquelles il est possible de produire de l'électricité nucléaire ; les combustibles des centrales nucléaires modernes sont l'uranium, le thorium et le plutonium.

Le combustible au thorium n’est pas utilisé aujourd’hui dans les centrales nucléaires, pour plusieurs raisons.

Premièrement, il est plus difficile à transformer en éléments combustibles, en abrégé éléments combustibles.

Les barres de combustible sont des tubes métalliques placés à l’intérieur d’un réacteur nucléaire. À l'intérieur

Les éléments combustibles contiennent des substances radioactives. Ces tubes sont des installations de stockage de combustible nucléaire.

Deuxièmement, l'utilisation du combustible au thorium nécessite son traitement complexe et coûteux après utilisation dans les centrales nucléaires.

Le combustible plutonium n'est pas non plus utilisé dans l'ingénierie nucléaire, en raison du fait que cette substance a une composition chimique très complexe, un système pour une utilisation complète et sûre n'a pas encore été développé.

Combustible à l'uranium

La principale substance produisant de l’énergie dans les centrales nucléaires est l’uranium. Aujourd'hui, l'uranium est extrait de plusieurs manières :

• l'exploitation minière à ciel ouvert
• enfermé dans les mines
• lixiviation souterraine, par forage minier.

La lixiviation souterraine, par forage minier, se produit en plaçant une solution d'acide sulfurique dans des puits souterrains, la solution est saturée d'uranium et pompée.

Les plus grandes réserves d'uranium au monde se trouvent en Australie, au Kazakhstan, en Russie et au Canada.

Les gisements les plus riches se trouvent au Canada, au Zaïre, en France et en République tchèque. Dans ces pays, jusqu'à 22 kilogrammes de matière première d'uranium sont obtenus à partir d'une tonne de minerai.

En Russie, on obtient un peu plus d'un kilo et demi d'uranium à partir d'une tonne de minerai. Les sites d'extraction d'uranium ne sont pas radioactifs.

Dans sa forme pure, cette substance présente peu de danger pour l'homme, le gaz radioactif incolore radon, qui se forme lors de la désintégration naturelle de l'uranium, est bien plus dangereux.

Préparation d'uranium

L'uranium n'est pas utilisé sous forme de minerai dans les centrales nucléaires ; le minerai ne réagit pas. Pour utiliser l'uranium dans les centrales nucléaires, la matière première est transformée en poudre - l'oxyde d'uranium, puis transformée en combustible à base d'uranium.

La poudre d'uranium est transformée en "comprimés" métalliques - elle est pressée dans de petits flacons soignés, qui sont cuits pendant la journée à des températures supérieures à 1 500 degrés Celsius.

Ce sont ces pastilles d'uranium qui entrent dans les réacteurs nucléaires, où elles commencent à interagir les unes avec les autres et, finalement, fournissent de l'électricité aux gens.

Environ 10 millions de pastilles d'uranium fonctionnent simultanément dans un réacteur nucléaire.

Avant de placer des pastilles d'uranium dans le réacteur, elles sont placées dans des tubes métalliques en alliages de zirconium - éléments combustibles ; les tubes sont reliés les uns aux autres en faisceaux et forment des assemblages combustibles - assemblages combustibles.

Ce sont les assemblages combustibles que l'on appelle combustible de centrale nucléaire.

Comment retraite-t-on le combustible des centrales nucléaires ?

Après un an d'utilisation de l'uranium dans les réacteurs nucléaires, il faut le remplacer.

Les éléments combustibles sont refroidis pendant plusieurs années et envoyés pour être hachés et dissous.

L’extraction chimique libère de l’uranium et du plutonium, qui sont réutilisés et utilisés pour fabriquer du nouveau combustible nucléaire.

Les produits de désintégration de l'uranium et du plutonium sont utilisés pour fabriquer des sources de rayonnements ionisants ; ils sont utilisés en médecine et dans l'industrie.

Tout ce qui reste après ces manipulations est envoyé au four pour être chauffé, le verre est fabriqué à partir de cette masse, ce verre est stocké dans des installations de stockage spéciales.

Le verre n'est pas fabriqué à partir de résidus pour une utilisation massive ; le verre est utilisé pour stocker des substances radioactives.

Il est difficile d'extraire du verre les restes d'éléments radioactifs pouvant nuire à l'environnement. Récemment, une nouvelle façon d’éliminer les déchets radioactifs est apparue.

Réacteurs nucléaires rapides ou réacteurs à neutrons rapides, qui fonctionnent avec des résidus de combustible nucléaire retraités.

Selon les scientifiques, les restes de combustible nucléaire, actuellement stockés dans des installations de stockage, sont capables de fournir du combustible aux réacteurs à neutrons rapides pendant 200 ans.

En outre, les nouveaux réacteurs rapides peuvent fonctionner avec du combustible à base d'uranium, fabriqué à partir d'uranium 238 ; cette substance n'est pas utilisée dans les centrales nucléaires conventionnelles, car Il est plus facile pour les centrales nucléaires actuelles de traiter l’uranium 235 et 233, dont il reste très peu dans la nature.

Ainsi, les nouveaux réacteurs sont l'occasion d'exploiter d'énormes gisements de 238 uranium, qui n'ont jamais été exploités auparavant.

Principe de fonctionnement des centrales nucléaires

Le principe de fonctionnement d'une centrale nucléaire basée sur un réacteur à eau sous pression à double circuit (VVER).

L'énergie libérée dans le cœur du réacteur est transférée au caloporteur primaire.

A la sortie des turbines, la vapeur entre dans le condenseur, où elle est refroidie par une grande quantité d'eau provenant du réservoir.

Le compensateur de pression est une structure plutôt complexe et encombrante qui sert à égaliser les fluctuations de pression dans le circuit pendant le fonctionnement du réacteur qui surviennent en raison de la dilatation thermique du liquide de refroidissement. La pression dans le 1er circuit peut atteindre jusqu'à 160 atmosphères (VVER-1000).

En plus de l'eau, du sodium ou du gaz fondu peut également être utilisé comme liquide de refroidissement dans divers réacteurs.

L'utilisation du sodium permet de simplifier la conception de l'enveloppe du cœur du réacteur (contrairement au circuit d'eau, la pression dans le circuit de sodium ne dépasse pas la pression atmosphérique), et de s'affranchir de la balance de pression, mais elle crée ses propres difficultés associé à l’activité chimique accrue de ce métal.

Le nombre total de circuits peut varier selon les réacteurs, le schéma de la figure est présenté pour les réacteurs de type VVER (Water-Water Energy Reactor).

Les réacteurs de type RBMK (High Power Channel Type Reactor) utilisent un circuit d'eau, et les réacteurs BN (Fast Neutron Reactor) utilisent deux circuits de sodium et un circuit d'eau.

S'il n'est pas possible d'utiliser une grande quantité d'eau pour la condensation de la vapeur, au lieu d'utiliser un réservoir, l'eau peut être refroidie dans des tours de refroidissement spéciales qui, en raison de leur taille, constituent généralement la partie la plus visible d'une centrale nucléaire.

Structure du réacteur nucléaire

Un réacteur nucléaire utilise un processus de fission nucléaire dans lequel un noyau lourd se brise en deux fragments plus petits.

Ces fragments sont dans un état hautement excité et émettent des neutrons, d'autres particules subatomiques et des photons.

Les neutrons peuvent provoquer de nouvelles fissions, entraînant leur émission en plus grand nombre, et ainsi de suite.

Une telle série continue et auto-entretenue de divisions est appelée réaction en chaîne.

Cela libère une grande quantité d’énergie dont la production est nécessaire aux centrales nucléaires.

Le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire et d'une centrale nucléaire est tel qu'environ 85 % de l'énergie de fission est libérée dans un laps de temps très court après le début de la réaction.

Le reste est produit par la désintégration radioactive des produits de fission après qu'ils ont émis des neutrons.

La désintégration radioactive est un processus par lequel un atome atteint un état plus stable. Cela continue une fois la division terminée.

