Palier P4 / P'4

Palier P4 / P'4
La centrale nucléaire de Paluel avec ses quatre réacteurs P4
Présentation
Type
Génération
II
Utilisation
Production d'électricité
Statut
Opérationnel
Propriétaire
Opérateur
Nombre de réacteurs
20 dont 8 P4 et 12 P'4
Concepteur
Framatome et EDF
Constructeur
EDF
Début des travaux
1977 à 1984
Mise en service
1985 à 1994
Caractéristiques
Combustible
Caloporteur
Modérateur
Neutrons
thermiques
Puissance thermique
3 817 MW
Puissance électrique
1 300 MW
Localisation
Localisation

modifier - modifier le code - modifier WikidataDocumentation du modèle

Carte des réacteurs nucléaires en France, ceux du palier P4 et P'4 apparaissent en violet.

Le réacteur de type P4 et P'4 est un réacteur nucléaire à eau légère de 2e génération développé par Framatome et EDF. Il fait partie de la filière des réacteurs à eau pressurisée (REP). Sa puissance thermique est de 3 817 MWth pour une puissance électrique nette de 1 300 MWe. Ainsi, ils sont souvent dénommés « REP 1 300 MW ».

Depuis , vingt réacteurs de palier P4 et P'4 sont en exploitation en France, pour une puissance cumulée d'environ 26 000 MWe, soit 41% de la puissance totale du parc nucléaire français.

Historique

Calendrier de construction des réacteurs de génération II en France. Ceux du palier P4 et P'4 apparaissent en bleu foncé.
Article connexe : Palier CP0 / CPY.

Le bon comportement des premiers réacteurs de 900 MW en service en France (appelés paliers CP0 et CPY), l'accroissement de la consommation électrique et la poursuite du programme électronucléaire français poussent EDF et Framatome à développer un nouveau "palier" de réacteurs plus puissants.

En réalité et avant même la fin de construction des deux réacteurs français de la centrale de Fessenheim, la Direction de l’Équipement d'EDF étudie depuis 1972 un nouveau palier de réacteur plus puissant de 1 200 MW. Le choix se porte finalement à l'été 1973 sur une puissance de 1 300 MW. L'augmentation de puissance unitaire permet notamment une économie d'échelle. Ce nouveau palier est nommé P4 pour "Pressurisé 4 boucles primaires". Les études aboutissent en 1976 et les quatre premiers réacteurs P4 « tête de série » sont commandés en 1977 à la centrale de Paluel. La chaudière nucléaire a pour référence américaine la centrale nucléaire de South Texas, mais le retard de construction de ces deux réacteurs (terminés respectivement en et ) aura pour conséquence que leur raccordement au réseau interviendra après celui de 12 réacteurs français de 1 300 MW.

Comme pour les 58 autres réacteurs nucléaires français de deuxième génération, la chaudière nucléaire est fournie par Framatome, et la salle des machines comprenant le groupe turbo-alternateur par Alsthom (depuis renommé Alstom).

Une étude comparative entre les coûts des réacteurs Fessenheim-1 et 2, et ceux de Paluel-1 est réalisée fin 1977, soit quelques mois après l'ordre d'exécution de la chaudière et du groupe turboalternateur de Paluel-1. Cette étude révèle que le coût du kWh produit par Paluel-1 serait supérieur de 50% à celui des réacteurs Fessenheim-1 et 2. Cette évolution serait principalement due : à 44% par la hausse des exigences de sûreté, à 21% par l'augmentation générale des prix, à 18% par un effet de site moins favorable à Paluel, et à 14% par l'augmentation des exigences de qualité de réalisation. La définition d'une variante du palier P4, nommée P'4, naît en avec pour objectif une diminution des coûts d'environ 10%, principalement permise par la réduction de la taille des bâtiments.

20 tranches sont commandées, et leur mise en service s'échelonne de 1985 à 1994, répartie en deux variantes :

Bien qu'appartenant au palier P4, les quatre réacteurs des centrales nucléaires de Saint-Alban et de Flamanville sont de conception hybride avec un îlot nucléaire similaire au palier P4, mais une salle des machines (comprenant le groupe turbo-alternateur) similaire au palier P'4. Ces deux centrales sont parfois appelées « palier H4 » pour Hybride 4 boucles. Cette conception mixte s'explique par un état d'avancement déjà trop important de l'îlot nucléaire (selon les plans du palier P4), lors de la décision de conversion du chantier vers des réacteurs de palier P'4. La salle des machines pourra elle être construite selon les plans du palier P'4.

