Discussion:Réacteur à eau bouillante

Question

Comment transforme t on un projet en article ??

Historique des modifications de "Réacteur à eau bouillante"

Liminaire: Je suis Internovice: Ne sachant pas comment on crée un historique dans Wikipedia je rajoute quelques éléments à la suite de l' article

J' ai trouvé un peu par hasard une ébauche d'article (en français) vraiment très mince sur les BWR dans Wikipedia , il y a environ 3,0 ans, comme si on n' avait pratiquement pas porté d'intérêt à cette filière en franco-phonie

Depuis je me suis attaché à le compléter d'éléments que je crois important dont notamment la comparaison PWR // BWR qui sans être certainement complète se veut objective

Elle doit faire réfléchir la communauté nucléaire française car sur la longue période c'est la technologie la plus sure et la moins chère qui s'imposera, or;

• d'une part il n' y a pas de REB de forte puissance qui ait été accepté par l' Autorité de Sûreté française ce qui est très regrettable.
• d'autre part les REB progressent et leur marge de progrès est supérieure à celle des REP
• d'autre part les succès commerciaux actuels des REP ne doivent pas faire illusion

J' ai pratiqué un assez grand nombre de retouches diverses de façon à améliorer la clarté du texte du moins je l' espère

Un certain nombre d'autres intervenants ont également retouché l' article depuis sans en changer la teneur sur le fond ce qui est très bien et ce dont je les remercie

"L' objectivité" de la comparaison REB REP est contestée surtout d' ailleurs en ce qui concerne la position d' EDF et moins en ce qui concerne les aspects techniques voire économiques de la comparaison.

Le texte de l' article est donc à reprendre sur ces points ce que je vais essayer de faire dans les meilleurs délais avec l' aide des autres wikipediens qui voudront bien m' aider.

Cordialement

• Discutez dans les chapitres prévus.
• Liens utiles : À recycler - À traduire - À fusionner - Orthographe à vérifier - Soupçons de copyright - Articles non neutres

Proposé par : Irene Pomalgrind (d) 13 mars 2011 à 14:04 (CET)

Raisons de la demande de vérification

• De manière générale, cet article contient trop de "jargon" et de formulations ne respectant pas le style encyclopédique.
• De nombreux termes techniques gagneraient à être définis.
• Sur le plan typographique, les espaces après les apostrophes devraient être supprimés.

Commentaires sur la demande de vérification faite par Irène Pomalgrind

Bien noté, on va essayer de faire, mais on n' est pas forcément un expert du style encyclopédique et encore moins Diderot, et si on dispose de l' aide de contributeurs plus déliés en ces matières on ne s'en plaindra pas

Dans tous les cas on remercie des remarques et on constate

• qu'un intérêt est porté en francophonie à la filière BWR qui se trouve placée bien malgré elle au centre d'un désastre millénaire au Japon.
• que les remarques faites ne concernent pas vraiment les aspects proprement technologiques du sujet

Discussions et commentaires

Toutes les discussions vont ci-dessous.

Fonctionnement d'un REB en cas d'incident de niveau 4 ou plus

Coupe schématique d'un réacteur à eau bouillante de type Mark I. DW = enceinte sèche. WW = enceinte humide de "suppression de pression" de forme torique. SF = piscine de combustible usé.

Je projette d'inclure à l'article un des schémas ci-contre et demande l'aide de spécialistes. Questions :

• À quoi sert exactement le réservoir torique "WW" ? Comment interagit-il avec la "source chaude" ? Est-ce seulement en cas d'"incident" ?

. ========================================================================

Comme je ne connais pas la procédure Wikipedia pour vous répondre j'indique directement dans le texte que le tore est en fait une "réserve d'eau de barbotage" destinée:

• à écrêter la pression d 'enceinte en cas d'entrée importante de vapeur dans ladite enceinte
• à recevoir la décharge des soupapes de sûreté primaire
• à organiser à l' aide d'une turbopompe entrainée par une décharge de vapeur prise sur les collecteur de vapeur et aspirant dans le tore un renvoi d'eau dans la cuve sans le secours de l' électricité (comme pour le circuit dit ASG dans le cas des REP comme en France)

En complément dans le cas extrême rencontré au Japon où il a fallu décharger les enceintes ce tore permet de décharger de la vapeur ayant barboté dans l' eau et ainsi de la "lessiver" un peu pour prévenir l'entraînement important vers l' atmosphère de particules ou aérosol radioactifs . =======================================================================

• Sur le schéma de droite, en "3" et au-dessus du coeur, on a bien une piscine de refroidissement pour les combustibles usés ?