Éléments de base d'un réacteur nucléaire

• Combustible nucléaire : uranium enrichi, isotopes de l'uranium et du plutonium. Le plus couramment utilisé est l’uranium 235 ;
• Caloporteur pour évacuer l'énergie générée lors du fonctionnement du réacteur : eau, sodium liquide, etc. ;
• Barres de commande;
• Modérateur de neutrons ;
• Gaine de radioprotection.

Principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire

Dans le cœur du réacteur se trouvent des éléments combustibles (éléments combustibles) - du combustible nucléaire.

Ils sont assemblés dans des cassettes contenant plusieurs dizaines de crayons combustibles. Le liquide de refroidissement s'écoule à travers les canaux traversant chaque cassette.

Les barres de combustible régulent la puissance du réacteur. Une réaction nucléaire n’est possible qu’à partir d’une certaine masse (critique) du barreau de combustible.

La masse de chaque tige individuellement est inférieure au seuil critique. La réaction commence lorsque tous les bâtonnets sont dans la zone active. En insérant et en retirant les barres de combustible, la réaction peut être contrôlée.

Ainsi, lorsque la masse critique est dépassée, les éléments combustibles radioactifs émettent des neutrons qui entrent en collision avec des atomes.

En conséquence, un isotope instable se forme, qui se désintègre immédiatement, libérant de l'énergie sous forme de rayonnement gamma et de chaleur.

Les particules qui entrent en collision se transmettent de l'énergie cinétique et le nombre de désintégrations augmente de façon exponentielle.

Il s'agit d'une réaction en chaîne - le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire. Sans contrôle, cela se produit à une vitesse fulgurante, ce qui conduit à une explosion. Mais dans un réacteur nucléaire, le processus est sous contrôle.

Ainsi, de l'énergie thermique est libérée dans le noyau, qui est transférée à l'eau lavant cette zone (circuit primaire).

Ici, la température de l'eau est de 250 à 300 degrés. Ensuite, l’eau transfère la chaleur vers le deuxième circuit, puis vers les aubes de la turbine qui génèrent de l’énergie.

La conversion de l’énergie nucléaire en énergie électrique peut être représentée schématiquement :

• Énergie interne d'un noyau d'uranium
• Énergie cinétique des fragments de noyaux désintégrés et des neutrons libérés
• Énergie interne de l'eau et de la vapeur
• Énergie cinétique de l'eau et de la vapeur
• Énergie cinétique des rotors des turbines et des générateurs
• Énergie électrique

Le cœur du réacteur est constitué de centaines de cassettes réunies par une coque métallique. Cette coque joue également le rôle de réflecteur de neutrons.

Des barres de commande permettant de régler la vitesse de réaction et des barres de protection d'urgence du réacteur sont insérées parmi les cassettes.

Centrale de production de chaleur nucléaire

Les premiers projets de telles stations ont été développés dans les années 70 du 20e siècle, mais en raison des bouleversements économiques survenus à la fin des années 80 et de la forte opposition du public, aucun d'entre eux n'a été pleinement mis en œuvre.

L'exception est la centrale nucléaire de petite capacité de Bilibino ; elle fournit de la chaleur et de l'électricité au village de Bilibino dans l'Arctique (10 000 habitants) et aux entreprises minières locales, ainsi qu'aux réacteurs de défense (ils produisent du plutonium) :

• Centrale nucléaire sibérienne, fournissant de la chaleur à Seversk et Tomsk.
• Le réacteur ADE-2 du complexe minier et chimique de Krasnoïarsk, qui fournit de l'énergie thermique et électrique à la ville de Jeleznogorsk depuis 1964.

Au moment de la crise, la construction de plusieurs AST basés sur des réacteurs similaires au VVER-1000 avait commencé :

• Voronej AST
• Gorki AST
• Ivanovo AST (uniquement prévu)

La construction de ces AST a été arrêtée dans la seconde moitié des années 80 ou au début des années 90.

En 2006, la société Rosenergoatom prévoyait de construire une centrale nucléaire flottante pour Arkhangelsk, Pevek et d'autres villes polaires, basée sur la centrale nucléaire KLT-40, utilisée sur les brise-glaces nucléaires.

Il existe un projet de construction d'une centrale nucléaire sans surveillance basée sur le réacteur Elena et d'une centrale nucléaire mobile (par chemin de fer) d'Angstrem.

Inconvénients et avantages des centrales nucléaires

Tout projet d'ingénierie a ses côtés positifs et négatifs.

Aspects positifs des centrales nucléaires :

• Aucune émission nocive ;
• Les émissions de substances radioactives sont plusieurs fois inférieures à celles de l'électricité au charbon. des centrales de puissance similaire (les centrales thermiques à cendres de charbon contiennent un pourcentage d'uranium et de thorium suffisant pour leur extraction rentable) ;
• Faible volume de carburant utilisé et possibilité de sa réutilisation après traitement ;
• Haute puissance : 1 000 à 1 600 MW par unité de puissance ;
• Faible coût de l’énergie, notamment thermique.

Aspects négatifs des centrales nucléaires :

• Le combustible irradié est dangereux et nécessite des mesures de retraitement et de stockage complexes et coûteuses ;
• Un fonctionnement à puissance variable n'est pas souhaitable pour les réacteurs à neutrons thermiques ;
• Les conséquences d'un éventuel incident sont extrêmement graves, bien que sa probabilité soit assez faible ;
• Gros investissements en capital, tant spécifiques, par 1 MW de capacité installée pour les unités d'une capacité inférieure à 700-800 MW, que généraux, nécessaires à la construction de la centrale, de ses infrastructures, ainsi qu'en cas d'éventuelle liquidation.

Développements scientifiques dans le domaine de l'énergie nucléaire

Bien sûr, il existe des lacunes et des inquiétudes, mais l’énergie nucléaire semble être la plus prometteuse.

Les méthodes alternatives d'obtention d'énergie, dues à l'énergie des marées, du vent, du soleil, des sources géothermiques, etc., n'ont actuellement pas un niveau élevé d'énergie reçue et sa faible concentration.

Les types de production d'énergie nécessaires comportent des risques individuels pour l'environnement et le tourisme, par exemple la production de cellules photovoltaïques, qui pollue l'environnement, le danger des parcs éoliens pour les oiseaux et les modifications de la dynamique des vagues.

Les scientifiques développent des projets internationaux de réacteurs nucléaires de nouvelle génération, par exemple GT-MGR, qui amélioreront la sécurité et augmenteront l'efficacité des centrales nucléaires.

La Russie a commencé la construction de la première centrale nucléaire flottante au monde, ce qui contribuera à résoudre le problème de la pénurie d'énergie dans les zones côtières isolées du pays.

Les États-Unis et le Japon développent des mini-centrales nucléaires d'une capacité d'environ 10 à 20 MW afin de fournir de la chaleur et de l'électricité à des industries individuelles, à des complexes résidentiels et, à l'avenir, à des maisons individuelles.

Une diminution de la capacité de l’usine implique une augmentation de l’échelle de production. Les réacteurs de petite taille sont créés à l'aide de technologies sûres qui réduisent considérablement les risques de fuite nucléaire.

Production d'hydrogène

Le gouvernement américain a adopté l’Initiative sur l’hydrogène atomique. En collaboration avec la Corée du Sud, des travaux sont en cours pour créer une nouvelle génération de réacteurs nucléaires capables de produire de grandes quantités d'hydrogène.

L'INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) prédit qu'une unité de la centrale nucléaire de nouvelle génération produira quotidiennement de l'hydrogène équivalent à 750 000 litres d'essence.

Des recherches sur la faisabilité de la production d'hydrogène dans les centrales nucléaires existantes sont financées.

Énergie de fusion

Une perspective encore plus intéressante, bien que relativement lointaine, est l’utilisation de l’énergie de fusion nucléaire.

Les réacteurs thermonucléaires, selon les calculs, consommeront moins de combustible par unité d'énergie, et ce combustible lui-même (deutérium, lithium, hélium-3) ainsi que les produits de leur synthèse sont non radioactifs et donc sans danger pour l'environnement.

Actuellement, avec la participation de la Russie, la construction du réacteur thermonucléaire expérimental international ITER est en cours dans le sud de la France.

