Accumulateurs

Les systèmes d'évacuation de la chaleur résiduelle remplissent des fonctions aussi bien d'exploitation que de sûreté: après l'arrêt programmé du réacteur, ils se chargent du refroidissement du cœur du réacteur. En cas d'incident avec perte du caloporteur, ils assurent le refroidissement de secours du cœur. Ces mêmes équipements sont utilisés pour le refroidissement de la piscine du combustible. Lors de la mise à l'arrêt de l'installation, la chaleur résiduelle produite est évacuée dans un premier temps par les générateurs de vapeur. La température continue ensuite d'être abaissée par le système de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA). La chaleur absorbée par le système RRA est rejetée dans le canal d'amont de l'Aar par un circuit de refroidissement intermédiaire (RRI), avec une chaîne de refroidissement séparée pour chaque train d'installations. Ce circuit RRI constitue une barrière entre le caloporteur primaire et l'eau du fleuve.

Pour le refroidissement de la piscine de stockage des assemblages combustibles, on dispose de deux trains de refroidissement reliés au circuit RRA, ainsi que d'un autre train indépendant de ce circuit. L'efficacité du système RRA permet un refroidissement du réacteur en quelques heures. Les pompes de refroidissement du réacteur à l'arrêt aspirent l'eau des tuyauteries du fluide primaire qui partent du réacteur et la refoulent par les échangeurs de refroidissement RRA dans les tuyauteries du système de refroidissement du réacteur.

En cas d'incident avec perte de caloporteur, le système de refroidissement du réacteur à l'arrêt doit assurer que, quelle que soit l'importance de la brèche, le cœur du réacteur reste immergé et que l'évacuation de la chaleur résiduelle de la cuve du réacteur soit garantie pendant une longue durée. Le système est conçu de telle manière que même en cas de rupture totale d'une tuyauterie primaire, le cœur du réacteur demeure recouvert d'eau boriquée et qu'un refroidissement suffisant soit assuré.

De l'eau de refroidissement de secours boriquée est stockée dans six accumulateurs sous pression qui sont raccordés par des tuyauteries et des soupapes antiretour aux trois boucles de recirculation de l'eau du réacteur. Si, en cas de fuite importante, la pression dans le système de refroidissement du réacteur tombe à un niveau inférieur à celui de la pression des accumulateurs, ceux-ci se vident dans la cuve du réacteur par les conduites primaires.

Une chute à moins de 10 bars de la pression dans le système de refroidissement du réacteur entraîne la mise en route du système d'injection basse pression, et les pompes de refroidissement du réacteur à l'arrêt acheminent alors de l'eau boriquée prélevée des quatre réservoirs d'injection dans les circuits de refroidissement.

Si la pression diminue plus lentement, en cas de fuite faible ou moyenne, les pompes d'injection de sécurité du système haute pression interviennent en premier; elles acheminent de l'eau boriquée des réservoirs d'injection dans le système de refroidissement du réacteur jusqu'à ce que la pression ait suffisamment diminué pour la commutation automatique sur l'injection basse pression.

Une fois la cuve du réacteur remplie, l'eau injectée dans le cœur du réacteur s'écoule par la brèche dans le «puisard», la partie inférieure de l'enceinte de sécurité. Dès que toute l'eau boriquée des réservoirs d'injection et des accumulateurs a été injectée, l'eau du puisard est aspirée à l'aide des pompes de refroidissement du réacteur à l'arrêt et ramenée dans la cuve du réacteur par les échangeurs de refroidissement de la chaleur résiduelle.

Les systèmes d'injection de sécurité basse pression et haute pression disposent tous de trois trains d'alimentation complètement séparés les uns des autres, chacun d'entre eux étant dévolu à une boucle de recirculation. Il existe en plus un train de réserve qui est relié aux trois autres. Un seul train d'alimentation suffit pour maîtriser un incident avec perte de fluide primaire. Toutes les soupapes étant alimentées par le réseau électrique de secours, les systèmes de refroidissement de secours du cœur et du réacteur à l'arrêt restent disponibles même dans des conditions extrêmes.

Refroidissement du réacteur à l'arrêt
Communication presse

Jahresrückblick

9.2.2018 08:52

Das Kernkraftwerk Gösgen (KKG) produzierte 2017 netto 8,15 Milliarden Kilowattstunden (2016:

...

Lire plus »
Visites

Visites

Venez nous visiter et faites-vous votre propre opinion!

Lire plus »
Offre d'emploi

Offre d'emploi

Ausbildung zum Reaktoroperateur


ICT System Engineer (m/w)


Lire plus »
© Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG /Sitemap/Impressum/Disclaimer