. =======================================================================

Oui les piscines d'entreposage sont "en haut" simplement je pense pour raison de commodité lors des déchargements . =======================================================================

• Je sais que sur les EPR un "bac de rétention" est prévu pour le "corium", y a-t-il quelque chose d'équivalent pour les réacteurs de type Fukushima ? Non : « Dans le réacteur pressurisé européen (EPR) ainsi que dans le réacteur russe VVER-1200 (AES-2006), un dispositif particulier composé d'éléments réfractaires en céramique a été prévu pour contenir le corium s'il traversait le réacteur, et ainsi l'empêcher de s'enfoncer dans le sol du bâtiment. Ce n'est pas le cas des 442 réacteurs nucléaires actuellement en service dans le monde » ( Corium ).

Blogbreather (d) 15 mars 2011 à 09:59 (CET)

Il y a bien une 3ème barrière sur les REB

• 1ère barrière : la gaine du combustible
• 2ème barrière : la cuve et le circuit eau / vapeur avec la turbine et le condenseur
• 3ème barrière : l'enveloppe de béton qui entoure la cuve, et le tore de "supression".

C'est cette 3ème barrière qui est emplie de gaz inerte, et elle est entourée d'un bâtiment industriel en bardage métallique, celui-là même qui a subi l'explosion d'hydrogène à Fukushima 1 en mars 2011, suite à des décompressions de la 3ème barrière, justement.

D'où la correction du point n°12 sur les inconvénients du modèle REB. Ne pas confondre les 3 barrières de confinement avec les circuits primaire, secondaire et tertiaire du REP.[Wirenth]

Merci de m'avoir répondu Wirenth. Donc ce tore est « un dispositif de suppression de pression, comme il est classique pour un Réacteur à Eau Bouillante » ([1], 3.5.1.2.) ? Si j'ai bien compris, c'est donc tout simplement de l'eau stagnante à basse température et la vapeur s'échappant de la cuve vient condenser à son contact ? Vous dites aussi que l'enceinte de confinement est emplie de gaz inerte : quel gaz ? ( "refnec" (c'est-à-dire "référence nécessaire", au cas où vous ne seriez pas familiarisé avec le jargon "wp") ). Pouvez-vous comprendre pourquoi la piscine de désactivation est au-dessus ? N'est-ce pas dangereux en cas d'"incident" ? Blogbreather (d) 15 mars 2011 à 18:41 (CET)

hninas: Je suis une novice aussi dans la modification et commentaires... Je répond donc ici à l'assertion précédente au sujet de la troisième barrière de confinement: La troisième barrière de confinement des REB semble donc constituée de plusieurs éléments, soit le BR, le tore, peut-être le BK, mais il ne faut pas oublier la turbine; cette multiplication d'éléments ne peut qu'accroître les points faibles du système (plus on augmente la complexité d'une barrière, plus on augmente la possibilité de points faibles). Pour ce qui concerne les REP, la turbine est exclue, le BK est physiquement séparé du BR par un tunnel toujours ennoyé d'eau borée et le "tore de "supression"" n'existe pas (un équivalent du pressuriseur des REP?).

"BR", "BK", s'il vous plaît Hninas, qu'est-ce que ça veut dire ?

Et une autre question à tous deux. Dans l'accident de Fukushima, on a oxydo-réduction eau-zirconium avec production d'hydrogène. Cet hydrogène ne peut réagir à l'intérieur de l'enceinte de confinement, puisqu'on a un gaz inerte ( à moins qu'il interagisse avec le béton, sous haute pression, haute température ? ). Que devient-il ? N'y a-t-il pas une cheminée d'évacuation ? S'est-il accumulé à l'intérieur du bâtiment réacteur, formant avec l'air un mélange explosif ? Je ne comprend pas ce qui a pu se passer. Blogbreather (d) 15 mars 2011 à 18:48 (CET)

Désolée pour le jargon. BR: bâtiment réacteur; BK: bâtiment combustible.

