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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 21:14

LA PROPULSION NUCLÉAIRE

Une douzaine de bâtiments de notre flotte utilisent des « chaufferies nucléaires », dont un seul de surface, le porte-avions « Charles De Gaulle », les autres étant des SNLE et des SNA. Ces derniers seront remplacés d’ici quelques années par des sous-marins du type « barracuda », qui seront eux-mêmes à propulsion nucléaire.

Le PAN « Charles De Gaulle » étant en IPER, il m’a semblé intéressant de décrire le plus précisément possible les différents types de réacteurs à eau pressurisée (REP) utilisés dans les chaufferies de ces navires. J’avais déjà abordé le sujet d’une manière générale dans le cadre de la description des différents modes d’utilisation de l’énergie nucléaire, dans le sujet « les histoires de BONNERUE ». Cette fois je montrerai les évolutions intervenues dans les chaufferies nucléaires depuis notre premier sous-marin utilisant un REP, le SNLE « le Redoutable », maintenant désarmé. N’étant que technicien et non physicien, je suis allé principalement me documenter auprès de l’organisme national de recherche, le Commissariat à l’Énergie Atomique, au sein duquel j’ai travaillé durant trente-trois ans, mais dans un autre domaine de recherche fondamentale.

Il faut utiliser le terme « nucléaire », car les réactions sont ciblées sur les noyaux des atomes, plutôt qu’ « atomique » qui sous-entendrait que ce serait l’atome dans son ensemble.

Je rappelle qu’il existe deux manières de mettre en œuvre l’énergie nucléaire :

• la « fission », qui est la brisure de noyaux lourds, uranium et plutonium, par collision avec des neutrons, libérant de l’énergie en donnant deux noyaux plus légers, généralement radioactifs et quelques neutrons rapides ;

• la « fusion » de deux noyaux légers, généralement d’isotopes de l’hydrogène (deutérium et tritium), qui libère de l’énergie en donnant un noyau d’hélium 4 (non radioactif) et un neutron surnuméraire.

Les réacteurs à eau pressurisée (REP) utilisés dans la propulsion nucléaire sont des réacteurs de fission, qui utilisent comme combustible l’uranium et le plutonium.

Voici comment se déroule la réaction de fission :

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Message par † Alain29 Mar 08 Jan 2008, 21:17

En tant que dessineu', j'ai participé à l'archivage des plans du redoutable

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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 21:27

PRINCIPE DE BASE D’UN RÉACTEUR NUCLÉAIRE

Le principe d'un réacteur nucléaire est d'entretenir en permanence une réaction en chaîne au sein d'un milieu, appelé cœur du réacteur, et de récupérer la chaleur ainsi produite à l'aide d'un fluide dit "caloporteur", qui peut être un liquide ou un gaz, pour ensuite s'en servir pour actionner une turbine permettant de produire de l'électricité. Pour ce faire, il y a deux variantes :

• La première consiste à utiliser directement le fluide caloporteur chauffé pour actionner la turbine. C'est le cas, par exemple, des réacteurs dits à eau bouillante dans lesquels le fluide caloporteur est de l'eau qui se vaporise par échauffement à travers le cœur. C'est la vapeur ainsi créée à la sortie du cœur qui va servir à actionner la turbine.

• La seconde solution consiste à transférer la chaleur récupérée par le fluide caloporteur à un autre fluide au travers d'un échangeur. En pratique, ce deuxième fluide est toujours de l'eau qui est ainsi vaporisée dans l'échangeur (appelé pour cela générateur de vapeur). C'est cette vapeur qui va actionner la turbine. C'est le cas des Réacteurs dits à Eau Pressurisée (REP) pour lesquels le fluide caloporteur "primaire" (celui qui traverse le cœur) est aussi de l'eau maintenue à l'état liquide grâce à une très forte pression imposée dans le circuit dit "primaire", qui véhicule cette eau primaire. Le second circuit, dans lequel on vaporise de l'eau, est bien entendu appelé circuit secondaire. Tous les réacteurs nucléaires français (cinquante-huit au total) sont de ce dernier type (REP).

Schéma de principe d’un REP

La propulsion nucléaire des navires... 03schmadeprincipedunrepla3


La propulsion nucléaire des navires... 04reacteur1eh6


FONCTIONNEMENT DU CŒUR D’UN RÉACTEUR À EAU PRESSURISÉE

LE "COMBUSTIBLE"

Dans le cœur d'un réacteur de type REP, l'uranium qui permet de réaliser la réaction en chaîne est sous forme d'oxyde, car c'est un composé très stable de l'uranium qui ne peut fondre qu'à une température très élevée (2 800 °C). Cet oxyde se trouve sous forme de petites pastilles qui sont empilées dans un tube métallique étanche. En effet, il faut absolument empêcher que les produits de fission ne s'échappent dans le circuit primaire, car la plupart sont très radioactifs. Il faut donc les enfermer dans un tube étanche, appelé gaine du combustible.