Qu'est-ce que l'efficacité

Le facteur d'efficacité (COP) est une caractéristique de l'efficacité d'un système ou d'un appareil par rapport à la conversion ou à la transmission d'énergie.

Elle est déterminée par le rapport entre l’énergie utilement utilisée et la quantité totale d’énergie reçue par le système. L'efficacité est une quantité sans dimension et est souvent mesurée en pourcentage.

Efficacité des centrales nucléaires

Le rendement le plus élevé (92-95 %) est l'avantage des centrales hydroélectriques. Ils génèrent 14 % de l’énergie électrique mondiale.

Cependant, ce type de gare est le plus exigeant vis-à-vis du chantier et, comme le montre la pratique, est très sensible au respect des règles d'exploitation.

L'exemple des événements survenus à la centrale hydroélectrique de Sayano-Shushenskaya a montré quelles conséquences tragiques peuvent résulter de la négligence des règles d'exploitation dans le but de réduire les coûts d'exploitation.

Les centrales nucléaires ont un rendement élevé (80 %). Leur part dans la production mondiale d’électricité est de 22 %.

Mais les centrales nucléaires nécessitent une attention accrue aux questions de sécurité, tant au stade de la conception que pendant la construction et pendant l’exploitation.

Le moindre écart par rapport aux règles strictes de sécurité des centrales nucléaires est lourd de conséquences fatales pour toute l’humanité.

Outre le danger immédiat en cas d'accident, l'utilisation des centrales nucléaires s'accompagne de problèmes de sécurité liés au stockage ou à l'élimination du combustible nucléaire usé.

Le rendement des centrales thermiques ne dépasse pas 34 % ; elles génèrent jusqu'à soixante pour cent de l'électricité mondiale.

En plus de l'électricité, les centrales thermiques produisent de l'énergie thermique qui, sous forme de vapeur chaude ou d'eau chaude, peut être transmise aux consommateurs sur une distance de 20 à 25 kilomètres. De telles stations sont appelées CHP (Heat Electric Central).

Les centrales thermiques et les centrales de cogénération ne coûtent pas cher à construire, mais si des mesures spéciales ne sont pas prises, elles ont un impact négatif sur l'environnement.

L'impact négatif sur l'environnement dépend du type de combustible utilisé dans les unités thermiques.

Les produits les plus nocifs sont la combustion du charbon et des produits pétroliers lourds ; le gaz naturel est moins agressif.

Les centrales thermiques constituent la principale source d’électricité en Russie, aux États-Unis et dans la plupart des pays européens.

Il existe cependant des exceptions, par exemple en Norvège, l'électricité est produite principalement par des centrales hydroélectriques, et en France, 70 % de l'électricité est produite par des centrales nucléaires.

La première centrale électrique au monde

La toute première centrale électrique, Pearl Street, a été mise en service le 4 septembre 1882 à New York.

La station a été construite avec le soutien de la Edison Illuminating Company, dirigée par Thomas Edison.

Plusieurs générateurs Edison d'une capacité totale de plus de 500 kW y ont été installés.

La station a fourni de l'électricité à toute une zone de New York d'une superficie d'environ 2,5 kilomètres carrés.

La station a entièrement brûlé en 1890 ; une seule dynamo a survécu, qui se trouve maintenant au musée de Greenfield Village, dans le Michigan.

Le 30 septembre 1882, la première centrale hydroélectrique, celle de Vulcan Street dans le Wisconsin, entre en service. L'auteur du projet était G.D. Rogers, directeur de l'Appleton Paper & Pulp Company.

Un générateur d'une puissance d'environ 12,5 kW a été installé à la station. Il y avait suffisamment d'électricité pour alimenter la maison de Rogers et ses deux usines de papier.

Centrale électrique de Gloucester Road. Brighton a été l’une des premières villes de Grande-Bretagne à disposer d’une alimentation électrique ininterrompue.

En 1882, Robert Hammond fonde la Hammond Electric Light Company et, le 27 février 1882, il ouvre la centrale électrique de Gloucester Road.

La station se composait d'une dynamo à brosse, utilisée pour alimenter seize lampes à arc.

En 1885, la centrale électrique de Gloucester a été achetée par la Brighton Electric Light Company. Plus tard, une nouvelle station a été construite sur ce territoire, composée de trois dynamos à balais dotées de 40 lampes.

Centrale électrique du Palais d'Hiver

En 1886, une centrale électrique est construite dans l'une des cours du Nouvel Ermitage.

La centrale électrique était la plus grande de toute l’Europe, non seulement au moment de sa construction, mais également au cours des 15 années suivantes.

Auparavant, des bougies étaient utilisées pour éclairer le Palais d'Hiver ; en 1861, des lampes à gaz ont commencé à être utilisées. Les lampes électriques présentant un plus grand avantage, des développements ont commencé à introduire l’éclairage électrique.

Avant que le bâtiment ne soit entièrement converti à l'électricité, des lampes étaient utilisées pour éclairer les salles du palais pendant les vacances de Noël et du Nouvel An en 1885.

Le 9 novembre 1885, le projet de construction d'une « usine électrique » est approuvé par l'empereur Alexandre III. Le projet comprenait l'électrification du Palais d'Hiver, des bâtiments de l'Ermitage, de la cour et de ses environs sur trois ans jusqu'en 1888.

Il était nécessaire d'éliminer la possibilité de vibrations du bâtiment dues au fonctionnement des machines à vapeur ; la centrale électrique était située dans un pavillon séparé en verre et en métal. Il a été placé dans la deuxième cour de l'Ermitage, appelée depuis « Électrique ».

A quoi ressemblait la gare

Le bâtiment de la gare occupait une superficie de 630 m² et se composait d'une salle des machines avec 6 chaudières, 4 machines à vapeur et 2 locomotives et une salle avec 36 dynamos électriques. La puissance totale atteint 445 ch.

Une partie des pièces de devant furent les premières à être éclairées :

• Antichambre
• Salle Petrovski
• Salle du Grand Maréchal
• Salle des Armories
• Salle Saint-Georges

Trois modes d'éclairage étaient proposés :

• allumage complet (vacances) cinq fois par an (4888 lampes à incandescence et 10 bougies Yablochkov);
• en activité – 230 lampes à incandescence ;
• service (nuit) - 304 lampes à incandescence.
  La station consommait environ 30 000 pouds (520 tonnes) de charbon par an.

Grandes centrales thermiques, centrales nucléaires et centrales hydroélectriques en Russie

Les plus grandes centrales électriques de Russie par district fédéral :

Central:

• La centrale électrique du district de Kostroma, qui fonctionne au fioul ;
• Station de Riazan, dont le principal combustible est le charbon ;
• Konakovskaya, qui peut fonctionner au gaz et au fioul ;

Oural :

• Surgutskaya 1 et Surgutskaya 2. Stations, qui sont l'une des plus grandes centrales électriques de la Fédération de Russie. Ils fonctionnent tous deux au gaz naturel ;
• Reftinskaya, fonctionnant au charbon et étant l'une des plus grandes centrales électriques de l'Oural ;
• Troitskaya, également alimentée au charbon ;
• Iriklinskaya, dont la principale source de carburant est le fioul ;

Privoljski :

• Centrale électrique du district d'État de Zainskaya, fonctionnant au fioul ;

District fédéral sibérien :

• la centrale électrique du district de l'État de Nazarovo, qui consomme du fioul ;

Du sud:

• Stavropolskaya, qui peut également fonctionner au combustible combiné sous forme de gaz et de fioul ;

Nord-Ouest :

• Kirishskaya avec du fioul.

Liste des centrales électriques russes produisant de l'énergie à partir de l'eau, situées sur le territoire de la cascade Angara-Ienisseï :

Ienisseï :

• Saïano-Chouchenskaïa
• Centrale hydroélectrique de Krasnoïarsk ;

Angara :

• Irkoutsk
• Bratskaïa
• Oust-Ilimskaya.

Centrales nucléaires en Russie

Centrale nucléaire de Balakovo

Situé près de la ville de Balakovo, région de Saratov, sur la rive gauche du réservoir de Saratov. Il se compose de quatre unités VVER-1000, mises en service en 1985, 1987, 1988 et 1993.