Pour ce qui est de l'hydrogène, il s'est accumulé à l'intérieur du bâtiment; ils ont relâché la pression par l'intermédiaire d'une soupape (d'où le dégagement de vapeur blanche au début de l'incident), mais cela s'est révélé insuffisant, d'où l'explosion du bâtiment enveloppe.[hninas]

"vapeur blanche", donc vous parlez du réacteur n°1. Donc si je vous comprend bien, la soupape de sécurité aurait "craché" son hydrogène à l'intérieur du bâtiment ? Pas de conduit pour le rejeter à l'extérieur ( ce qui ressemble à de la démence : si un jour vous avez une fuite de gaz sur votre cuisinière, la 1ère chose à faire n'est-elle pas d'ouvrir les fenêtres, de "ventiler" vers l'extérieur pour éviter le mélange "stœchiométrique" ? ) ? Et comment comprenez-vous l'aspect tout-à-fait différent de l'explosion sur le n°3 ( fumées brunes, colonne bourgeonnante ( je n'ose pas dire : évoquant un "champignon" atomique ) s'élevant à la verticale, lourds débris retombant sur les côtés ? Blogbreather (d) 16 mars 2011 à 08:17 (CET)

Non, la soupape donne à l'extérieur du bâtiment, et c'était un relâchement volontaire, d'après ce que j'ai compris (le bénéfice par rapport à une contamination possible était supérieur). En ce qui concerne l'explosion du n°3, la couleur de l'émanation indique, à mon sens, qu'il ne s'agit pas seulement d'un dégagement du primaire, il y a des dégâts "immobiliers".[hninas] 10:42

Mais même sur le n°1, il y avait déjà des dégâts immobiliers ! Cf ici, où l'on voit de la gauche vers la droite, dans cet ordre, les n° 4, 3, 2, et 1 : [2]. Si comme vous dites, l'hydrogène a été relâché à l'extérieur, comment comprendre qu'il ait détruit le ou les "immeuble(s)" ?

Notez que si le 3 fume blanc ( vapeur ? ), le 2 fume gris, et par une petite ouverture latérale, comme si l'on avait opté pour un "drainage" direct, afin d'éviter ce qui s'est passé sur les autres réacteurs... Blogbreather (d) 16 mars 2011 à 17:57 (CET)

J'ai un peu de mal avec l'édition alors je vais répondre d'un seul bloc ici.