Jusqu'à quatre réacteurs étaient prévus sur le site de chaque centrale. Mais le ralentissement du programme nucléaire français après le contre-choc pétrolier du début des années , la moins forte croissance de la consommation d'électricité et la perspective d'un surdimensionnement du parc nucléaire ont conduit à la réalisation de quatre réacteurs uniquement dans les centrales de Paluel et de Cattenom. Des travaux de terrassements pour une paire de réacteurs supplémentaires sont néanmoins réalisés dans les centrales de Flamanville, Penly et Golfech. Ces derniers auront permis une facilitation des travaux préparatoires pour l'EPR de Flamanville, et pour la paire d'EPR2 de Penly.

Un troisième et dernier palier de réacteur nucléaire français de deuxième génération plus puissant succèdera au palier P4/P'4 : le palier N4.

Amélioration comparativement aux réacteurs français de 900 MWe (palier CP0 et CPY)

Il s'agit essentiellement d'amélioration de puissance avec la réalisation d'une cuve plus grande emportant un plus grand nombre d'assemblages combustibles (193 contre 157 pour les réacteurs de 900 MW). Du fait de l’augmentation de puissance, le nombre de boucles du circuit primaire et donc de générateurs de vapeur est porté de trois à quatre, afin de disposer d’une capacité de refroidissement et d'extraction de chaleur plus élevée. Ce changement majeur donne son nom à ce palier : pressurisé 4 boucles (primaires) ou P4. Enfin, les mécanismes de contrôle-commande électromécanique des réacteurs de 900 MW sont remplacés dans le palier P4/P'4 par un contrôle-commande à logique numérique appelé « Controbloc ».

Le deuxième champ d'amélioration concerne la sûreté des réacteurs. Le cœur du réacteur est désormais dans une enceinte de confinement à double paroi : une interne en béton précontraint de 120 cm d'épaisseur et une externe en béton armé de 55 cm. Les éventuelles fuites de l'enceinte interne sont récupérées, puis filtrées dans l'espace inter-enceinte. Comme pour les derniers réacteurs de 900 MW construits (Saint-Laurent, Chinon et Cruas qui constituent le palier CP2), la disposition du groupe turbo-alternateur est radiale par rapport au bâtiment réacteur, évitant la projection de débris sur le bâtiment réacteur en cas d'éclatement accidentel de la turbine.

Différence entre les réacteurs P4 et P'4

Plan de masse des réacteurs nucléaires au CNPE de Cattenom. En rouge, l'axe des groupes turboalternateurs, différent entre les deux paires
Plan de masse des réacteurs nucléaires au CNPE de Paluel. En rouge, l'axe des groupes turboalternateurs, parallèle entre les deux paires.

Les différences entre les deux paliers P4 et P'4 sont faibles. Elles concernent essentiellement la taille et la disposition des bâtiments, le bâtiment du combustible nucléaire et la conception de certains circuits :

  • taille des bâtiments : par rapport au palier P4, l'enceinte de confinement du palier P'4 voit son diamètre passer de 45 à 43,8 mètres et sa hauteur de 59 à 50 mètres ; la salle des machines est raccourcie d'une dizaine de mètres,; le Bâtiment des Axillaires Nucléaires (BAN) est également plus petit;
  • disposition des bâtiments : le bâtiment réacteur et le groupe turbo-alternateur ont également des configurations légèrement différentes l'un par rapport à l'autre, afin de limiter au mieux le risque de projection d'éléments de la turbine sur des zones sensibles en cas d'éclatement de cette dernière. Toujours dans cet objectif, et contrairement à Paluel (palier P4, image de droite) où les quatre réacteurs sont tous parallèles, une disposition en éventail est choisie pour les deux paires de réacteurs de Cattenom (palier P'4, image de gauche),;
  • conception de certains circuits : le tracé de certains circuits est modifié, ainsi que le piquage (c'est-à-dire la zone de raccordement) du circuit d'injection de sécurité, dit circuit RIS, sur le circuit primaire,.