Centrale nucléaire de Beloïarsk

Située dans la ville de Zarechny, dans la région de Sverdlovsk, c'est la deuxième centrale nucléaire industrielle du pays (après celle de Sibérie).

Quatre unités de puissance ont été construites à la centrale : deux avec des réacteurs à neutrons thermiques et deux avec des réacteurs à neutrons rapides.

Actuellement, les unités de puissance en exploitation sont les 3ème et 4ème unités de puissance avec des réacteurs BN-600 et BN-800 d'une puissance électrique de 600 MW et 880 MW, respectivement.

Le BN-600 a été mis en service en avril 1980 - la première centrale électrique au monde à l'échelle industrielle dotée d'un réacteur à neutrons rapides.

Le BN-800 a été mis en service commercial en novembre 2016. Il s'agit également de la plus grande centrale électrique au monde dotée d'un réacteur à neutrons rapides.

Centrale nucléaire de Bilibino

Situé près de la ville de Bilibino, Okrug autonome de Chukotka. Il se compose de quatre unités EGP-6 d'une capacité de 12 MW chacune, mises en service en 1974 (deux unités), 1975 et 1976.

Génère de l’énergie électrique et thermique.

Centrale nucléaire de Kalinine

Il est situé au nord de la région de Tver, sur la rive sud du lac Udomlya et à proximité de la ville du même nom.

Il se compose de quatre unités de puissance dotées de réacteurs de type VVER-1000 d'une capacité électrique de 1 000 MW, mises en service en 1984, 1986, 2004 et 2011.

Le 4 juin 2006, un accord a été signé pour la construction de la quatrième centrale, mise en service en 2011.

Centrale nucléaire de Kola

Situé près de la ville de Polyarnye Zori, dans la région de Mourmansk, au bord du lac Imandra.

Il se compose de quatre unités VVER-440, mises en service en 1973, 1974, 1981 et 1984.
La puissance de la centrale est de 1760 MW.

Centrale nucléaire de Koursk

L'une des quatre plus grandes centrales nucléaires de Russie, avec la même capacité de 4 000 MW.

Situé près de la ville de Kurchatov, dans la région de Koursk, sur les rives de la rivière Seim.

Il se compose de quatre unités RBMK-1000, mises en service en 1976, 1979, 1983 et 1985.

La puissance de la centrale est de 4000 MW.

Centrale nucléaire de Léningrad

L'une des quatre plus grandes centrales nucléaires de Russie, avec la même capacité de 4 000 MW.

Situé près de la ville de Sosnovy Bor, dans la région de Léningrad, sur la côte du golfe de Finlande.

Il se compose de quatre unités RBMK-1000, mises en service en 1973, 1975, 1979 et 1981.

La puissance de la station est de 4 GW. En 2007, la production s'élevait à 24,635 milliards de kWh.

Centrale nucléaire de Novovoronej

Situé dans la région de Voronej, près de la ville de Voronej, sur la rive gauche de la rivière Don. Se compose de deux unités VVER.

Il fournit à la région de Voronej 85 % de l'énergie électrique et 50 % de la chaleur de la ville de Novovoronej.

La puissance de la centrale (hors ) est de 1440 MW.

Centrale nucléaire de Rostov

Situé dans la région de Rostov, près de la ville de Volgodonsk. La puissance électrique de la première centrale est de 1 000 MW ; en 2010, la deuxième centrale de la centrale a été connectée au réseau.

En 2001-2010, la centrale s'appelait Volgodonsk NPP ; avec le lancement de la deuxième centrale nucléaire, la centrale a été officiellement rebaptisée Rostov NPP.

En 2008, la centrale nucléaire a produit 8,12 milliards de kWh d'électricité. Le facteur d'utilisation de la capacité installée (IUR) était de 92,45 %. Depuis son lancement (2001), il a généré plus de 60 milliards de kWh d'électricité.

Centrale nucléaire de Smolensk

Situé près de la ville de Desnogorsk, région de Smolensk. La centrale se compose de trois unités de puissance dotées de réacteurs de type RBMK-1000, mises en service en 1982, 1985 et 1990.

Chaque unité de puissance comprend : un réacteur d'une puissance thermique de 3 200 MW et deux turbogénérateurs d'une puissance électrique de 500 MW chacun.

Centrales nucléaires américaines

La centrale nucléaire de Shippingport, d'une capacité nominale de 60 MW, a ouvert ses portes en 1958 en Pennsylvanie. Après 1965, les États-Unis ont connu une construction intensive de centrales nucléaires.

La majeure partie des centrales nucléaires américaines ont été construites dans les 15 années qui ont suivi 1965, avant le premier accident grave survenu dans une centrale nucléaire de la planète.

Si l’on se souvient de l’accident de la centrale nucléaire de Tchernobyl comme du premier accident, ce n’est pas le cas.

La cause de l'accident était des irrégularités dans le système de refroidissement du réacteur et de nombreuses erreurs du personnel d'exploitation. En conséquence, le combustible nucléaire a fondu. Il a fallu environ un milliard de dollars pour éliminer les conséquences de l'accident ; le processus de liquidation a duré 14 ans.

Après l'accident, le gouvernement des États-Unis d'Amérique a ajusté les conditions de sécurité pour l'exploitation de toutes les centrales nucléaires de l'État.

Cela a donc conduit à la poursuite de la période de construction et à une augmentation significative du prix des installations « atomiques pacifiques ». De tels changements ont ralenti le développement de l’industrie en général aux États-Unis.

À la fin du XXe siècle, les États-Unis disposaient de 104 réacteurs en activité. Aujourd’hui, les États-Unis se classent au premier rang mondial en termes de nombre de réacteurs nucléaires.

Depuis le début du XXIe siècle, quatre réacteurs ont été fermés aux États-Unis depuis 2013 et la construction de quatre autres a commencé.

En fait, aux États-Unis, il y a aujourd'hui 100 réacteurs en fonctionnement dans 62 centrales nucléaires, qui produisent 20 % de toute l'énergie de l'État.

Le dernier réacteur construit aux États-Unis a été mis en service en 1996 à la centrale électrique de Watts Bar.

Les autorités américaines ont adopté de nouvelles lignes directrices en matière de politique énergétique en 2001. Il inclut le vecteur de développement de l'énergie nucléaire, à travers le développement de nouveaux types de réacteurs, avec un facteur d'efficacité plus adapté, et de nouvelles options de retraitement du combustible nucléaire usé.

Les plans jusqu'en 2020 prévoyaient la construction de plusieurs dizaines de nouveaux réacteurs nucléaires d'une capacité totale de 50 000 MW. En outre, il s'agit d'augmenter la capacité des centrales nucléaires existantes d'environ 10 000 MW.

Les États-Unis sont les leaders du nombre de centrales nucléaires dans le monde

Grâce à la mise en œuvre de ce programme, la construction de quatre nouveaux réacteurs a débuté en Amérique en 2013, dont deux à la centrale nucléaire de Vogtl et les deux autres à VC Summer.

Ces quatre réacteurs sont du dernier type – AP-1000, fabriqué par Westinghouse.

Le combustible nucléaire est un matériau utilisé dans les réacteurs nucléaires pour réaliser une réaction en chaîne contrôlée. Il est extrêmement énergivore et dangereux pour l’homme, ce qui impose un certain nombre de restrictions quant à son utilisation. Aujourd'hui, nous apprendrons ce qu'est le combustible des réacteurs nucléaires, comment il est classé et produit et où il est utilisé.

Progression de la réaction en chaîne

Lors d'une réaction nucléaire en chaîne, le noyau est divisé en deux parties, appelées fragments de fission. Dans le même temps, plusieurs (2-3) neutrons sont libérés, ce qui provoque ensuite la fission des noyaux suivants. Le processus se produit lorsqu'un neutron frappe le noyau de la substance d'origine. Les fragments de fission ont une énergie cinétique élevée. Leur inhibition dans la matière s'accompagne du dégagement d'une énorme quantité de chaleur.

