Réacteur RBMK pas compris !

[alopex]

Je ne comprend rien à la conception des tristement célèbres réacteur RBMK type Tchernobyl. J’ai cru comprendre que le modérateur était du graphite comme dans les UNGG, mais le caloporteur de l’eau ordinaire sous pression comme dans les PWR (et VVER russes). A quoi sert le graphite puisque l’eau suffit à jouer le rôle de modérateur ? Juste à provoquer un bel incendie qui aggrave encore les conséquences de la fusion du cœur ? Ou est ce que ca a un rapport avec la fonction secondaire de ces réacteurs qui était de produire du plutonium militaire ?
Par ailleurs, j’ai cru comprendre que l’exploitation à faible puissance comme pendant l’accident pouvait entrainer une instabilité et une divergence de la réaction. Merci de m’expliquer ce phénomène et pourquoi il ne peut pas se produire dans un PWR comme en France.
Sinon, toujours dans le registre de la sécurité nucléaire, j’ai essayé de lire le rapport d’analyse de l’accident de Three Miles Island aux USA. En gros, j’ai cru comprendre en simplifiant à l’extrême qu’ils avaient mis quatre jours à comprendre qu’ils avaient une fuite du circuit primaire par une soupape de décharge coincée en position ouverte. Et bien je vous garantit que c’est rassurant ! Heureusement que rien de tout ça ne peut arriver en France…
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[Narduccio]

Pour TMI, l'incident peut arriver en France, c'est pour cela qu'il y a eu une adaptation des installations et de la formation des opérateurs.
Le problème évoqué est assez difficile à percevoir ou plutôt à imaginer. Il s'agit d'un "bouchon" d'eau. quand on vide trop vite un circuit hydraulique, un bouchon d'eau peut rester suspendu dans un endroit du circuit maintenu en place par la pression présente en dessous de lui. C'est ce qui s'est passé. J'ai vu le phénomène sur une maquette en pyrex et j'avoue que c'est assez spectaculaire, il y a de l'eau en eau et en dessous, il n'y a plus que de la vapeur en pression. Donc, les américains ne disposaient à l'époque que d'un niveau permettant de lire le niveau d'eau dans la partie haute du circuit (dans le préssurisseur pour être exact), les calculs réalisés à l'époque ayant montré que s'il y avait de l'eau là-haut, il y en avait aussi en dessous. Ainsi, l'accident était pour eux incompréhensible, ils avaient les symptômes d'un manque de refroidissement au niveau du coeur, mais ils voyaient toujours la présence de l'eau de refroidissement en abondance dans le circuit primaire. De plus, on leur avait inculqué que l'un des risque majeur était de passer monophasique, de moter en température et ,si les soupapes n'écrêtaient pas la pression, de créer une brèche dans le circuit. De ces informations contradictoires, ils ont effectivement mis plusieurs jours à se dépêtrer, ce qui à occasionné quelques dégâts supplémentaire dans le réacteur et rien au dehors. Les esprits chagrins devraient se féliciter que la conception des PWR soit si sure qu'une exploitation déficiente en phase accidentelle et ce pendant 4 jours n'a pas couté des dommages en dehors de l'enceinte du réacteur. Depuis, on a retenu un maximum d'enseignements de cet accident et mis en place plusieurs modifs d'importances pour éviter qu'il se reproduise. On a aussi mener des études pour certifier que l'on n'avait pas "oublié" d'autres phénomènes perturbants. Les enseignements de ces études ont amener à prendre en compte certains phénomènes qui avaient été écartés lors des études première et l'on a fait les modifications nécessaires pour que le niveau de sûreté soit supérieur à celui qui avait été requis à l'origine.

[alopex]

Je n'en attendait pas moins comme explications de notre modérateur (tu absorbes aussi les neutrons ?) spécialiste du nucléaire. C'est effectivement à peu près ce que j'avais cru comprendre. Une précision: il y a bien eu une fuite importante d'eau du circuit primaire par une soupape de décharge même si cette eau est restée confinée dans l'enceinte du réacteur? Qu'en ont ils fait après l'accident?
D'autres part, cette histoire d'eau liquide qui reste suspendue au-dessus de la vapeur est assez surprenante! En général, le moins dense se met vite fait au-dessus. Bon il est vrai qu'au niveau de pression dans le réacteur (150 ou 180 bars c ca?), la densité de la vapeur n'est plus très différente de celle de l'eau liquide et ca explique peut être la chose?
En un sens je partage ton analyse de cet accident de TMI comme une démonstration in fine de la sureté des PWR. Rien à voir avec les RBMK qui sont sans doute intrinsèquement dangereux du fait même de leur conception (d'ailleurs si tu peux m'expliquer cette histoire d'instabilité à faible charge ca m'intéresse...).
D'un autre côté, il est étonnant de constater que la cause de l'accident est dans un "simple phénomène hydraulique", alors qu'on a du user des dizaines de cerveaux pour concevoir et optimiser la partie proprement nucléaire. Surtout que ca c'est surement déja produit dans des centrales thermiques non? Attention, je ne dis pas que c'était évident à prévoir loin s'en faut, mais je me demande quand même si certains aspects annexes de la conception n'ont pas été sous-estimés au profit de problèmes "plus nobles"? Enfin du moment que c'est arrangé tant mieux!