Caractéristiques techniques

Caractéristiques techniques des réacteurs du palier P4/P'4,,
Section Indicateur Réacteur P4 Réacteur P'4
Puissance Puissance électrique nette 1 320 MW
Puissance électrique brute 1 370 MW
Puissance thermique nominale 3 817 MWth
Rendement 34,1 à 35 %
Enceinte de confinement Type double enceinte
Enceinte interne Béton précontraint
Peau d'étanchéité sans
Diamètre intérieur 45 mètres 43,8 mètres
Épaisseur de paroi interne 0,90 mètre 1,2 mètre
Épaisseur du dôme interne 0,87 mètre 0,82 mètre
Volume intérieur total 98 000 m3 83 700 m3
Enceinte externe Béton armé
Épaisseur de paroi externe 0,55 mètre
Épaisseur du dôme externe 0,40 mètre
Hauteur totale 71,9 mètres 61,8 mètres
Circuit primaire Pression de fonctionnement 15,5 MPa
Température de l'eau à l'entrée de la cuve 292,8 °C
Température de l'eau à la sortie de la cuve 328,7 °C
Nombre de boucles 4
Volume du circuit primaire (avec pressuriseur) 399 m3
Cuve Diamètre intérieur 4 394 mm
Hauteur totale 13,6 mètres
Épaisseur de la paroi à hauteur du cœur 220 mm
Matériau acier 16MND5
Masse totale à vide 435 tonnes
Générateur de vapeur Nombre 4
Pression vapeur en sortie de GV à pleine charge 64,8 bars (abs)
Température en sortie de GV 281 °C
Débit de vapeur par GV 1 909 t/h
Surface d'échange 6 940 m2
Hauteur totale 22,3 mètres
Masse totale (sans eau) 438 tonnes
Cœur Combustible Pastilles cylindriques d'UO2
Diamètre des pastilles 8,2 mm
Diamètre externe des crayons 9,5 mm
Hauteur active des crayons 4 270 mm
Matériaux de gainage des crayons Zircaloy
Nombre de crayons par assemblage 264
Nombre d'assemblages de combustible dans le cœur 193
Puissance linéique moyenne à puissance nominale 170,5 W/cm
Contrôle de la réactivité Nombre de grappes de contrôle 65
Matériau absorbant grappes hybrides Ag.In.Cd et B4C
Pompe primaire Débit nominal par pompe 23 325 m3/h
Puissance à l'accouplement à chaud 5 910 kW
Hauteur manométrique totale 96,6 mètres
Groupe turboalternateur Modèle de turbine Arabelle
Nombre de corps haute pression 1
Nombre de corps basse pression 3
Vitesse de rotation du groupe turboalternateur 1 500 tr/min

Centrales nucléaires françaises pourvues de réacteurs P4 et P'4

Les caractéristiques des réacteurs sont données dans les tableaux ci-après ; les données sont principalement issues de la base de données PRIS (Power Reactor Information System) de l’Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) qui définit ainsi les termes :

Le début de construction correspond à la date de coulage des fondations du bâtiment réacteur. Une tranche (nom utilisé pour un réacteur complet) est considérée comme opérationnelle après son premier couplage au réseau électrique. La mise en service commerciale est le transfert contractuel de l’installation du constructeur vers le propriétaire ; intervenant en principe après réalisation des tests réglementaires et contractuels, et après fonctionnement continu à 100 % pendant une durée définie au contrat de construction.