Les fragments de fission, ainsi que leurs produits de désintégration, sont appelés produits de fission. Les noyaux qui partagent des neutrons de n’importe quelle énergie sont appelés combustible nucléaire. En règle générale, ce sont des substances comportant un nombre impair d’atomes. Certains noyaux sont fissionnés uniquement par des neutrons dont l'énergie est supérieure à une certaine valeur seuil. Ce sont majoritairement des éléments comportant un nombre pair d’atomes. De tels noyaux sont appelés matière première, car au moment de la capture d'un neutron par un noyau seuil, des noyaux combustibles se forment. La combinaison d’une matière combustible et d’une matière première est appelée combustible nucléaire.

Classification

Le combustible nucléaire est divisé en deux classes :

1. Uranium naturel. Il contient des noyaux fissiles d'uranium 235 et une matière première d'uranium 238, capable de former du plutonium 239 lors de la capture de neutrons.
2. Un carburant secondaire introuvable dans la nature. Cela comprend, entre autres, le plutonium 239, obtenu à partir du combustible du premier type, ainsi que l'uranium 233, formé lorsque les neutrons sont capturés par les noyaux de thorium 232.

Du point de vue de la composition chimique, il existe les types de combustible nucléaire suivants :

1. Métal (y compris alliages);
2. Oxyde (par exemple, UO 2);
3. Carbure (par exemple PuC 1-x) ;
4. Mixte;
5. Nitrure.

TVEL et TVS

Le combustible des réacteurs nucléaires est utilisé sous forme de petites pastilles. Ils sont placés dans des éléments combustibles (éléments combustibles) hermétiquement fermés, qui, à leur tour, sont combinés en plusieurs centaines d'assemblages combustibles (FA). Le combustible nucléaire est soumis à des exigences élevées en matière de compatibilité avec les gaines des crayons combustibles. Il doit avoir une température de fusion et d'évaporation suffisante, une bonne conductivité thermique et ne pas augmenter considérablement de volume sous irradiation neutronique. La fabricabilité de la production est également prise en compte.

Application

Le combustible arrive aux centrales nucléaires et autres installations nucléaires sous forme d’assemblages combustibles. Ils peuvent être chargés dans le réacteur aussi bien pendant son fonctionnement (à la place des assemblages combustibles brûlés) que lors d'une campagne de réparation. Dans ce dernier cas, les assemblages combustibles sont remplacés par grands groupes. Dans ce cas, seul un tiers du carburant est entièrement remplacé. Les assemblages les plus calcinés sont déchargés de la partie centrale du réacteur, et à leur place sont placés des assemblages partiellement calcinés qui se trouvaient auparavant dans des zones moins actives. Par conséquent, de nouveaux assemblages combustibles sont installés à la place de ces derniers. Ce schéma de réarrangement simple est considéré comme traditionnel et présente un certain nombre d'avantages, dont le principal est d'assurer une libération uniforme de l'énergie. Bien entendu, il s’agit d’un diagramme schématique qui ne donne qu’une idée générale du processus.

Extrait

Une fois le combustible nucléaire usé retiré du cœur du réacteur, il est envoyé vers une piscine de refroidissement, généralement située à proximité. Le fait est que les assemblages combustibles usés contiennent une énorme quantité de fragments de fission d’uranium. Après déchargement du réacteur, chaque barre de combustible contient environ 300 000 Curies de substances radioactives, libérant 100 kW/heure d'énergie. De ce fait, le combustible s’échauffe automatiquement et devient hautement radioactif.

La température du carburant nouvellement déchargé peut atteindre 300°C. Par conséquent, il est conservé pendant 3 à 4 ans sous une couche d'eau dont la température est maintenue dans la plage établie. Au fur et à mesure qu'il est stocké sous l'eau, la radioactivité du carburant et la puissance de ses émissions résiduelles diminuent. Après environ trois ans, l’auto-échauffement de l’assemblage combustible atteint 50-60°C. Ensuite, le carburant est retiré des piscines et envoyé pour traitement ou élimination.

Uranium métal

L'uranium métal est relativement rarement utilisé comme combustible dans les réacteurs nucléaires. Lorsqu’une substance atteint une température de 660°C, une transition de phase se produit, accompagnée d’un changement dans sa structure. En termes simples, l'uranium augmente en volume, ce qui peut entraîner la destruction des barres de combustible. En cas d'irradiation prolongée à une température de 200 à 500°C, la substance subit une croissance radiologique. L'essence de ce phénomène est l'allongement de 2 à 3 fois de la tige d'uranium irradiée.

L'utilisation de l'uranium métal à des températures supérieures à 500°C est difficile en raison de son gonflement. Après la fission nucléaire, deux fragments se forment dont le volume total dépasse le volume de ce même noyau. Certains fragments de fission sont représentés par des atomes de gaz (xénon, krypton, etc.). Le gaz s'accumule dans les pores de l'uranium et forme une pression interne qui augmente avec la température. En raison d'une augmentation du volume des atomes et d'une augmentation de la pression du gaz, le combustible nucléaire commence à gonfler. Il s’agit donc du changement relatif de volume associé à la fission nucléaire.

La force du gonflement dépend de la température des crayons combustibles et de la combustion. Avec l'augmentation de la combustion, le nombre de fragments de fission augmente, et avec l'augmentation de la température et de la combustion, la pression interne du gaz augmente. Si le carburant a des propriétés mécaniques plus élevées, il est alors moins susceptible de gonfler. L'uranium métal ne fait pas partie de ces matériaux. Son utilisation comme combustible pour les réacteurs nucléaires limite donc le taux de combustion, qui est l'une des principales caractéristiques d'un tel combustible.

Les propriétés mécaniques de l'uranium et sa résistance aux radiations sont améliorées par l'alliage du matériau. Ce processus consiste à y ajouter de l'aluminium, du molybdène et d'autres métaux. Grâce aux additifs dopants, le nombre de neutrons de fission nécessaires par capture est réduit. Par conséquent, des matériaux qui absorbent faiblement les neutrons sont utilisés à ces fins.

Composés réfractaires

Certains composés réfractaires de l'uranium sont considérés comme de bons combustibles nucléaires : les carbures, les oxydes et les composés intermétalliques. Le plus courant d'entre eux est le dioxyde d'uranium (céramique). Son point de fusion est de 2800°C et sa densité est de 10,2 g/cm 3 .

Ce matériau ne subissant pas de transitions de phase, il est moins susceptible de gonfler que les alliages d'uranium. Grâce à cette fonctionnalité, la température de combustion peut être augmentée de plusieurs pour cent. À haute température, la céramique n'interagit pas avec le niobium, le zirconium, l'acier inoxydable et d'autres matériaux. Son principal inconvénient est sa faible conductivité thermique - 4,5 kJ (m*K), qui limite la puissance spécifique du réacteur. De plus, les céramiques chaudes ont tendance à se fissurer.

Plutonium

Le plutonium est considéré comme un métal à faible point de fusion. Il fond à une température de 640°C. En raison de ses mauvaises propriétés plastiques, il est pratiquement impossible à usiner. La toxicité de la substance complique la technologie de fabrication des barres combustibles. L’industrie nucléaire a tenté à plusieurs reprises d’utiliser le plutonium et ses composés, mais sans succès. Il n'est pas conseillé d'utiliser du combustible pour les centrales nucléaires contenant du plutonium en raison d'une réduction d'environ 2 fois de la période d'accélération, pour laquelle les systèmes de contrôle de réacteur standard ne sont pas conçus.

Pour la fabrication du combustible nucléaire, on utilise généralement du dioxyde de plutonium, des alliages de plutonium avec des minéraux et un mélange de carbures de plutonium et de carbures d'uranium. Les combustibles à dispersion, dans lesquels des particules de composés d'uranium et de plutonium sont placées dans une matrice métallique de molybdène, d'aluminium, d'acier inoxydable et d'autres métaux, ont des propriétés mécaniques et une conductivité thermique élevées. La résistance aux radiations et la conductivité thermique du combustible de dispersion dépendent du matériau de la matrice. Par exemple, dans la première centrale nucléaire, le combustible dispersé était constitué de particules d'un alliage d'uranium contenant 9 % de molybdène, qui étaient remplies de molybdène.

Quant au combustible au thorium, il n'est pas utilisé aujourd'hui en raison des difficultés de production et de traitement des crayons combustibles.