Ces tubes, appelés plus souvent aiguilles ou crayons, sont assemblés de façon régulière dans une structure appelée assemblage combustible, qui regroupe quelques centaines de crayons. C'est entre ces tubes que circule l'eau primaire qui, en "léchant" les crayons, va extraire la chaleur dégagée par les fissions de l'uranium qui se produisent à l'intérieur de chaque crayon. Dans un REP, ces assemblages, de section carrée, sont rangés côte à côte, comme dans un damier, pour former un réseau au contour cylindrique : c'est le cœur du réacteur.

Pastilles d’oxyde d’uranium

La propulsion nucléaire des navires... 05pastillesdecombustibljy2

Crayons (ou aiguilles) de combustible

La propulsion nucléaire des navires... 06combustiblenuclaireasti3

La propulsion nucléaire des navires... Combustiblenuclaire1oi5

NÉCESSITÉ D'UN "MODÉRATEUR"

La fission d'un noyau de 235U est beaucoup plus facile avec des neutrons de faible vitesse (neutrons dits "lents"). Or les neutrons produits par la fission sont émis à très grande vitesse (20 000 km/s), et il faut donc trouver un moyen de les ralentir pour entretenir une réaction en chaîne. On utilise pour cela un modérateur qui est tout simplement un élément composé d'atomes ayant des noyaux "légers" sur lesquels vont "rebondir" les neutrons qui, par ces chocs successifs, vont perdre peu à peu leur vitesse initiale et donc se ralentir jusqu'aux faibles vitesses souhaitées (2 km/s). Il faut, bien sûr, que ces noyaux légers n'absorbent pas trop de neutrons au passage ! Dans le cas des REP, on utilise tout simplement comme modérateur l'eau pressurisée, qui traverse le cœur et qui a ainsi un double rôle (modérateur et fluide caloporteur).


Dernière édition par le Mar 08 Jan 2008, 22:16, édité 1 fois



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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 21:33

NÉCESSITÉ D'ENRICHIR L'URANIUM

"L'astuce" précédente n'est cependant pas suffisante lorsqu'on utilise un modérateur comme l'eau, qui offre beaucoup d'avantages mais qui malheureusement capture pas mal de neutrons (qui dans ce cas disparaissent définitivement et ne peuvent donc plus servir à entretenir la réaction en chaîne). En effet, on a vu que seul 235U peut se fissionner (au moins avec les neutrons lents) et que malheureusement il est en très faible quantité dans l'uranium naturel (environ 0,7 %). On est donc obligé d'augmenter la proportion de 235U dans l'uranium aux environs de 3 à 5 % pour qu'il soit utilisable dans les REP : c'est l'opération d'enrichissement isotopique.

Minerai d’uranium

La propulsion nucléaire des navires... Uraniumlc0

NÉCESSITÉ DE CONTRÔLER LA RÉACTION EN CHAÎNE : LA "CRITICITÉ"

Pour entretenir en permanence une réaction en chaîne, il est nécessaire qu'à chaque instant le nombre de neutrons produits dans le cœur par les fissions soit exactement égal au nombre de neutrons qui disparaissent dans le cœur. Le rapport entre ces deux nombres (production divisée par disparition) est appelé coefficient de multiplication, noté K, qui doit donc être rigoureusement égal à 1. En effet, si ce nombre K est inférieur à 1, les neutrons disparaissent rapidement et la réaction en chaîne s'arrête, donc le réacteur aussi : on dit alors que le cœur est "sous critique". À l'inverse, si K est supérieur à 1, le nombre de neutrons va augmenter très rapidement (et donc les fissions et l'énergie dégagée dans le cœur aussi), et la réaction en chaîne va "s'emballer". On dit alors que le cœur est "sur critique".

Il est donc nécessaire de prévoir des "moyens de contrôle" permettant de conserver en permanence le réacteur "critique" (K = 1). Pour cela, on introduit (ou on retire), selon les besoins, des éléments composés de noyaux atomiques qui absorbent des neutrons. On utilise généralement deux types d'absorbants :

soit des "barres" mobiles, appelées barres ou grappes de contrôle, que l'on fait pénétrer plus ou moins dans le cœur ;

soit des corps dissous dans l'eau, dans le cas des REP, et dont on peut faire varier la concentration au cours du temps. Il s'agit de bore, sous forme d'acide borique.