Liste des réacteurs du palier P4 et P'4
Palier Lieu / Nom Unité Puissance Début des travaux Première divergence Premier raccordement au réseau Mise en service commercial Refroidissement (source froide)
Nette
[MWe]		 Brute
[MWe]		 Thermique
[MWth]
P4 Flamanville 1 1 330 1 382 3 817 mer (Manche)
2 1 330 1 382 3 817
Paluel 1 1 330 1 382 3 817 mer (Manche)
2 1 330 1 382 3 817
3 1 330 1 382 3 817
4 1 330 1 382 3 817
Saint-Alban 1 1 335 1 381 3 817 fleuve (Rhône)
2 1 335 1 381 3 817
P'4 Belleville 1 1 310 1 363 3 817 Tour aéroréfrigérante (TAR) (Loire)
2 1 310 1 363 3 817
Cattenom 1 1 300 1 362 3 817 TAR (Moselle)
2 1 300 1 362 3 817
3 1 300 1 362 3 817
4 1 300 1 362 3 817
Golfech 1 1 310 1 363 3 817 TAR (Garonne)
2 1 310 1 363 3 817
Nogent 1 1 310 1 363 3 817 TAR (Seine)
2 1 310 1 363 3 817
Penly 1 1 330 1 382 3 817 mer (Manche)
2 1 330 1 382 3 817

Coût de construction

L'évaluation précise des coûts de construction dépend de la méthode d'évaluation de ces derniers. En 2012, la Cour des comptes publie un rapport sur les coûts de construction du parc nucléaire français de deuxième génération, à partir des données de dépenses d'EDF. La construction des 20 réacteurs du palier P4 et P'4 est évaluée à 32,3 milliards d'euros2010, soit une moyenne de 1,79 milliard d'euros2010 par réacteur.

On note un coût environ 30% plus cher pour la première paire de réacteur P4 (Paluel 1 et 2) et la première paire de réacteur P'4 (Cattenom 1 et 2), dû à l'effet "tête de série", qui désigne le premier réacteur construit d'un nouveau modèle. Il est attendu que, dans une certaine mesure, les délais et coûts de construction soient supérieurs à ceux annoncés initialement, du fait de la survenue d'événements imprévus lors de la construction ou de la mise en service. Les réacteurs suivants du même modèle bénéficient du retour d'expérience du réacteur tête de série, permettant une baisse des coûts et des délais, un effet encore amplifié par l'éventuelle économie d'échelle.

Exploitation, cycle et gestion du combustible

Pilotage du réacteur : le mode G

Le mode de pilotage du cœur des REP 1 300 MW est depuis leur mise en service le « mode G » (pour gris). Ce mode de pilotage est développé sur les réacteurs du palier précédent (CP1 et CP2 de 900 MW) afin d'offrir un pilotage plus « souple » du réacteur. En effet, le mode utilisé jusqu'alors était celui initialement développé par Westinghouse et appelé « mode A ». Ce dernier rend plus difficile les variations de puissance du réacteur, notamment les ré-augmentations au fur et à mesure de l'avancée dans le cycle et de l'épuisement du combustible.

La place de plus en plus prépondérante de l'énergie nucléaire dans le mix électrique français, a poussé EDF à devoir être en mesure de réaliser plus de variation de puissance sur ses réacteurs, afin de maintenir l'équilibre du réseau électrique (manœuvre appelé suivi de charge). EDF et Framatome conçoivent à partir de 1984 le mode G, autorisant des variations de puissance plus fréquentes et plus rapides. Ce mode G est permis par le rajout dans le cœur du réacteur de grappes de commande dites grises, qui sont des absorbeurs de neutrons, mais moins puissantes que les grappes noires utilisées jusque là seules en mode A.

Ces modifications sont le premier élément de conception à s'éloigner de la licence de Westinghouse, et sont associées à une amélioration des systèmes de surveillance et de protection du cœur du réacteur, ainsi qu'à une augmentation des marges de protection et de sûreté.

Cycle et gestion du combustible

De la gestion standard à la gestion « GEMMES »

Initialement, les REP 1 300 MW sont exploités avec un renouvellement « standard » du combustible, forme utilisée pour les études de sûreté à la conception:

  • la durée de fonctionnement entre deux arrêts pour rechargement est de 12 mois,
  • le cœur du réacteur est rechargé par tiers (64 assemblages combustibles sur 193),
  • les assemblages combustibles sont uniquement faits de 264 crayons d'uranium faiblement enrichi à 3,10%.

Les années 1990 sont marquées par un allongement des durées d'arrêt de réacteur (pour rechargement ou maintenance). Cet accroissement est principalement expliqué par un volume de maintenance en hausse dû au vieillissement du parc, et à des maintenances plus complexes de gros composants. Ce phénomène entraine un durcissement des contraintes matérielles et humaines sur chaque site avec des maintenances simultanées sur plusieurs réacteurs.