• l'histoire du gaz inerte, je l'ai lu sur ce propre article, je n'ai donc pas de référence.
• vu certains schémas dont un trouvé sur le site de la NISA (autorité de sûreté nippone), le tore de "suppression" est plutôt l'équivalent à la fois des puisards BR (bâtiment réacteur) et du RDP des centrales REP : le Réservoir de Décharge du Pressu. C'est, dans les REP, une bâche d'environ 10 m3 qui contient de l'eau stagnante, de mémoire une atmosphère d'azote, et un circuit de refroidissement. Ce réservoir reçoit l'eau primaire en cas d'ouverture des soupapes pressu (et également des soupapes du circuit RRA ainsi que de la soupape du circuit RCV) (excusez-moi de ne pas préciser davantage ce que sont ces deux derniers circuits).
• j'ignore pourquoi la piscine de désactivation est au dessus de la partie réacteur, mais je suppose que c'est conçu pour se faciliter la vie lors des manutentions de combustible (déchargement / rechargement) => à mettre à l'actif des avantages du REB puisque cela évite sans doute, contrairement au REP, d'avoir à basculer les éléments horizontalement pour les faire passer dans le tube de transfert entre BR et BK. (attention ceci n'est qu'une conjecture de ma part)
• hninas, j'insiste : la partie turbine du REB est un constituant de la deuxième barrière. La troisième n'est que le béton qui entoure la cuve et le tore. Cette 3ème barrière est percée de traversées pour les tuyauteries (dont les deux principales, eau alimentaire et vapeur principale). Et je ne crois pas que l'on puisse parler de BR et BK, puisque contrairement au REP où la 3ème barrière est un bâtiment (BR), celle du REB est "logé dans" un bâtiment industriel dont le toit en tôle a subi les explosions qu'on a vues au Japon.
• Blogbreather, la réaction qui produit de l'hydrogène est toute simple (même moi qui suis nul en chimie j'ai compris !) : Zr + 2H20 -> Zr02 + 2H2 (réaction exothermique). Les gaines des éléments combustible interagissent donc avec l'eau (ou la vapeur d'eau) environnante, lors de la fusion du combustible. L'hydrogène ainsi dégagé se retrouve dans la cuve (2ème barrière), mais soit la 2ème barrière est rompue, soit elle monte en pression et les soupapes s'ouvrent, ce qui revient au même. L'H2 se retrouve dans dans l'enceinte de confinement (3ème barrière), apparemment en gaz inerte dans le REB, et en air dans le REP. Comme la pression a monté à Fukushima, l'opérateur a fait une décompression de la 3ème barrière et l'hydrogène s'est retrouvé sous le toit en tôle, et apparemment le système de ventilation n'a pas fonctionné, d'où le mélange explosif. Dans le REP français, des recombineurs passifs sont installés dans les BR, ce qui pare le risque d'explosion. Je ne comprends pas non plus pourquoi la décompression arrive sous le toit et pas directement dehors. Cependant je vais encore faire une conjecture : la soupape de décompression cracherait vers un filtre (à sable ?) qui refoulerait vers la cheminée. Mais en situation de perte totale des alimentations électriques, la cheminée ne débite pas et l'hydrogène stagnerait en aval du filtre à sable, qui est probablement situé dans le bâtiment industriel.
• La différence entre les images de l'explosion de l'unité 1 (à plat) et de l'unité 3 (verticale en forme de "champigon") ne doit pas vous alarmer. Même dans les essais atomiques, la forme de champignon n'est pas directement liée au caractère "atomique" mais simplement à la puissance de l'explosion. Je suppose donc que sur l'unité 3, davantage d'hydrogène a explosé, provoquant une température plus élevée.

--Wirenth (d) 17 mars 2011 à 00:24 (CET)

Je commence par vous répondre à côté du sujet ( tant pis, il faut savoir prendre des risques... ). Je développe mon hypothèse du "drainage" : Je suppose qu'instruit par "retour d'expérience" des états tchernobilien ou quasi-tchernobilien des réacteurs 1 et 3, on a décidé de prendre les devants en "crevant l'abcès" pour le 2 ; en déboulonnant le tuyau de vapeur sortie de chaudière de façon à ce qu'il crache vers l'extérieur, démontant les tôles de bardage du bâtiment dans l'axe ; puis en ouvrant la vanne. Ceci pour obtenir une décompression radicale préservant la possibilité d'agir d'une façon plus technique, moins improvisée que quand tout est détruit.

Dans Accidents nucléaires de Fukushima, il est dit : « La réaction Zr+H2O est d'autant plus rapide que la température est élevée et à partir de 1 200 °C (température atteinte uniquement si l'eau contenue dans la cuve est entièrement passée en phase vapeur) elle s'accélère fortement : le principal risque, à ce niveau, est que l’hydrogène provoque une explosion qui détruise l’enceinte ; c'est pourquoi les enceintes de réacteurs sont souvent placées sous atmosphère neutre ». Il y a une contradiction. Si la réaction Zr+H2O à elle seule peut devenir explosive, la présence d'une "atmosphère neutre" dans l'enceinte de confinement ne sert plus à rien. Le "c'est pourquoi" est donc illogique. Vous-même quand vous dites : "l'opérateur a fait une décompression de la 3ème barrière et l'hydrogène s'est retrouvé sous le toit en tôle, et apparemment le système de ventilation n'a pas fonctionné, d'où le mélange explosif" vous supposez que les soupapes donnent sous le toit et n'ont pas de tuyauterie d'"extraction" ce qui est en contradiction avec l'avis de hninas ( cf ci-dessus, "Non, la soupape donne à l'extérieur du bâtiment" ), et aussi, "révérence parler", avec le "bon sens".