Production

Des volumes importants de la principale matière première du combustible nucléaire - l'uranium - sont concentrés dans plusieurs pays : Russie, États-Unis, France, Canada et Afrique du Sud. Ses gisements sont généralement situés à proximité de l’or et du cuivre, tous ces matériaux sont donc extraits en même temps.

La santé des personnes travaillant dans le secteur minier est gravement menacée. Le fait est que l’uranium est une matière toxique et que les gaz libérés lors de son extraction peuvent provoquer le cancer. Et ceci malgré le fait que le minerai ne contient pas plus de 1% de cette substance.

Reçu

La production de combustible nucléaire à partir de minerai d'uranium comprend les étapes suivantes :

1. Traitement hydrométallurgique. Comprend la lixiviation, le concassage et l’extraction ou la récupération par sorption. Le résultat du traitement hydrométallurgique est une suspension purifiée d'oxyde d'oxyuranium, de diuranate de sodium ou de diuranate d'ammonium.
2. Conversion d'une substance d'oxyde en tétrafluorure ou hexafluorure, utilisée pour enrichir l'uranium 235.
3. Enrichissement d'une substance par centrifugation ou diffusion thermique de gaz.
4. Conversion de la matière enrichie en dioxyde, à partir de laquelle des « pastilles » de barres combustibles sont produites.

Régénération

Pendant le fonctionnement d'un réacteur nucléaire, le combustible ne peut pas être complètement brûlé, c'est pourquoi les isotopes libres sont reproduits. À cet égard, les barres de combustible usé sont soumises à une régénération en vue de leur réutilisation.

Aujourd’hui, ce problème est résolu grâce au processus Purex, composé des étapes suivantes :

1. Couper les barres de combustible en deux parties et les dissoudre dans de l'acide nitrique ;
2. Nettoyer la solution des produits de fission et des pièces de coque ;
3. Isolement de composés purs d'uranium et de plutonium.

Le dioxyde de plutonium obtenu est ensuite utilisé pour la production de nouveaux noyaux, et l'uranium est utilisé pour l'enrichissement ou également pour la production de noyaux. Le retraitement du combustible nucléaire est un processus complexe et coûteux. Son coût a un impact significatif sur la faisabilité économique de l'utilisation des centrales nucléaires. Il en va de même pour le stockage des déchets de combustible nucléaire impropres à la régénération.

Une centrale nucléaire (NPP) est un complexe de structures techniques conçues pour produire de l'énergie électrique en utilisant l'énergie libérée lors d'une réaction nucléaire contrôlée.

L'uranium est utilisé comme combustible courant dans les centrales nucléaires. La réaction de fission est réalisée dans l'unité principale d'une centrale nucléaire - un réacteur nucléaire.

Le réacteur est monté dans un boîtier en acier conçu pour haute pression - jusqu'à 1,6 x 107 Pa, ou 160 atmosphères.
Les principales parties du VVER-1000 sont :

1. Dans la zone active, où se trouve le combustible nucléaire, une réaction en chaîne de fission nucléaire se produit et de l'énergie est libérée.
2. Réflecteur de neutrons entourant le noyau.
3. Liquide de refroidissement.
4. Système de contrôle de protection (CPS).
5. Radioprotection.

La chaleur dans le réacteur est libérée en raison d'une réaction en chaîne de fission du combustible nucléaire sous l'influence de neutrons thermiques. Dans ce cas, des produits de fission nucléaire se forment, parmi lesquels se trouvent à la fois des solides et des gaz - xénon, krypton. Les produits de fission ont une radioactivité très élevée, c'est pourquoi le combustible (pastilles de dioxyde d'uranium) est placé dans des tubes de zirconium scellés - des barres de combustible (éléments combustibles). Ces tubes sont réunis en plusieurs morceaux côte à côte en un seul assemblage combustible. Pour contrôler et protéger un réacteur nucléaire, on utilise des barres de commande qui peuvent être déplacées sur toute la hauteur du cœur. Les bâtonnets sont constitués de substances qui absorbent fortement les neutrons, par exemple le bore ou le cadmium. Lorsque les bâtonnets sont insérés profondément, une réaction en chaîne devient impossible, car les neutrons sont fortement absorbés et éliminés de la zone de réaction. Les tiges sont déplacées à distance depuis le panneau de commande. Avec un léger mouvement des tiges, le processus en chaîne se développera ou s'estompera. De cette façon, la puissance du réacteur est régulée.

Le tracé de la station est à double circuit. Le premier circuit, radioactif, est constitué d'un réacteur VVER 1000 et de quatre boucles de refroidissement à circulation. Le deuxième circuit, non radioactif, comprend un générateur de vapeur et une unité d'alimentation en eau ainsi qu'une unité turbine d'une capacité de 1 030 MW. Le liquide de refroidissement primaire est de l'eau non bouillante de haute pureté sous une pression de 16 MPa additionnée d'une solution d'acide borique, un puissant absorbeur de neutrons, qui sert à réguler la puissance du réacteur.

1. Les pompes de circulation principales pompent l'eau à travers le cœur du réacteur, où elle est chauffée à une température de 320 degrés en raison de la chaleur générée lors de la réaction nucléaire.
2. Le liquide de refroidissement chauffé transfère sa chaleur à l'eau du circuit secondaire (fluide de travail) et l'évapore dans le générateur de vapeur.
3. Le liquide de refroidissement refroidi rentre dans le réacteur.
4. Le générateur de vapeur produit de la vapeur saturée à une pression de 6,4 MPa, qui est fournie à la turbine à vapeur.
5. La turbine entraîne le rotor du générateur électrique.
6. La vapeur d'échappement est condensée dans le condenseur et à nouveau acheminée vers le générateur de vapeur par la pompe à condensats. Pour maintenir une pression constante dans le circuit, un compensateur de volume de vapeur est installé.
7. La chaleur de condensation de la vapeur est évacuée du condenseur par l'eau en circulation, qui est fournie par la pompe d'alimentation depuis le bassin refroidisseur.
8. Les premier et deuxième circuits du réacteur sont scellés. Cela garantit la sécurité du réacteur pour le personnel et le public.

S'il n'est pas possible d'utiliser une grande quantité d'eau pour la condensation de la vapeur, au lieu d'utiliser un réservoir, l'eau peut être refroidie dans des tours de refroidissement spéciales (tours de refroidissement).

La sécurité et le respect de l'environnement de l'exploitation du réacteur sont assurés par le strict respect de la réglementation (règles d'exploitation) et un grand nombre d'équipements de contrôle. Tout cela est conçu pour un contrôle réfléchi et efficace du réacteur.
La protection d'urgence d'un réacteur nucléaire est un ensemble de dispositifs conçus pour arrêter rapidement une réaction nucléaire en chaîne dans le cœur du réacteur.

La protection active d'urgence se déclenche automatiquement lorsqu'un des paramètres d'un réacteur nucléaire atteint une valeur pouvant conduire à un accident. Ces paramètres peuvent inclure : la température, la pression et le débit du liquide de refroidissement, le niveau et la vitesse d'augmentation de la puissance.

Les éléments exécutifs de la protection d'urgence sont, dans la plupart des cas, des tiges contenant une substance qui absorbe bien les neutrons (bore ou cadmium). Parfois, pour arrêter le réacteur, un absorbeur liquide est injecté dans la boucle de refroidissement.

En plus de la protection active, de nombreuses conceptions modernes incluent également des éléments de protection passive. Par exemple, les versions modernes des réacteurs VVER comprennent un « système de refroidissement d'urgence du cœur » (ECCS) - des réservoirs spéciaux contenant de l'acide borique situés au-dessus du réacteur. En cas d'accident de dimensionnement maximum (rupture du premier circuit de refroidissement du réacteur), le contenu de ces cuves se retrouve par gravité à l'intérieur du cœur du réacteur et la réaction nucléaire en chaîne est éteinte par une grande quantité de substance contenant du bore. , qui absorbe bien les neutrons.