Action des barres (ou « grappes ») de contrôle sur la réaction nucléaire : alors que les crayons situés en vis-à-vis sont bombardés par les neutrons, ils s'échauffent par la réaction de fission. Dès que la barre (grappe) de contrôle vient s'interposer en absorbant les neutrons, la réaction de fission cesse progressivement et les crayons se refroidissent. Sans aller jusqu'à stopper la réaction nucléaire de fission, le positionnement intermédiaire à des hauteurs diverses des barres de contrôle permet de régler la puissance du réacteur

La propulsion nucléaire des navires... 08barredecontrlesm0

ÉVOLUTION DU COMBUSTIBLE AU COURS DU TEMPS

RECHARGEMENT DU COEUR

Au fur et à mesure que les fissions se produisent dans le cœur, les noyaux fissiles originaux disparaissent alors que de nouveaux se forment, ce qui va donc réduire peu à peu la capacité du combustible à entretenir la réaction en chaîne. De plus, les produits de fission vont s'accumuler, et malheureusement certains d'entre eux absorbent beaucoup les neutrons. En définitive, le combustible va devenir de moins en moins apte à entretenir la réaction en chaîne : on dit qu'il s'use. C'est la raison pour laquelle, pour maintenir l'équilibre de la réaction en chaîne au cours du temps, on compense cette usure en retirant progressivement du cœur, des absorbants de neutrons, qui avaient été introduits au départ lorsque le combustible était neuf. Au bout d'un certain temps de fonctionnement du cœur, généralement quatre ans, le combustible devient trop "usé", non seulement pour les raisons "neutroniques" que l'on vient d'indiquer, mais aussi parce que les propriétés mécaniques de ses structures (en particulier les gaines) se sont dégradées au cours du temps (notamment à cause de l'action conjuguée de la température et des chocs répétés des neutrons sur les noyaux des atomes qui constituent ces structures). On est obligé alors de remplacer ce combustible usé par du combustible neuf. C'est l'opération dite de renouvellement du combustible qui s'effectue le plus souvent de façon fractionnée, c'est-à-dire qu'on ne remplace en fait à chaque arrêt, pour rechargement, qu'une partie du cœur (par exemple, 1/3 ou 1/4).


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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 22:22

PRODUCTION DE MATIÈRE FISSILE DANS LE COEUR

Nous avons vu que l'238U n'était pas fissile, mais qu'il est présent en grande quantité dans le réacteur puisque l'uranium n'est enrichi qu'à 3 à 5 % en 235U et qu'il contient donc 95 à 97 % de 238U. On pourrait penser que ce 238U ne sert donc à rien, ce qui n'est pas vrai ! En effet, dans le cœur du réacteur, il est plongé dans le grouillement des neutrons et il en capture beaucoup au passage, en particulier lors de leur ralentissement. Or, il se trouve que cette capture de neutrons est une réaction nucléaire qui conduit à la formation d'un nouvel élément, le PLUTONIUM (Pu), dont certains isotopes sont fissiles, au même titre que l'235U. Ce processus permet ainsi de fabriquer dans le réacteur un nouveau noyau fissile en même temps que l'on détruit d'autres noyaux fissiles pour entretenir la réaction en chaîne.


C'est là une caractéristique remarquable et unique de l'énergie nucléaire qui permet en quelque sorte de produire du combustible en même temps qu'on en consomme ! (Un peu comme si une voiture fabriquait de l'essence en même temps qu'elle roule !). D'ailleurs, il est même possible, si on le souhaite, de concevoir des réacteurs qui produisent plus de matière fissile ("d'essence") qu'ils n'en consomment ! Ces réacteurs sont pour cette raison appelés "surgénérateurs"(Pour le CEA : « Rapsodie », « Phénix » et « Super Phénix »).


Le principe de fonctionnement d’un REP

Le principe de fonctionnement d'une chaufferie nucléaire est le même que celui d'un réacteur du parc électronucléaire : on utilise de l'uranium pour fabriquer de l'électricité.

Centrale nucléaire de production d’électricité

La propulsion nucléaire des navires... 14reacteurnucleaireey6

Schéma de principe d’un REP

La propulsion nucléaire des navires... 12schmadeprincipedunrepqr3


1- La
fission de l'uranium dans le cœur du réacteur nucléaire fournit de l'énergie sous forme de chaleur générant de la vapeur d'eau.


2- Celle-ci peut entraîner soit une turbine qui convertit l'énergie thermique en énergie mécanique (SNLE et PAN), soit une turbine qui convertit l'énergie thermique en énergie électrique (SNA).
Si le principe est le même, il existe de grandes différences de puissance, de taille et de conception entre un réacteur comme ceux d'EDF et une chaufferie de la propulsion nucléaire navale.



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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 22:33

Deux grandes architectures

Deux grandes architectures de réacteurs, toutes deux basées sur le principe des réacteurs à eau pressurisée, ont été mises au point.

Spoiler:


Dernière édition par le Jeu 17 Jan 2008, 21:09, édité 3 fois



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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 22:46

SNLE-NG
Pour mettre en œuvre sa dissuasion nucléaire, la France dispose de quatre sous-marins nucléaire lanceurs d’engins (dénomination OTAN : SSBN) dont trois de nouvelle génération : les SNLE-NG classe Le Triomphant.