Pour la piscine torique de condensation, je crois avoir compris comment elle fonctionne : Peut-être y a-t-il une circulation forcée de la vapeur pour la faire barboter dans l'eau. Le fait qu'elle soit en acier est important, puisque celà permet l'échange thermique avec l'extérieur, mais évidemment il s'agit d'un "échangeur" peu efficace, et donc complètement "débordé" en situation d'emballement de la réaction Zr+H2O.

Mon hypothèse d'un largage massif et volontaire de radioactivité afin de conserver au réacteur n°2 une forme "cosmétiquement correcte" est confirmée par les données radiologiques. Ici [3] ( "Radiation at Fukushima Daiichi" si le lien ne pointe pas directement ). 3 heures, 3 heures et demi après l'"Explosion at reactor n°2", la radioactivité au voisinage de la centrale a atteint son maximum. Et avait commencé à monter immédiatement après. Blogbreather (d) 18 mars 2011 à 10:01 (CET)

Je vous ai peut-être froissés, hninas et Wirenth, par des expressions trop abruptes, dans ce cas-là veuillez accepter mes excuses. J'aimerai bien que la discussion se poursuive. Il s'agit de comprendre le plus précisément possible, par un raisonnement rigoureux, ce qui s'est passé. J'ai trouvé d'intéressantes animations ( enfin... c'est mon avis... ) sur CNN [4]. En particulier la 6ème, The explosions. Ce que je trouve de réconfortant, c'est que, avec ceux de CNN, nous sommes du même avis : ce qui est arrivé n'est pas clair : « It's still unclear exactly what happened » et « it was unclear if the concrete and steel containment vessels suffered any damage » soit à peu près : "ce qui est arrivé exactement reste vague" et "on est dans l'incertitude de savoir si l'enceinte béton et la cuve acier ont été endommagées" ( ceci pour les réacteurs 1 & 3, puisque pour le 2 c'est admis ). Ce qui est à peu près certain, c'est que les enceintes ont décompressé de manière violente, et pas par le chemin normal. Il y a donc eu une rupture de l'intégrité du confinement, et probablement sous une pression excessive, par un point faible, qui reste à déterminer. Comme ça, ça me paraît un peu plus clair. Blogbreather (d) 20 mars 2011 à 17:37 (CET)

Tout va bien je ne suis pas froissé ! Je suis en recherche d'infos plus fiables sur le sujet (les sujets : BWR et l'accident) avant d'alimenter l'article. Comme je ne suis pas du tout spécialiste du BWR, cela m'oblige à faire de nombreuses conjectures et je n'aime pas cela ! --Wirenth (d) 25 mars 2011 à 11:37 (CET)

S'efforcer de raisonner juste en "flux tendu" est pour moi un défi stimulant. L'aveu (plutôt que l'aval) de l'autorité est gratifiant : « L’état des réacteurs 1 à 3 reste très préoccupant. La présence d’eau contaminée dans les bâtiments turbine des 3 unités met en évidence que des fuites importantes de l’eau contenue initialement dans la cuve du réacteur ont lieu. Ce constat confirme notamment les suspicions d’inétanchéité des enceintes ou des circuits de refroidissement des réacteurs n°2 et 3. » (IRSN, point de situation du 29 mars 2011 à 12h00 [5]. Je souligne.) Blogbreather (d) 1 avril 2011 à 10:28 (CEST)

L'existence de systèmes de sauvegarde supplémentaire dans le REP est-elle exacte et avantageuse ?

Dans le point n°12 des inconvénients du REB, on pouvait lire que le REP a davantage de circuits de sauvegarde. Cela est probablement exact, mais mal référencé (documents de formation EDF qui n'exploite que des réacteurs REP...).

De plus, cela est-il un inconvénient du REB ? S'il y a moins de circuits de sauvegarde, est-ce par négligence des concepteurs, ou parce qu'ils ne sont pas nécessaires ? L'auteur prend un parti sur le niveau de sûreté de l'installation à partir du nombre de circuits de sauvegarde.