Selon les « Règles de sûreté nucléaire pour les installations réacteurs des centrales nucléaires », au moins un des systèmes d'arrêt des réacteurs prévus doit remplir la fonction de protection d'urgence (EP). La protection d'urgence doit comporter au moins deux groupes indépendants d'éléments de travail. Au signal AZ, les éléments de travail AZ doivent être activés depuis n'importe quelle position de travail ou intermédiaire.
Les équipements AZ doivent être constitués d'au moins deux ensembles indépendants.

Chaque ensemble d'équipements AZ doit être conçu de telle manière qu'une protection soit assurée dans la plage de variations de la densité de flux neutronique de 7 % à 120 % de la valeur nominale :
1. Par densité de flux neutronique - pas moins de trois canaux indépendants ;
2. Selon le taux d'augmentation de la densité du flux neutronique - pas moins de trois canaux indépendants.

Chaque ensemble d'équipements de protection d'urgence doit être conçu de telle sorte que, sur toute la gamme d'évolutions des paramètres technologiques établis lors de la conception de la centrale nucléaire (RP), la protection d'urgence soit assurée par au moins trois canaux indépendants pour chaque paramètre technologique. pour laquelle une protection est nécessaire.

Les commandes de contrôle de chaque ensemble pour les actionneurs AZ doivent être transmises via au moins deux canaux. Lorsqu'un canal d'un des ensembles d'équipements AZ est mis hors service sans mettre cet ensemble hors service, un signal d'alarme doit être automatiquement généré pour ce canal.

La protection d'urgence doit être déclenchée au moins dans les cas suivants :
1. Après avoir atteint le réglage AZ pour la densité de flux neutronique.
2. Après avoir atteint le réglage AZ pour le taux d'augmentation de la densité du flux neutronique.
3. En cas de disparition de la tension dans un ensemble d'équipements de protection de secours et dans les bus d'alimentation électrique du CPS qui n'ont pas été mis hors service.
4. En cas de défaillance de deux des trois canaux de protection pour la densité de flux neutronique ou pour le taux d'augmentation du flux neutronique dans tout ensemble d'équipements AZ qui n'a pas été mis hors service.
5. Lorsque les réglages AZ sont atteints par les paramètres technologiques pour lesquels une protection doit être effectuée.
6. Lors du déclenchement de l'AZ à partir d'une clé depuis un point de contrôle de bloc (BCP) ou un point de contrôle de réserve (RCP).

Le matériel a été préparé par les éditeurs en ligne de www.rian.ru sur la base d'informations de RIA Novosti et de sources ouvertes

L'utilisation de combustible nucléaire dans des réacteurs pour la production d'énergie présente un certain nombre de caractéristiques dues aux propriétés physiques et à la nature des processus en cours. Ces caractéristiques déterminent les spécificités de l'énergie nucléaire, les exigences technologiques, les conditions particulières d'exploitation, les indicateurs économiques et l'impact sur l'environnement.

Tout d’abord, on note le pouvoir calorifique élevé du combustible nucléaire. Lors de la combustion (oxydation), par exemple, du carbone dans la réaction C + O 2 → CO 2, 4 eV d'énergie sont libérés pour chaque interaction, et le monoxyde de carbone qui en résulte entraîne un effet de serre aux conséquences globales pour la planète. La fission d’un atome de combustible nucléaire libère environ 200 MeV d’énergie. La libération d'énergie dans ces deux processus diffère de 50 millions de fois. En termes d'unité de masse, les libérations d'énergie diffèrent d'un facteur de 2,5 millions.

Un contenu calorique élevé entraîne une forte réduction de la masse et des volumes physiques de combustible nucléaire nécessaires pour produire une quantité d'énergie donnée. Ainsi, le stockage et le transport de la matière première (concentré d'uranium) et du combustible nucléaire fini nécessitent des coûts relativement faibles. La conséquence en est l'indépendance de l'emplacement des centrales nucléaires par rapport aux zones de production et de production de combustible, ce qui influence considérablement le choix de l'emplacement économiquement avantageux des forces productives. On peut dire que l’utilisation du combustible nucléaire peut corriger « l’injustice » de la nature dans la répartition géographique extrêmement inégale des ressources énergétiques. Les difficultés liées aux conditions climatiques saisonnières de livraison et d'approvisionnement en carburant, qui surviennent constamment à l'Est et dans l'Extrême-Nord, sont éliminées. La forte intensité énergétique du combustible nucléaire détermine le nombre relativement faible de travailleurs impliqués dans l'extraction, la production et la livraison du combustible au consommateur par unité d'énergie produite par rapport à l'extraction et au transport du combustible organique, ce qui garantit en fin de compte une productivité élevée du travail dans le nucléaire. énergie.

Une caractéristique importante du combustible nucléaire est l’impossibilité fondamentale de sa combustion complète. Pour faire fonctionner un réacteur à une puissance donnée pendant une durée donnée, la charge de combustible doit être supérieure à une masse critique. Cet excès fournit une marge de réactivité nécessaire pour une quantité donnée ou calculée de carburant séparé par unité de volume ou de masse, c'est-à-dire pour atteindre une profondeur d'épuisement donnée. Après avoir atteint ce taux de combustion, lorsque la réserve de réactivité est épuisée, il est nécessaire de remplacer le combustible usé par du neuf. Le combustible déchargé contient une quantité importante de matières fissiles et fertiles et, après avoir été purifié des produits de fission, peut être renvoyé dans le cycle du combustible. Il en résulte que le combustible nucléaire doit circuler de manière répétée à travers les réacteurs et les entreprises de l'industrie nucléaire : usines radiochimiques et usines de production de crayons de combustible et assemblages combustibles(Téléviseurs). En recyclant (réutilisant) l’uranium et le plutonium, les besoins en uranium naturel et en capacités d’enrichissement du combustible sont considérablement réduits. A noter que la quantité de combustible nucléaire à traiter dans le cycle du combustible pour une centrale nucléaire d'une puissance électrique de 1 GW est de 20 à 30 tonnes/an pour le VVER-1000 et d'environ 50 tonnes/an pour le RBMK-1000.

L'obligation de contenir en permanence une grande masse de combustible dans le cœur du réacteur, conçu pour une longue période de fonctionnement afin d'assurer un taux de combustion donné, entraîne des coûts ponctuels importants pour payer le premier chargement de combustible et les lots suivants préparés pour le chargement. Il s'agit d'une différence très significative et fondamentale dans les conditions d'utilisation du combustible nucléaire dans les centrales électriques par rapport au combustible organique.

L'accumulation de produits de fission radioactifs dans le combustible lors de leur désintégration ultérieure après la fin de la réaction en chaîne entraîne un dégagement de chaleur résiduelle, qui diminue avec le temps approximativement selon une loi de puissance :

N(t) = 0,07N[t -0,2 – (t+ ) -0,2 ], (2,1)

Où N- puissance du réacteur avant arrêt, N(t) est la puissance calorifique dégagée après l'arrêt du réacteur,  est la durée pendant laquelle le réacteur fonctionne à puissance N jusqu'à l'arrêt, t- le temps après l'arrêt. De l'expression (2.1), il résulte qu'immédiatement après l'arrêt, le dégagement de chaleur dans le noyau est de 7 % de la puissance nominale. La libération d'énergie résiduelle, l'activité du caloporteur et des éléments du cœur du réacteur, la nécessité de prendre en compte d'hypothétiques situations d'urgence imposent des exigences particulières en matière de conception, de construction et d'exploitation des centrales nucléaires, ainsi que des systèmes de protection et de contrôle des réacteurs. Ces exigences n’ont pas d’équivalent dans le domaine de l’énergie thermique utilisant des combustibles fossiles. Le respect des exigences de sécurité des centrales nucléaires entraîne une augmentation des coûts d'investissement de 1,5 à 2 fois par rapport aux centrales thermiques traditionnelles.

2.2. Le burn-up est une mesure de la production d’énergie

combustible nucléaire

La caractéristique énergétique de tout carburant est son pouvoir calorifique, c'est-à-dire dégagement de chaleur par unité de masse. La caractéristique énergétique du combustible nucléaire est la production d'énergie spécifique - l'énergie thermique qui peut être libérée par unité de masse de combustible nucléaire avec une composition isotopique donnée pendant toute la durée de son séjour dans le réacteur. Production d'énergie spécifique le combustible nucléaire (B) est généralement mesuré en mégawatt-jour par tonne (MW-jour/t) ou en mégawatt-jour par kilogramme (MW-jour/kg).