Spoiler:


Dernière édition par le Lun 21 Jan 2008, 20:02, édité 1 fois



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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 22:53

PAN « Charles de Gaulle »

La propulsion nucléaire des navires... Pancharlesdegaulleuz9


Spoiler:



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Message par andrem Mar 08 Jan 2008, 22:54

Merci Daniel pour cet exposé aussi intéressant que clair, qui de plus est illustré comme à l'accoûtumé de schémas très explicites.
Tu vas me trouver exigeant, mais si tu avais quelques infomations sur le moyen de contrôle (au sens anglo-saxon du terme, càd comptage +régulation) permettant de maintenir un Kmoyen égal à 1 (car je suppose qu'il y a une modulation), je serai intéressé.
Par ailleurs,si tu pouvais également donner quelques indications sur les températures et pressions dans les circuits , je t'en remmercie.

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Message par BONNERUE Daniel Mar 08 Jan 2008, 23:29




MOTORISATION DU P.A.N. "Charles De Gaulle" :


L'appareil propulsif est réparti en cinq tranches. Il comprend deux ensembles avant et arrière constitués chacun d'une chaufferie nucléaire, identique à celle des SNLE type le Triomphant, fournissant la vapeur à un groupe turbo réducteur-condenseur, aux groupes turboalternateurs et aux catapultes.

Les chaufferies comportent chacune un réacteur nucléaire à eau pressurisée K 15.

REP type K15

La propulsion nucléaire des navires... Racteurk15cy1

La propulsion nucléaire des navires... Racteurnuclairepancdgcohh2

Chaque enceinte de confinement est renforcée latéralement par une structure destinée à protéger les systèmes nucléaires contre les agressions externes (impact de missile ou collision avec un autre navire). Chaque groupe turbo réducteur-condenseur comprend deux turbines (haute pression et basse pression) entraînant la ligne d'arbre par un réducteur à double réduction.


Disposition des systèmes de propulsion du PAN "Charles De Gaulle"

La propulsion nucléaire des navires... Dispositionpancharlesdeos8

Schéma des installations de propulsion du PAN "Charles De Gaulle" avec ses deux REP du type K15

La propulsion nucléaire des navires... Schmapropulsionpancdgav1

Les turbines 61 SW sont fournies par GEC Alstom. Ce système de propulsion permet au navire de naviguer 5 ans à 25 noeuds de moyenne, avant de recharger la pile de ses réacteurs. Cette vitesse plus faible que celle des Clemenceau (32 noeuds) est due à l'adoption de réacteurs identiques à ceux des SNLE-NG, permettant ainsi de faire des économies. Enfin deux hélices de 6 mètres de diamètre, qui ont récemment crée un véritable scandale au sein de la Marine, assurent la propulsion du navire. Celles-ci ont été temporairement remplacées par celles de rechange du Clemenceau après leurs mésaventures (un tiers de l'hélice bâbord a disparu après d'étranges phénomènes de vibrations) lors de la Traversée Longue Durée du navire le 9 novembre 2000, alors entre la Guadeloupe et l'île de Monserrat.



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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 00:17

La filière du réacteur à eau présurisée (REP ou PWR en anglais)

La chaufferie comprend le réacteur nucléaire dans lequel est entretenue une réaction en chaîne de fission libérant l'énergie et le générateur de vapeur alimentant l'appareil propulsif et les turboalternateurs.

Le réacteur comporte :

  • du combustible (la matière fissile) où se produit la fission ;
  • un matériau léger (modérateur) si on veut privilégier la fission par des neutrons de plus ou moins forte énergie ;
  • un fluide caloporteur qui récupère l'énergie produite par la fission et la transfère au générateur de vapeur ;
  • des matériaux de structures qui constituent le squelette du réacteur ;
  • des matériaux absorbants mobiles qui permettent de contrôler la réaction de fission.
En régime stable, le nombre de neutrons produit par la fission doit être strictement égal au nombre de neutrons capturés dans les différents matériaux composant le réacteur ou fuyant à l'extérieur du réacteur (le réacteur est dit critique).

Les différents matériaux qui caractérisent un réacteur nucléaire sont choisis principalement selon des critères neutroniques et physico-chimiques. Le choix du modérateur détermine la famille ou filière des réacteurs :

  • les réacteurs refroidis au gaz (CO2 ou He) pour lesquels le seul modérateur envisagé est le graphite ;
  • les réacteurs refroidis à l'eau pour lesquels le modérateur peut-être l'eau lourde, l'eau ordinaire ou le graphite ;
  • les réacteurs refroidis au sodium liquide, sans modérateur.

Pour répondre aux exigences de robustesse, de capacité, de souplesse d'emploi et de fiabilité, le choix de la filière du réacteur à eau pressurisée s'est imposé de façon unanime dans toutes les marines du monde.

Caractéristiques et principes de fonctionnement des chaufferies nucléaires françaises embarquées

La chaufferie nucléaire française embarquée comprend sommairement un réacteur, deux circuits principaux et des circuits auxiliaires. Un compartiment étanche appelé enceinte de confinement les abrite afin de contenir, en cas d'accident, les produits radioactifs vis-à-vis de l'extérieur.