=> suppression de l'assertion

La référence ne portait pas sur le nombre de sauvegarde, mais plutôt sur la totalité des informations.

Ce qui me paraissait intéressant à signaler, c'est le fait que dans les REP tout le circuit primaire est isolé dans un seul et même bâtiment, les sauvegardes sont différentes. Je ne pense pas avoir induit une négligence de la part des concepteurs des REB, ce que je suis loin de penser. Personnellement, ni le REB, ni le REP, ni le EPR (qui n'est pas une nouvelle génération comme on l'entend dire, mais une accumulation des retours d'expérience, de modifications et d'amélioration des REP) ne sont la panacée. Il existe un type de réacteur développé il y a quelques années, au moins en théorie, dont le combustible, au lieu d'être en crayon, est en boules de la taille d'une balle de tennis: le risque de fusion est diminué (bien sûr, cela pose le problème de la gestion du rechargement du combustible), ainsi que celui de rupture de gaine induite par la déformation des pastilles de combustible. Mais ce type de conception reste dans l'ombre.[hninas]

Merci pour ces précisions.

--Wirenth (d) 17 mars 2011 à 00:29 (CET)

Il n'est pas vrai que les REB possèdent moins de systèmes de sauvegarde. Au contraire: comparés avec les REP Français (exclu l' EPR, bien sur) ils possèdent en nombre PLUS de ces systèmes, qui ont été malheureusement tous endommagés à Fukushima par seisme/tsunami (par manque de courant, causé par le Station Blackout), sauf les "RCIC" des unités 2 et 3, propulsés uniquement par la vapeur du réacteur. Le grand problème des REB sont définitivement les confinements trop petits comparé aux REP -- Meilleures salutations--2A02:1206:4596:3960:CC8F:5798:FAF7:E131 (discuter) 30 janvier 2020 à 20:30 (CET)

Une précision: A Fukushima Daiichi, il manquait en effet le "groupe électrogène à ultime de secours" (GUS) des REP Français - c'était un véritable défaut, mais aussi une claire exception: La grande majorité des autre REB au monde possède - et possédait bel et bien meme avant Fukushima - cette source électrique à livrer du courant ultime pour éviter le Station blackout. --62.202.189.212 (discuter) 5 février 2020 à 16:50 (CET)

Remaniement de l'article

Je propose de remanier l'article, en supprimant la notion d'avantages et d'inconvénients, mais de mettre toutes les caractéristiques de ces deux chapitres dans un seul sous forme de "différences" entre REB et REP. Je pense que ce serait plus neutre d'une manière générale.

Qu'en pense la communauté ? --Wirenth (d) 17 mars 2011 à 00:29 (CET)

Personnellement, je pense que que toute médaille à son revers; les différences de conception sont trop importantes pour les présenter. Par exemple, la manutention des crayons combustibles usés est plus simple pour les REB, mais on a un bâtiment séparé pour les REP: ce qui était un avantage devient un inconvénient, et vis-versa. Rentrer dans les différences entre les deux ressemble à un puits sans fond, chaque point pouvant mener à une nouvelle cascade de différences.

Est-ce qu'il ne serait pas possible de faire un article uniquement axé sur la description des REB, comme c'est le cas pour les REP, et un second qui mettrait en perspectives les différentes conceptions exploitées de nos jours, en commençant par REB/REP? Hninas (d) 17 mars 2011 à 11:21 (CET)

d'accord avec la proposition : le titre de l'article concerne uniquement le REB. la comparaison REP/REB n'est donc pas le coeur du sujet de cet article.--Calmos (d) 18 mars 2011 à 23:02 (CET)

Je pense qu'en effet, la description des REB devrait être séparée de la comparaison REP/REB. D'une part, il me semble que cela améliorerait la clarté et l'accessibilité de l'article : dans sa forme actuelle, il est difficile à lire pour qui ne connait ni le fonctionnement des REP, ni celui des REB. D'autre part, cela réduirait à la partie comparaison REP/REB les problèmes de neutralité, sur lesquels la discussion est encore en cours. Irene Pomalgrind (d) 19 mars 2011 à 17:57 (CET)