[Narduccio]

Le RMBK, je connais pas suffisament pour tenter d'expliquer son fonctionnement.
Je ne suis pas modérateur.

Une précision: il y a bien eu une fuite importante d'eau du circuit primaire par une soupape de décharge même si cette eau est restée confinée dans l'enceinte du réacteur? Qu'en ont ils fait après l'accident?

Il ont mis 14 ans à filtrer et décontaminer le réacteur et la batiment.

D'autres part, cette histoire d'eau liquide qui reste suspendue au-dessus de la vapeur est assez surprenante! En général, le moins dense se met vite fait au-dessus. Bon il est vrai qu'au niveau de pression dans le réacteur (150 ou 180 bars c ca?), la densité de la vapeur n'est plus très différente de celle de l'eau liquide et ca explique peut être la chose?

Très surprenante de prime abord. Quand, j'ai lu les premières relations de l'incident, j'arrivais pas à comprendre son déroulement. Quand on m'a expliqué la première fois l'histoire du bouchon d'eau, j'ai cru avoir affaire à un plaisantin. Mais, j'ai vu la réalisation pratique avec une maquette en pirex. Il faut certaines conditions précises pour que cela fonctionne.

Surtout que ca c'est surement déja produit dans des centrales thermiques non?

Ben, non. Sur ce plan la conception d'une chaudière thermique classique est très différente de celle d'une chaudière nucléaire. La chaudière classique est composée d'un nombre élevé de tubes d'un diamètre relativement fins qui entourent le foyer. En partie haute, ces tubes aboutissent au ballon ou à lieu l'évaporation, ensuite la vapeur part par d'autres tubes, tout aussi fins, pour être surchauffée. La surface du ballon est très grande par rapport aux tubes. Le problème qui arrive parfois, en cas d'encrassage de l'un des tubes, la circulation dans ce tube est freinée. N'étant plus assez refroidi, le tube se perce et l'on a une fuite d'eau vers le foyer. Mais du fait de la différence entre la taille des tubes et celle du ballon, il y a toujours un niveau dans le ballon.
Dans la chaudière nucléaire, la circulation de l'eau se fait dans des tubes d'un diamètre conséquent. Pour maintenir la pression, il y a un ballon qui est relié par une jambe d'expansion au circuit primaire. Le diamètre de la jambe d'expansion est réduit par rapport à la taille du circuit primaire. En cas de fuite importante, la partie supérieure du ballon se déppréssurise et cela entraine une vaporisation de l'eau du ballon pour maintenir la pression. Mais ce faisant, le bouchon d'eau reste accroché au ballon, pendant que le reste du circuit se vide. On arrive à la situation ou le niveau d'eau dans le ballon n'est plus représentatif du niveau dans le circuit primaire. Celui-ci peut être vide, alors que l'on voit toujours de l'eau dans le ballon.
Pour pallier à cela, il a été installé dès 1983, un ébulliomètre qui est capable d'indiquer s'il y a de l'eau dans le circuit primaire. Vers 1990, on a installé en plus une mesure de niveau cuve qui permet de visualiser le niveau d'eau dans la cuve du réacteur. Il y a donc actuellement, 4 mesures redontantes qui permettent de visualiser le niveau d'eau dans la cuve du réacteur. 2 mesures de niveau indépendantes et 2 ébulliomètres eux-aussi indépendant.
Mais, il y a aussi eu d'autres modifications pour empêcher la survenue d'un tel accident. Ainsi, les soupapes ont été remplacées par des soupapes assistées grace à la pression du circuit primaire. Ainsi, en cas de dépréssurisation de ceui-ci, l'assistance des soupape disparait et l'on est sur que les soupape se ferment. De plus, la position des soupapes est données par des capteurs redondants et quelifiés pour fonctionner dans des conditions extrêmes, même dans les conditions qui découleraient d'un accident.
Cela s'appelle le retour d'espérience et d'après l'AIEA, c'est la chose éssentielle dont manquait les russes. Ne connaissant pas les incidents qui avaient émaillés la vie des diverses centrale RMBK, ils étaient sûrs qu'il n'y avait pas de risque. Or, pour maîtriser un risque, la première règle est de jamais le sous-estimer.