La libération d'énergie thermique dans un réacteur est le résultat de la fission nucléaire et peut être exprimée en termes de nombre de noyaux ou de masse de combustible divisé divisée par leur nombre total. Cette unité de masse de combustion ( profondeur de combustion En 1), elle peut être exprimée en pourcentage, kg/t, g/kg, etc. La valeur B 1 désigne également la quantité de produits de fission accumulés dans les crayons combustibles. La production d'énergie spécifique et la combustion du combustible nucléaire sont des quantités équivalentes ayant des dimensions différentes. Ce sont les paramètres les plus importants caractérisant l’utilisation du combustible nucléaire dans les réacteurs. La profondeur de combustion a une grande influence sur les indicateurs techniques et économiques non seulement des centrales nucléaires, mais également sur l'ensemble du cycle du combustible.

Déterminons la relation entre B et B 1 pour le dioxyde d'uranium - le combustible des réacteurs de puissance modernes. Le nombre de noyaux d'uranium dans un gramme de dioxyde d'uranium est égal au nombre d'Avogadro divisé par le poids moléculaire : 6,022·10 23 /270 = 2,32·10 21 1/g. L'énergie libérée lors d'un événement de fission est de 3,2·10 -11 J. Le nombre de fissions nécessaires pour produire 1 MW·jour (8,64·10 10 J) est de 2,7·10 21 . Ainsi, pour obtenir une énergie de 1 MW jour, il faut assurer la fission de 1,16 g de dioxyde d'uranium. Notant cette quantité par k, écrivons la relation entre les unités d'énergie et de combustion de masse :

B1 = k V. (2.2)

Si dans une tonne de dioxyde d'uranium 1 % des atomes d'uranium (2,32 10 25) sont séparés, alors la production d'énergie sera de 2,32 10 25 / 2,7 10 21 = 8 593 MW jour/t. La combustion de 1% d'atomes lourds pour le dioxyde d'uranium correspond à 2,44.10 20 divisions/cm 3 .

Si l'on prend en compte le poids de l'uranium uniquement, alors k= 1,05. Dans ce cas, un taux de combustion de 1 % correspond à une production d’énergie d’uranium de 9 520 MW/jour/t. Dans d'autres calculs liés aux réacteurs à neutrons thermiques, nous prendrons k= 1,05. Cependant, la profondeur de combustion ne détermine pas complètement la consommation de nucléides fissiles dans le cœur du réacteur. Parallèlement à la fission nucléaire, se produit la réaction de capture des rayonnements et de transformation des nucléides fissiles en nucléides non fissiles. Pour le 235 U, la probabilité de capturer un neutron sans fission et de produire l'isotope 236 U est d'environ 0,15. Cela signifie la perte d’un isotope fissile sans libération d’énergie. Pour le 239 Pu, la transformation en isotope non fissile 240 Pu suite à la capture radiative a une probabilité de 0,26. La présence d'un captage de rayonnement concurrent du processus de fission conduit à une augmentation inefficace de la consommation de nucléides fissiles. Dans les réacteurs à neutrons thermiques, lors de la production de 1 MW par jour d'énergie thermique, non pas 1,05 g, mais 1,2-1,22 g de 235 U sont consommés, dont 0,15-0,17 g sans libération d'énergie, mais avec À 1% de combustion, la production d'énergie de l'uranium est de 8 300 MW jour/t. Tout cela est pris en compte lors du calcul du noyau et lors de la détermination de l'enrichissement requis du combustible en isotope fissile.

Cœur d'un réacteur nucléaire de puissance (A.Z.ENR)- c'est la partie de son volume dans laquelle les conditions sont structurellement organisées pour la mise en œuvre d'une réaction en chaîne continue et auto-entretenue de fission du combustible nucléaire et une évacuation équilibrée de la chaleur qui y est générée en vue de son utilisation ultérieure.

Après avoir réfléchi au sens de cette définition par rapport au cœur d'un réacteur nucléaire thermique, on peut comprendre que les composants fondamentaux d'un tel cœur sont le combustible nucléaire, le modérateur, le caloporteur et d'autres matériaux de structure. Ces derniers sont objectivement nécessaires, puisque le nucléaire le combustible et le modérateur dans le cœur et la zone du cœur lui-même doivent être fixés de manière fixe dans le réacteur, représentant, si possible, une unité technologique démontable.

Le combustible nucléaire est généralement compris comme la totalité de tous les nucléides fissiles du cœur. La plupart des réacteurs nucléaires thermiques utilisés dans les centrales nucléaires au stade initial de leur fonctionnement fonctionnent avec du combustible à l'uranium pur, mais au cours de la campagne, ils reproduisent une quantité importante de combustible nucléaire secondaire - le plutonium-239, qui immédiatement après sa formation est inclus dans le processus de multiplication des neutrons dans le réacteur . Par conséquent, le combustible de ces réacteurs nucléaires, à tout moment arbitraire de la campagne, doit être considéré comme une combinaison de trois composants fissiles : 235 U, 238 U et 239 Pu. L'uranium 235 et le plutonium 239 sont fissionnés par des neutrons de n'importe quelle énergie dans le spectre du réacteur, et le 238 U, comme déjà noté, n'est fissionné que par des neutrons rapides au-dessus du seuil (avec E > 1,1 MeV).

La principale caractéristique du combustible nucléaire à l'uranium est son enrichissement initial (x), c'est-à-dire la part (ou le pourcentage) des noyaux d'uranium 235 parmi tous les noyaux d'uranium. Et comme plus de 99,99 % de l'uranium est constitué de deux isotopes - 235 U et 238 U, la valeur d'enrichissement est :
X = N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
L'uranium métal naturel contient environ 0,71 % de noyaux de 235 U, et plus de 99,28 % sont des noyaux de 238 U. D'autres isotopes de l'uranium (233 U, 234 U, 236 U et 237 U) sont présents dans l'uranium naturel en si petites quantités qu'ils peuvent ne pas être pris en compte.

Dans les réacteurs des centrales nucléaires, on utilise de l'uranium enrichi à 1,8 ÷ 5,2 % ; dans les réacteurs des centrales nucléaires de transport maritime, l'enrichissement initial du combustible nucléaire est de 20 ÷ 45 %. L'utilisation de combustible faiblement enrichi dans les centrales nucléaires s'explique par des considérations économiques : la technologie de production de combustible enrichi est complexe, énergivore, nécessite des équipements complexes et volumineux, et est donc une technologie coûteuse.

L'uranium métal est thermiquement instable, sujet à des transformations allotropiques à des températures relativement basses et chimiquement instable, et donc inacceptable comme combustible pour les réacteurs de puissance. L’uranium dans les réacteurs n’est donc pas utilisé sous forme métallique pure, mais sous forme de composés chimiques (ou métallurgiques) avec d’autres éléments chimiques. Ces connexions sont appelées carburant compositions.

Les compositions de combustible les plus courantes dans la technologie des réacteurs sont :
UO 2, U 3 O 8, UC, UC 2, UN, U 3 Si, (UAl 3) Si, UBe 13.

Le ou les autres éléments chimiques de la composition du carburant sont appelés diluant pour carburant. Dans les deux premières des compositions de carburant répertoriées, le diluant est l'oxygène, dans les deux secondes, le carbone, dans les suivantes, respectivement, l'azote, le silicium, l'aluminium avec le silicium et le béryllium.
Les exigences de base pour un diluant sont les mêmes que pour un modérateur dans un réacteur : il doit avoir une microsection élevée pour la diffusion élastique et éventuellement une microsection plus faible pour l'absorption des neutrons thermiques et résonants.

La composition de combustible la plus courante dans les réacteurs nucléaires est dioxyde d'uranium(UO 2), et son diluant - l'oxygène - répond pleinement à toutes les exigences mentionnées .

Point de fusion du dioxyde (2800 o C) et sa grande stabilité thermique vous permettent d'avoir haute température carburant avec une température de fonctionnement admissible allant jusqu'à 2200 o C.