Pour pallier ce problème, EDF décide après plusieurs évaluations économiques d'une nouvelle gestion du combustible pour les REP 1 300 MW, appelée gestion « GEMMES »:

  • la durée de fonctionnement entre deux arrêts pour rechargement est allongée à 18 mois,
  • le cœur est toujours rechargé par tiers (56 assemblages combustibles + 8 assemblages dit gadolinés),
  • les 56 assemblages combustibles sont uniquement fait de 264 crayons d'uranium faiblement enrichi à 4% ; et les 8 assemblages gadolinés sont faits de 252 crayons d'uranium enrichi à 4% + 12 crayons constitués d'un mix d'uranium naturel et de 8% de gadolinium. Ce dernier est un « poison neutronique  » permettant de compenser l'excès de réactivité en début de cycle induit par l'enrichissement plus important de l'uranium à 4%.

Cette gestion GEMMES est expérimentée avec succès en 1996 sur le réacteur no 4 de la centrale de Cattenom, puis étendue à tous les autres REP 1 300 MW depuis 1999.

Études de la gestion « GALICE »

La gestion GALICE (pour Gestion avec augmentation limitée de l’irradiation pour le combustible en exploitation) est développée dans les années 2000 pour les REP 1 300 MW. Elle a pour objectif d'accroitre le taux d'utilisation de l'uranium dans le réacteur (augmentation de la combustion massique maximale à 62 GWjour/tonne contre 52 GWj/t en gestion GEMMES). Elle est caractérisée par,:

  • l’utilisation d’assemblages combustibles à base d’uranium faiblement enrichi à 4,5% ;
  • un cœur rechargés par 20 assemblages combustibles + 36 assemblages gadolinés ;
  • 20 assemblages combustibles sont uniquement faits de 264 crayons d'uranium faiblement enrichi à 4,5% ; et les 8 assemblages gadolinés sont faits de 252 crayons d'uranium à 4,5% + 12 crayons constitués d'un mix d'uranium faiblement enrichi à 2,7% et de 8% de gadolinium.

La gestion GALICE est testée en 2009 sur le réacteur no 2 de la centrale nucléaire de Nogent-sur-Seine, mais des anomalies apparaissent dès le début des années 2010 : la déformation de certains assemblages combustibles empêche la bonne insertion de grappes de contrôle à l'intérieur de ces derniers. De nouveaux assemblages combustibles sont utilisés, avec des matériaux renforcés devant être moins sujets aux déformations, mais sans succès. Des « temps de chute de grappes » (test de sûreté important sur la durée de chute des grappes dans le réacteur en cas d'arrêt d'urgence, normalement inférieur à quelques secondes) anormalement longs sont observés en 2012 et 2013. La gestion GALICE est abandonnée en 2014 et les REP 1 300 MW restent exploités en mode GEMMES,.

Utilisation de combustible Mox

Initialement, les réacteurs du palier P4/P'4 ne sont pas qualifiés pour utiliser du combustible MOX, composé d'uranium naturel (ou d'uranium appauvri) et de plutonium. À partir de fin 2021, EDF instruit auprès de l'ASN (ASNR depuis ) une demande d'expérimentation d'utilisation de combustible MOX. En , EDF est autorisée à utiliser, à titre expérimental, quatre assemblages de combustible MOX dans le réacteur no 4 de la centrale nucléaire de Paluel,.

Maintenance et sûreté

Phénomène de corrosion sous contrainte de 2022

Lors de la deuxième visite décennale du réacteur Civaux 1 fin 2021, des microfissures sont détectées à proximité de soudures sur les circuits d’injection de sécurité (dit circuit RIS) en lien avec un phénomène de corrosion sous contrainte (CSC). Ils permettent, en cas d'incident sur le circuit primaire, l'injection d'eau borée afin d'éviter la fusion du cœur. Un circuit RIS est fait d'un tuyau en acier de 3 cm d’épaisseur et 30 cm de diamètre.