Le réacteur est constitué d'une cuve en acier, remplie d'eau, qui contient le combustible nucléaire (coeur du réacteur). Il s'agit de l'oxyde d'uranium faiblement enrichi en uranium 235 (235U), sous forme de caramels contenus dans des plaques (gaines) en zircaloy dont le but est principalement d'éviter la dissémination des produits de fission radioactifs.

Modérateur et caloporteur à la fois, l'eau primaire circule le long des éléments combustibles et en évacue l'énergie dégagée. Afin de conserver à 300°C cette eau à l'état liquide, un pressuriseur maintient une pression élevée (140 bars) dans le circuit primaire. A la sortie du coeur, l'eau primaire est dirigée vers le générateur de vapeur où l'eau du circuit secondaire est vaporisée. La vapeur ainsi produite alimente les turbines de propulsion et les turboalternateurs.

Pour mieux permettre la compréhension de l'architecture d'une propulsion navale nucléaire, l'EAMEA dispose d'une maquette, la boucle primaire. Les phénomènes physiques mis en jeu sont quant à eux décrits par un simulateur informatique d'instruction, SIMBA.

Des circuits auxiliaires assurent la disponibilité et la sûreté de fonctionnement de la chaufferie nucléaire. Ils permettent aux circuits principaux de remplir leurs fonctions dans les conditions de démarrage, de fonctionnement en puissance et d'arrêt (circuits de réfrigération, d'épuration ...). Les circuits de sécurité sont mis en oeuvre en cas de défaillance des systèmes pour éviter et minimiser les conséquences d'accidents éventuels pour les personnes et l'environnement.

L'architecture du circuit primaire distingue les deux générations de réacteurs nucléaires français embarqués.

La première est celle des réacteurs à boucles semblables aux réacteurs civils EDF. Les tuyauteries du circuit primaire qui relient la cuve et le générateur de vapeur forment des boucles dans lesquelles la circulation d'eau de réfrigération est forcée par des pompes. Elle équipe les sous-marins lanceurs d'engins (SNLE) type Le Redoutable M4.

La deuxième génération regroupe les réacteurs dits compacts. Le générateur de vapeur fixé sur la cuve et faisant office de couvercle permet de gagner considérablement en encombrement, poids, discrétion acoustique et sûreté. Ils sont conçus pour favoriser au maximum la réfrigération du coeur en circulation naturelle par effet de thermosiphon. Le pompage primaire n'est nécessaire qu'aux fortes allures. Alors que les premiers réacteurs de ce concept équipent les sous-marins nucléaires d'attaque (SNA) type Rubis, une version de plus forte puissance (K15) équipe les SNLE type Le Triomphant et le porte-avions Charles de Gaulle. La surveillance de la chaufferie est assurée par un système de présentation de données sur des écrans ; un dispositif informatique assure une aide à l'exploitation et à la maintenance. Ce contrôle entièrement numérisé est une amélioration importante de l'interface homme/machine, gage d'une meilleure qualité, et accroît les performances des chaufferies.

Autonomie

La propulsion des bâtiments a connu avec l'avènement de l'énergie nucléaire une nouvelle ère. Celle-ci leur donne en effet une autonomie jusqu'alors inaccessible, et pour ce qui est des sous-marins, les rend indépendants de l'atmosphère.

Si l'autonomie d'un bâtiment classique est de quelques semaines, durée limitée par la capacité de ses soutes, celle d'un navire pourrait se compter en années ; ses contraintes de ravitaillement concernent essentiellement les vivres et les munitions. Cette grande autonomie opérationnelle permet d'employer ces unités dans des missions de plus longue durée.

La propulsion devenue anaérobie procure un avantage considérable aux sous-marins dont la durée de plongée profonde est beaucoup moins limitée. Le porte-avions, par la suppression des cheminées, acquiert une meilleure organisation des ponts d'envol.



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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 12:12

SÉLECTION DES MATÉRIAUX MODÉRATEURS
(source Commissariat à l'Énergie Atomique)

MATÉRIAUX MODÉRATEURS

Des études préliminaires basées sur la prise en compte des contraintes neutroniques ont conduit à ne retenir qu’un nombre restreint de matériaux modérateurs : soit le carbure de bore, soit différents types d’hydrures, parmi lesquels seul l’hydrure de calcium a déjà été testé sous irradiation dans Phénix.
Ces études ont démontré la meilleure efficacité de l’hydrure de calcium par rapport au carbure de bore. Des expériences dans Phénix, dans les conditions d’irradiation nécessaires à la transmutation, sont en cours pour le confirmer.