Sources et Plan

Il y quand même un pb de fond dans cet article qui doit être une référence dans le contexte actuel : il n'y a aucune source ! L'article entier est en fait un TI car il n'y a même pas de section "Notes et références". Je vais ajouter une section "Notes et références", peut-être que cela incitera les auteurs à compléter avec leurs sources. Puis je reviendrai avec une proposition de plan.Roland45 (d) 27 mars 2011 à 09:29 (CEST)

Tu as raison. Quant à moi je suis en train de travailler sur les STS (spécifications techniques standard) des réacteurs BWR General Electric, issus de la NRC (l'autorité de sûreté américaine), ce qui me permettra à terme d'enrichir la partie de l'article dédiée au fonctionnement du réacteur.

Vis-à-vis de cela, je tenterai de décrire :

• la cuve et le "circuit primaire" (si l'on peut dire),
• le circuit de refroidissement à l'arrêt,
• le circuit d'injection de sécurité,
• le confinement,
• les réserves d'eau,
• la partie "secondaire" (côté turbine / condenseur / poste d'eau),
• la distribution électrique,
• les régulations,
• les protections,
• ...?

Et côté fonctionnement :

• le pilotage du réacteur,
• les opérations de déchargement / rechargement du combustible.

Heu... 669 + 350 pages à traduire et comprendre, vous n'attendez pas le résultat trop vite, hein !

--Wirenth (d) 28 mars 2011 à 14:48 (CEST)

J'ai effectivement vu ces STS. mais elles me paraissent ardues, et avec quasiment aucun schéma. Mais peut-être n'est-ce pas le même doc. Pour ma part je pense exploiter ces docs plus synthétiques : ce manuel ou ce doc assez complet. Le plan pourrait être le suivant :

1 Histoire

2 Descriptif et fonctionnement

2.1 Description générale

2.2 Le cœur et le combustible

2.3 La cuve

2.4 L'enceinte de confinement

2.5 Les circuits de sauvegarde

3. Evolution de la filière

4. Répartition du parc mondial

5. Avantages et inconvénients

Pour la restructuration, je vais d'abord procéder par transferts de sections, puis j'élaguerai ou ferai des ajouts. Il peut y avoir une impression de confusion au départ, car en fait l'article actuel est entièrement basé sur une comparaison REP/REB, en oubliant d'ailleurs qu'il y a en fait 7 filières de réacteurs ds le mondeRoland45 (d) 28 mars 2011 à 19:00 (CEST).

Je ne connaissais pas le second document, mais le premier qui est certes assez explicite, a néanmoins le défaut de ne pas montrer les redondances sur les schémas. D'où l'intérêt de se référer aux STS. J'aurais voulu trouver l'équivalent du rapport définitif de sûreté (en anglais le FSAR : Final Safety Analysis Report) d'une centrale BWR, mais je ne l'ai pas trouvé sur le site de la NRC (je n'ai peut-être pas assez cherché...). C'est le document le plus complet qui puisse exister, et moins ardu que les STS.

Je te laisse dégainer, et je me permettrai d'ajouter au besoin des précisions dans 2.1 et 2.5, et peut-être d'ajouter 2.6 à 2.8 : régulations et protections, ainsi que la distribution électrique. Bon courage ! --Wirenth (d) 29 mars 2011 à 09:40 (CEST)

Une autre source d'info ici : http://www.nucleartourist.com/ (quelqu'un qui se dit "consultant" et qui a apparemment travaillé de nombreuses années dans l'industrie nucléaire aux Etats Unis). --Wirenth (d) 29 mars 2011 à 13:41 (CEST)

Puissance résiduelle

Bonjour. Je souhaite poser au rédacteur une question purement quantitative.A la suite de l'arrêt de la réaction sur un réacteur BWR d'une puissance de 1300 MWe (par exemple),quel est le débit d'eau qui est nécessaire,et pendant combien de temps (heures;jours) pour évacuer suffisamment de chaleur résiduelle? (accidents du Japon).Question accessoire :quelle est la température du coeur en fonctionnement,et à partir de quelle température,après l'arrêt,peut-on considérer qu'il n'y a plus de risque même avec une défaillance du refroidissement?Merci de vos réponses.--90.0.187.205 (d) 1 avril 2011 à 15:35 (CEST)