Les réacteurs les plus sensibles à cette CSC "générique" sont les 16 réacteurs de dernière génération, soit :

  • les quatre réacteurs du palier N4, tous atteints par le phénomène de CSC au niveau de leur circuit RIS et/ou RRA (Refroidissement du Réacteur à l'Arrêt) ;
  • les douze réacteurs du palier P'4, certains atteints et d'autres non (cf tableau infra) au niveau de leur circuit RIS uniquement.

La conception légèrement différente des circuits RIS des réacteurs P4 semble expliquer en partie leur moindre sensibilité au phénomène de CSC.

Dans un premier temps, les contrôles sont destructifs avec une découpe systématique des tronçons de tuyauterie suspects d'être atteint de CSC, analyse en laboratoire et remplacement par des tuyauteries neuves. Cela entraîne un arrêt prolongé et non programmé de plusieurs réacteurs durant l'essentiel de l'année 2022, participant à la faible disponibilité du nucléaire français, le tout dans un contexte de crise énergétique mondiale. À partir de , l'ASN valide un procédé de contrôle non-destructif développé par EDF à base d'ultrasons et de radiographies, évitant la découpe et le remplacement de portions saines,. En , EDF annonce le remplacement préventif de toutes les portions de tuyauterie potentiellement affectées dans tous les réacteurs P'4 non contrôlés jusqu'alors.

Bien qu'appartenant au palier P4, les deux réacteurs Flamanville 1 et 2 ont été intégrés au périmètre des premières recherches de CSC : début 2022, EDF ne sait pas encore quels réacteurs sont potentiellement atteints. Ces contrôles ont permis de valider les procédés de contrôle non-destructif.

Liste des réacteurs affectés par le phénomène et état des réparations,.
Nom Recherche effectuée CSC averée Méthode de réparation des lignes RIS Remarque
Flamanville-1 terminée non connue Remplacement des sections retirées pour analyse
Flamanville-2 terminée non* Remplacement des sections retirées pour analyse *Une soudure a été reprise, en lien avec un défaut de soudage initial, et non dû au phénomène de CSC « générique » recherché.
Belleville-1 terminée non connue Remplacement préventif complet
Belleville-2 terminée non connue Remplacement préventif complet
Cattenom-1 terminée non, Réparation de deux soudures d'une ligne RIS fin 2022 Remplacement préventif complet des trois autres lignes RIS début 2023.
Cattenom-2 terminée non, Remplacement préventif complet
Cattenom-3 terminée oui, Remplacement complet des quatre lignes RIS Présence sur une ligne RIS d'une fissure due à la CSC de 1 à 2 millimètres, et d'une autre de 4 millimètres due à de la fatigue thermique.
Cattenom-4 terminée non, Remplacement des sections retirées pour analyse en 2022 Remplacement préventif complet des quatre lignes RIS lors de la 4ème visite décennale en 2024
Golfech-1 terminée non Remplacement préventif complet
Golfech-2 terminée non Remplacement préventif complet
Nogent-1 terminée non connue Remplacement préventif complet
Nogent-2 terminée non connue Remplacement préventif complet
Penly-1 terminée oui Remplacement des sections concernées par la CSC Présence d'une fissuration plus importante de 23 mm sur une soudure d'une ligne RIS anciennement réparée 2 fois.
Penly-2 terminée oui Remplacement des sections concernées par la CSC

Changement des générateurs de vapeur

Les REP 1 300 MW sont chacun équipés de quatre générateurs de vapeurs (GV). Les faisceaux tubulaires de ces derniers sont sujets à des phénomènes de dégradation pouvant entrainer des fuites entre les circuits primaire et secondaire. Lorsque les contrôles annuels montrent un risque de fuite, le (ou les) tube(s) concerné(s) est (sont) bouché(s). Lorsque la proportion de tubes bouchés atteint un niveau jugé inacceptable par EDF (perte de rendement et/ou dégradation de la sûreté), les générateurs de vapeur de la tranche concernée sont remplacés. La durée de vie d'un GV est d'environ 35 à 40 ans. Les premiers réacteurs du palier P4/P'4 bénéficiant d'un remplacement de leurs quatre GV, sont Flamanville-1 en 2022/2023, puis Flamanville-2 en 2025/2026,.

Galerie d'images

Références

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Voir aussi

Articles connexes

Liens externes