[A voir en vidéo sur Futura]

[alopex]

Ce que je voulais dire dans le thermique c'est que quelque part le réservoir de la chaudière en partie haute a entre autres fonctions de faire office de "vase d'expansion" comme le pressuriseur des réacteurs nucléaires. N'est il pas concevable qu'on puisse la aussi avoir de l'eau liquide "suspendue" au-dessus de la vapeur et ainsi poser des problèmes d'interprétation de la jauge de ce réservoir? Et ce d'autant plus que dans les installations suprecritiques la vapeur saturée et l'eau ne sont plus guère discernables.
Même si c'est sans commune mesure avec une fuite de circuit primaire nucléaire, est-il exact que les fuites dans le foyer peuvent aussi avoir des conséquences graves dans le thermique:
- choc thermique,
- formation d'H2 et de CO par réaction de l'eau avec le charbon ou les hydrocarbures avec possibilité d'explosion.

Sinon je profite de ce que j'ai un pro du nucléaire sous la maison pour me documenter (je sais j'abuse... )
1) Les barres de commande qui permettent de réguler ou stopper la réaction traversent le couvercle du réacteur. Ca m'épate qu'on arrive à rendre ca étanche vu la pression dans la cocotte! (je dis pas que ca ne l'est pas mais c une performace quand même).
2) Le réacteur est installé dans une enceinte de confinement. Quand on ouvre le couvercle pour rechargement par ex, la gamelle est immergée sous l'eau. Est ce que cette immersion est permanente ou est ce qu'on ne remplit la "piscine" que lorsqu'on ouvre?
Toutes ces manipulations sont elles robotisées? (par ex qui desserre les boulons du couvercle, met en place les élingues du pont élévateur, démonte le système actionnant les barres de commande, etc...). La aussi chapeau pour le joint du couvercle!!! Je demande ca parce que j'ai vu des photos qui laissent songeur dans des magazines (bon genre ca m'intéresse ca vaut ce que ca vaut...). Dont une ou on voit un gars dans un bateau pneumatique sur la piscine qui fait je ne sais plus quelle inspection!! (en plus c'était pas le numéro du 1° avril!!)

Enfin je croyais que tous les intervenants munis d'une étiquette bleue étaient modérateurs parce qu'en général ils corrigent les forumeurs "ordinaires" souvent assez séchement (toi ca va... ). Comment on les reconnait les modérateurs alors???

[Narduccio]

Enfin je croyais que tous les intervenants munis d'une étiquette bleue étaient modérateurs parce qu'en général ils corrigent les forumeurs "ordinaires" souvent assez séchement (toi ca va... ). Comment on les reconnait les modérateurs alors???

Il y a écrit modérateurs dans l'étiquette bleue. Pour le reste, je te donnerais une réponse plus complète ce soir quand j'aurais plus de temps.

[invited2d0cd4c]

Ben, non. Sur ce plan la conception d'une chaudière thermique classique est très différente de celle d'une chaudière nucléaire. La chaudière classique est composée d'un nombre élevé de tubes d'un diamètre relativement fins qui entourent le foyer. En partie haute, ces tubes aboutissent au ballon ou à lieu l'évaporation, ensuite la vapeur part par d'autres tubes, tout aussi fins, pour être surchauffée. La surface du ballon est très grande par rapport aux tubes. Le problème qui arrive parfois, en cas d'encrassage de l'un des tubes, la circulation dans ce tube est freinée. N'étant plus assez refroidi, le tube se perce et l'on a une fuite d'eau vers le foyer. Mais du fait de la différence entre la taille des tubes et celle du ballon, il y a toujours un niveau dans le ballon.
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Bonsoir

Un petit contre sens, c'est la surface des tubes qui est très grande par rapport aux 2 ballons. C'est d'ailleurs la raison de la présence des tubes.

Cordialement

[Narduccio]

Un petit contre sens, c'est la surface des tubes qui est très grande par rapport aux 2 ballons. C'est d'ailleurs la raison de la présence des tubes.

J'ai pas mis les bons mots.
Un ballon de centrale thermique est un cylindre posé horizontalement. Il mesure environ 10 m de long pour un diamètre de 1,5 à 2 m (il y en a de plus grands). La section du liquide est donc de 15 à 20 m². Un tube qui fuierai à une section de quelques cm².
Le pressuriseur d'une centrale PWR est un ballon vertical de 37 m³ d'environ 2 m de diamètre et la jambe d'expansion à un diamètre de 0,28m.
Les 2 ballons se trouvent sur la courbe de saturation en pression et température.