Des études de conception d’un assemblage transmuteur ont été menées en prenant comme référence un assemblage EFR (European Fast Reactor) et en visant à limiter le volume de modérateur nécessaire par rapport au volume de cible. Ces études ont permis de définir une conception de référence constituée d’aiguilles modératrices dont le diamètre est compris entre 6,5 et 8 mm et d’aiguilles cibles d’un diamètre compris entre 4 et 6 mm.
De manière qualitative et schématique, d’un point de vue neutronique, sont retenues deux familles de matériaux modérateurs :
• les substances solides ou liquides hydrogénées qui privilégient “l’efficacité” de la modération, tels les hydrures de métaux ou les hydroxydes ;
• les autres substances, moins absorbantes, permettent de favoriser la “disponibilité” en neutrons modérés, avec comme exemple l’eau lourde (D2O). Elles ont cependant une moindre efficacité de modération.
Des études préliminaires, prenant en compte les nombreuses contraintes spécifiques de fonctionnement en RNR, ont conduit à ne retenir qu’un nombre restreint de candidats dans chacune de ces deux familles, couvrant cependant les besoins neutroniques nécessaires à la transmutation des actinides mineurs. Il s’agit :


• de B4C, carbure de bore très fortement enrichi en bore 11 (> 99,65 at %), appartenant à la seconde famille et qui présente l’avantage d’être immédiatement utilisable sur la base des connaissances acquises au cours de son utilisation comme matériau absorbant dans les RNR ;

• de trois hydrures appartenant à la première famille :



un hydrure ionique, l’hydrure de calcium (CaHx), sur lequel on dispose, grâce à Phénix, d’un retour d’expérience quant à sa fabrication et à son comportement en réacteur ;


et deux hydrures métalliques de zirconium et d’yttrium (ZrHx et YHx), pour lesquels on ne dispose d’aucune expérience industrielle.

Les hydrures sont des matériaux fragiles mécaniquement, peu stables thermiquement et relâchant de l’hydrogène, ce qui est très pénalisant en réacteur. Dans ce contexte, l’hydrure d’yttrium YHx semble être le meilleur candidat grâce à sa plus grande stabilité thermique, même si sa densité en atome d’hydrogène est moindre que celle de l’hydrure de zirconium. Pour éviter la perte d’hydrogène, dont la diffusivité est très élevée dans les conditions de température de l’irradiation, il semble inévitable d’avoir recours à un confinement par revêtement étanche des gaines des aiguilles modératrices.

En 2001, le projet d’expérimentation Modix a permis de réaliser la phase de conception pour l’étude du comportement sous irradiation de ces trois composés hydrogénés. Il n’a pas été jugé utile de réaliser l’irradiation dans la mesure où une partie de ces matériaux est testée dans l’expérience Ecrix.



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Message par † Hatoup Mer 09 Jan 2008, 13:19

Pour apporter ma petite contribution au magnifique sujet de Daniel je me permets d'ajouter que le premier navire militaire de surface à propulsion nucléaire fut le croiseur américain LONG BEACH
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Le voici en photo à son entrée en service en septembre 1961
Il était propulsé par 2 réacteurs nucléaires C 1W Westinghouse, de 8 générateurs de vapeur Foster Wheler et 2 turbines à engrenage Général Electric d'une puissance de 80000 Cv actionnant 2 hélices
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Message par Richard Ski Mer 09 Jan 2008, 13:42

Y'a pas cent millions de mots mais un seul : "BRAVO" !! bravo Daniel pour cet exposé sur la propulsion nucléaire !! étant un ancien bouchon gras, il est normal que celà m'eut intéressé mais je n'ai jamais eu l'occaz d'approfondir ! là, grâce à toi, je suis complètement éclairé sur le système et me coucherait moins bête ce soir, sois en convaincu. Sincèrement, j'ai toujours pensé que c'était ce genre de fonctionnalité qui incombait au nucléaire ! en fait c'est quasiment la même chose que les chaufferies classiques que l'on a connues, sauf qu'à la place du mazout injecté qui s'enflamme dans les chaudières pour chauffer l'eau et en faire de la vapeur surchauffée, eh bien là c'est tout bonnement le topo d'une chaudière nucléaire ! fallait y penser !
encore merci Daniel pour ces "éclaircissements" modernes du fonctionnement propulsif de nos fleurons !

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Message par † Hatoup Mer 09 Jan 2008, 13:43

Des navires civils furent aussi construits avec une propulsion nucléaire. Le premier au monde fut le cargo mixte Américain SAVANNAH lancé en 1962. Il était équipé d'un réacteur Babckock and Wilcox la puissance donnée était de 22000 CV pour une vitesse de 21 Noeuds
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Sortie inaugurale du Savannah
Si d'un point de vue technique ce cargo fut une magnique réalisation le fait de sa propulsion nucléaire l'handicapa au point que son utilisation commerciale fut un échec.
Trois autres navires civils avec le même mode de propulsion furent construits par la suite à travers le monde. Le Sevmorput en URSS, le Otto Hahn en Allemagne et le Mutsu au Japon
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Message par Jean-Louis THIEBAUT Mer 09 Jan 2008, 16:24

Merci Daniel pour cet exposé et merci Hatoup pour la prolongation du sujet comme dit SKI62 on va se coucher moins c.. ce soir lol!