Bonjour. Serait-ce un poisson d'avril ? Des éléments de réponse ici ou bien ici ou là. Mais peut-être qu'un spécialiste pourra apporter sa contribution. Pour ce qui est de la température du coeur, en fonctionnement normal elle est a priori de l'ordre de 280°C (pour un REB). A Fukushima en tout état de cause elle a dépassé les 1200°C, puisque de l'hydrogène s'est échappé, traduisant une réaction du zirconium, gainant le combustible, avec l'eau.Roland45 (d) 1 avril 2011 à 19:21 (CEST)

Bonjour.Veuillez m'excuser,une partie de ma question était incohérente,ayant oublié qu'il y avait une source résiduelle,après l'arrêt de la réaction en chaîne.J'ai un esprit qui me pose souvent des questions quantitatives,et je trouve que les articles de Wikipedia ont des descriptions qualitatives,et manquent parfois de chiffres.C'est très subjectif.Cela dit,peut-être que mon info est présente (débit de refroidissement),mais que je ne l'ai pas retenue.--90.0.187.205 (d) 1 avril 2011 à 22:31 (CEST)

Ici il est question de 100 m3/h au bout de 3 mois, mais est-ce bien des mêmes mètres cubes ? En tout cas d'après ceci, le calcul du débit d'aspersion après arrêt du réacteur est très complexe et variable puisqu'il dépend du spectre de rayonnement gamma émis et donc de la concentration de chaque radionucléide. Je ne pense pas qu'il y ait une réponse unique et simple à la question.Roland45 (d) 2 avril 2011 à 08:32 (CEST)

Attention, il faut différencier deux choses : la puissance résiduelle en fonction des paramètres "atomiques" (rayonnements émis, produits de fission en présence...), qui décroit avec le temps, et le débit d'eau pour évacuer ladite puissance.

D'après le tableau ici : http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/larretdureacteur.htm, la puissance résiduelle après 1 mois est de 6 MWth pour un réacteur de 1300 MWe. Quel débit d'eau faut-il pour évacuer cette puissance ? Selon la relation P = Q.Cp.DT, si on met de l'eau à 20°C et qu'elle monte à 100°C, 6E6 = Q.4180.80 d'où Q = 18 kg/s (65 T/h). Ce calcul ne tient pas compte de la vaporisation, qui évacue encore 5x plus (là je vais faire le calcul de tête, à vérifier svp !) : P = Q(Cp.DT + Lv) donc 6E6 = Q(4180x80 + 2250E3) d'où Q = 2 kg/s = 7,6 T/h. Notons que pour Fukushima (c'est d'actualité), les réacteurs 2 et 3 font 700 MWe (deux fois moins que dans mon calcul), et le n°1 fait 400MWe.

Si le débit est supérieur au débit calculé, le combustible refroidit, mais s'il est inférieur sa T° augmente (et il entrera en fusion vers 1200°C). --Wirenth (d) 3 avril 2011 à 07:01 (CEST)

Liens externes modifiés

Bonjour aux contributeurs,

Je viens de modifier 1 lien(s) externe(s) sur Réacteur à eau bouillante. Prenez le temps de vérifier ma modification. Si vous avez des questions, ou que vous voulez que le bot ignore le lien ou la page complète, lisez cette FaQ pour de plus amples informations. J'ai fait les changements suivants :

• L'archive https://web.archive.org/web/20110726121309/http://world-nuclear.org/info/default.aspx?id=28749&terms=zircaloy a été ajoutée à http://world-nuclear.org/info/default.aspx?id=28749&terms=zircaloy

SVP, lisez la FaQ pour connaître les erreurs corrigées par le bot.

Cordialement.—InternetArchiveBot (Rapportez une erreur) 19 avril 2018 à 10:49 (CEST)

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L'Allemagne étant sortie du nucléaire en début d'année StonePandora (discuter) 24 octobre 2023 à 17:39 (CEST)