[Narduccio]

Même si c'est sans commune mesure avec une fuite de circuit primaire nucléaire, est-il exact que les fuites dans le foyer peuvent aussi avoir des conséquences graves dans le thermique:
- choc thermique,
- formation d'H2 et de CO par réaction de l'eau avec le charbon ou les hydrocarbures avec possibilité d'explosion.

oui, cela s'appelle un "pouf" chaudière et voit souvent l'ouverture d'une fissure dans la chaudière. C'est arrivé à quelques centrales.

1) Les barres de commande qui permettent de réguler ou stopper la réaction traversent le couvercle du réacteur. Ca m'épate qu'on arrive à rendre ca étanche vu la pression dans la cocotte! (je dis pas que ca ne l'est pas mais c une performace quand même).

Il s'agit d'un problème relativement facile. L'étanchéïté la plus difficile à obtenir est celle autour de l'axe de rotation des pompes primaires. D'un coté de l'eau très chaude à 155 b et plus de 300°. De l'autre, l'atmosphère du batiment réacteur. Entre les 2 un arbre qui tourne à 1500 tr/mn. Les étanchéïtés dynamiques sont les plus difficiles à obtenir. Entre, il y a une boite à joint avec 3 joints à glace flottante et à fuite controlée.
Pour les grappes de commandes, les tiges de commandes sortent du couvercle par l'intermédiare d'un tube de guidage. Le haut de la tige est cannelée et il éxiste un système de bobines qui manoeuvrent des grappins et qui permettent de monter ou descendre les grappes. L'étanchéïté est une simple étanchéïté statique. Les grappins de manoeuvre ont chacun une fonction précise. Le premier, dont l'axe est fixe sert au maintien en position de la grappe, le second dont l'axe est monté sur un ensemble mobile assure les fonctions de transfert et mouvement. Chaque fonction, maintient, transfert et mouvement est assurée par une bobine magnétique. Au repos, la bobine de maintien est excitée et les 2 autres bobines sont déxcitées. Pour monter d'un pas, on excite la bobine "transfert", ensuite on déxecite la bobine "maintien", on excite la bobine "mouvement" la grappe monte donc d'un pas. On excite la bobine "maintien" et on désecite les bobines "transfert" et "mouvement". Soit 6 ordres différents pour monter de 1 pas. La vitesse maximale étant 72 pas/mn.
Les bobines présentent de nombreux avantages. Par exemple, on perd l'alimentation électrique, les grappes ne sont plus maintenues et les grappes chûtent. Mais aussi, on ne maitrise pas le refroidissement de l'air autour de la cuve, les bobines perdent leur magnétisme et les grappes chutent. En fait, l'arrêt automatique réacteur est la coupure de l'alimentation des grappes et il y a 2 circuits redondants et de nombreux ordres qui provoquent cette chute.

[invite59bf9073]

Salut,
Je vais t'expliquer ce qui s'est produit lors de l'accident de Tchernobyl.
Lorsque le réacteur a été abaissé à un niveau de puissance très faible, il est tombé dans ce que l'on appelle un "trou d'iode". On qualifie également ce phénomène d' "empoisonnement du réacteur". Ne paniques pas, je t'explique : A faible puissance, pour ce type de réacteur (graphite comme modérateur) et un enrichissement de 1.8% d'U235, il se créé alors des particules d'iodes 131 (donc à faible durée de vie), dont la désintégration va générer un rayonnement Beta qui aura tendance à absorber les neutrons. C'est comme si ton le moteur de ta voiture t'indique par ses voyants qu'il est à bas régime alors qu'il est train de s'emballer. Il s'en est donc suit une montée en régime de la puissance, puis la radiolyse de l'eau a formé un mélange détonnant d'hydrogène et d'oxygène.
Le phénomène d'empoisonnement du réacteur n'arrive hélàs pas qu'en Ukraine mais également en France, il s'est souvent créé un empoisonnement, lors de désintegration, des particules de Xénon, de courte durée de vie également.
Quel que soit le type d'empoisonnement, la conduite à suivre est un arrêt du réacteur pendant 3 à 4 jours en maintenant un refroidissement permanent, et, de ne le remettre en marche que quelques jours après le temps, que les pqrticules se soient stabilisées.
A+

[f6bes]

Salut,
Je vais t'expliquer ce qui s'est produit lors de l'accident de Tchernobyl.

A+

Bjr à toi et bienvenue sur FUTURA,
Tu comptes l'expliquer à QUI ??
regarde là auparavant:
dernier message AVANT le tien:............. 30/12/2005 23h00
Bonne soirée

[invite76532345]

Bonjour

Oui, superbe "déterrage"
C'est fermé

La modération
Papykiwi