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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 18:59

ÉLÉMENTS COMBUSTIBLES DES REP

Je vous ai montré plus haut des crayons de combustible cylindriques dans lesquels étaient insérées des pastilles d’oxyde d’uranium (UO2). Dans les REP actuels, les éléments de combustible sont constitués de blocs de 17 x 17 tubes (étanches) à section carrée, dont les parois sont en zircaloy (alliage de zirconium) et dans lesquels sont empilées des pastilles d’UO2 nommés « caramels ».

Gaine du combustible : Une grille de zircaloy, dont chacune des alvéoles contient un carreau UO2, est maintenue entre 2 couvercles (inférieur et supérieur) du même matériau.
Pour constituer la plaque combustible, l'ensemble est soudé par une technique dite de Pressage isostatique à chaud (PIP). Chaque carreau d'UO2, se trouve ainsi enfermé dans sa propre enveloppe métallique ; une conception qui, en cas d'une éventuelle rupture, réduit les fuites de produits radioactifs au seul carreau concerné.
Les plaques terminées subissent de nombreuses vérifications, dont un examen visuel individuel.


La propulsion nucléaire des navires... 19gaineducombustibleay9

Dessin d’un crayon et d’un élément (assemblage de crayons avec grappe modératrice) de combustible.

La propulsion nucléaire des navires... 17ch2bmc8

Photo d’un élément combustible

La propulsion nucléaire des navires... 18assemblagedecombustibup9

Il est indispensable de contrôler la réactivité du réacteur pour en assurer la sûreté et ajuster son niveau de puissance. Ceci est rendu possible grâce à des «grappes de contrôle» composées d’éléments absorbant les neutrons (carbure de bore, alliage d’argent, indium et cadmium). C'est ce que nos amis sous-mariniers nomment des "croix". En cas de « super criticité » du REP (K>1) il est prévu d’injecter de l’acide borique dans le fluide caloporteur (eau) du circuit primaire.

Ce pilotage par les grappes de contrôle exploite une propriété particulière des neutrons produits. Lors de la fission, une petite partie des neutrons (0,7 % pour 235U) est émise de façon retardée (jusqu’à plusieurs dizaines de secondes). Ils sont produits lors de la désexcitation de certains fragments de fission. Cette fraction, bien que faible, allonge considérablement le temps inter-génération qui passe à 0,1 s pour la fission du 235U, autorisant le pilotage du réacteur par les grappes de contrôle. La présence de ces neutrons retardés est une contrainte forte sur le choix du combustible.


Dernière édition par le Mer 09 Jan 2008, 22:45, édité 3 fois



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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 19:05

Pour suivre l'exemple de notre ami HATOUP, j'invite tous les camarades, notamment sous-mariniers, qui ont œuvré sur les SNLE et SNA, à venir par leurs connaissances compléter les informations que j'ai centrées sur les bâtiments de notre flotte.

J'ai encore des informations complémentaires à ajouter...



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Message par jeanmarie83 Mer 09 Jan 2008, 19:24

DANIEL

c'est trés bien , grace à toi nous apprenons beaucoup de choses...



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Message par † Alain29 Mer 09 Jan 2008, 19:46

A relire pour bien "piger" le tout :study:

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Message par Joël Chandelier Mer 09 Jan 2008, 19:57

Et bien voilà un exposé digne d'un "Maitre" instructeur. Bravo Daniel.
J'ai tout lu ligne par ligne c'est complet et petit clin d'oeil j'ai bien aimé ton entrée en "matiére" c'est le cas de le dire pour expliquer la "fission"
Quand à la "fusion" qui produit une énergie 10000 fois plus grande avec moins de "masse" ce n'est pas encore demain que l'on aura cette méthode pour la propulsion car faire fusionner 2 noyaux légers qui par nature se repoussent il en faut une énergie extérieure pour vaincre cette "répulsion" naturelle mais là n'est pas le propos de ce sujet;
Quand je pense qu'en 1970 le shéma du réacteur de notre 1er SNLE était classé Sec Def et que surtout la conception(matiére et fixation) de son "couvercle" c'était classifié encore plus haut :suspect:



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La "langue" est la meilleure et la pire des choses. [Ésope]

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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 20:31

LE CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE

C’est l’ensemble des opérations que doit subir l’uranium avant et après son passage dans le réacteur.
L’uranium est un minerai assez répandu à la surface du globe, très abondant au Canada, en Australie, au Kazakhstan…


Mais il n’y a généralement que 1 à 3 kg d’uranium par tonne de minerai !
En France, les dernières mines d’uranium ont été fermées à la fin des années 1990 : les gisements étaient de qualité médiocre (taux d’235U assez bas), et l’exploitation n’était pas rentable.
C’est la Cogema (Groupe Areva) qui exploite le cycle industriel de l’uranium en France.

Sur place, à proximité des mines, l’uranium est concentré et transformé en une poudre jaune appelée yellow cake, qui contient 75% d’uranium. C’est sous cette forme que l’uranium est commercialisé.
Cette poudre est ensuite transformée en gaz, l’hexaflorure d’uranium qui est enrichi en
235U : la teneur en 235U n’est que de 0,7% dans l’uranium naturel, elle doit atteindre 3 à 5% dans le combustible nucléaire.

Les opérations sur le minerai

L’enrichissement se fait en France par diffusion gazeuse. D’autres procédés sont utilisés par certains pays étrangers.

L’uranium enrichi est alors transformé en oxyde d’uranium, sous la forme d’une poudre brune, qui est compactée en petites pastilles qui ne pèsent que 7g mais qui contiennent une énorme quantité d’énergie (15g, soit 2 pastilles = 1 tonne de pétrole).
Ces pastilles sont empilées dans des tubes très longs et très fins appelés des crayons, regroupés en fagots appelés assemblages combustibles.
Ces assemblages restent trois à quatre ans dans le cœur du réacteur où ils subissent la réaction en chaîne et fournissent de l’énergie.
Dans les réacteurs français, on consomme environ 27 tonnes d’uranium enrichi par réacteur et par an.

La proportion de 235U s’amenuise peu à peu (l’Uranium 235 se transforme sous l’effet de la fission en 238U et en plutonium), et on remplace les assemblages par tiers tous les trois ou quatre ans, en arrêtant le réacteur. C’est ce qu’on appelle le rechargement.
Les assemblages usés, contenant les produits de fission, dégagent de la chaleur et sont extrêmement chauds et très radioactifs : ils sont placés dans des piscines de désactivation, pour qu’ils refroidissent dans un milieu qui arrête les rayonnements (l’eau constitue une barrière qui arrête la radioactivité).
Certains pays considèrent la totalité de ces assemblages usagés comme des déchets et envisagent de les stocker en l’état pour les isoler de l’environnement pour toujours : c’est le cas des Etats-Unis.

En France, ce combustible usé est retraité :

• pour récupérer et recycler les 95 % de la matière qui peuvent encore fournir de l’énergie ;
• et pour réduire le volume final des [Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien].
Le Japon, l’Allemagne, l’Angleterre, la Belgique retraitent aussi tout ou partie du combustible usé. L’opération de retraitement permet de récupérer du plutonium, utilisé en mélange avec de l’uranium : ce combustible s’appelle le Mox. Il est utilisé dans certains réacteurs en France.

Cycle du combustible nucléaire

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Dernière édition par le Lun 21 Jan 2008, 20:07, édité 3 fois



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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 20:43

COMBUSTIBLE

La «business unit Combustible» d’AREVA (Société du Groupe CEA à statut privé, anciennement appelée COGEMA) conçoit, fabrique et commercialise des [Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien] nucléaires (Assemblage solidaire de crayons remplis de pastilles d'uranium ou de MOX. Suivant les types de réacteurs, le cœur contient entre 100 et 200 assemblages combustibles) pour les réacteurs à eau pressurisée ([Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien]), réacteurs à eau bouillante ([Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien]) et pour les réacteurs de recherche. La business unit satisfait 40 % des besoins mondiaux en combustibles pour les réacteurs de type REP et REB.
[Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien], une fois enrichi, est transformé en oxyde d'uranium. Cette poudre noire est ensuite comprimée en petites pastilles enfilées dans de longs tubes métalliques appelés "crayons". Ceux-ci sont assemblés afin de former un [Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien].

Produit consommable de très haute technologie, le combustible nucléaire alimente le réacteur d’une centrale et doit être régulièrement renouvelé. La business unit fournit 3 types de combustible :

• le combustible classique composé d’uranium naturel enrichi,

• le combustible MOX à base de plutonium et d’uranium,

• le combustible URE : uranium issu du traitement des combustibles usés.

Leader en Europe, le groupe AREVA a significativement développé son activité aux Etats-Unis et poursuit sa percée commerciale en Asie. Au sein du groupe AREVA, l’activité Combustible est assurée par AREVA NP.



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Message par Joël Chandelier Mer 09 Jan 2008, 20:43

"refroidissent dans un milieu qui arrête les rayonnements (l’eau constitue une barrière qui arrête la radioactivité)."

Petite précision sur cette ligne
L'eau arrête effectivement le rayonnement mais uniquement les rayonnemenst Alpha et Béta (L'uranium 238 et le Pu 239 sont des radioéléments emetteurs de ces 2 types de rayonnement) Par contre le rayonnement Gamma (trés faible pour ce type de radioéléments) traversse l'eau mais il suffit d'une certaine distance (profondeur de piscine) pour réduire son énergie (l'energie décroissant du carré de la distance exemple énergie 10 à 1métre n'est plus égale à 2 métres (on a multiplié par 2 la distance) qu'a 10 divisé par 2 au carré soit 2,5



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Message par BONNERUE Daniel Mer 09 Jan 2008, 20:49

Recyclage du combustible nucléaire : nouveaux résultats (Source : [Vous devez être inscrit et connecté pour voir ce lien])


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