CARACTERISTIQUES ET PROBLEMES DE

PREMIER
MINISTRE
COMMISSARIAT
C E A - R
2690
A
L'ÉNERGIE ATOMIQUE
CARACTERISTIQUES ET PROBLEMES
DE CONSTRUCTION D'EL 4
par
Rémy CARLE, Pierre SCHULHOF
COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE
Philippe SEVIN
ELECTRICITE DE FRANCE
Jean BUTTIN
SOCIETE INDATOM
Rapport C E A - R
2690
Genève 1964, A Conf. 28/P/ 40
1964
Ba
C E N T R E
D ' E T U D E S
NUCLÉAIRES DE FONTENAY-aux-ROSES
CEA-R 2G90 - CARLE Rémy, SCIIULHOF Pierre, SEVIN Philippe, BUTTIN Jean,
CARACTERISTIQUES ET PROBLEMES DE CONSTRUCTION D'EL4.
Sommaire. EL 4 est le prototype d'une filière originale de réacteurs modérés à
l'eau lourde et refroidis au gaz carbonique. Son étude a été menée dans la double optique de :
- réaliser un réacteur suffisamment important et complet pour y tester l'ensemble des problèmes de construction et d'exploitation de la filière.
- ménager dans l'installation les possibilités de tenir compte deB améliorations
(matériaux nouveaux, éléments combustibles améliorés) qui sont étudiées par
ailleurs.
Le premier objectif n'était envisageable que sous réserve d'un volume
d'études préliminaires important. A ce titre, ont été réalisés et essayés de
1962 à 1964 plusieurs canaux prototypes, hors pile, mais dans les conditions
réelles de température et de pression. Ces essais ont montré la bonne tenue . / .
CEA-R 2690 - CARLE Rémy, SCHULHOF Pierre, SEVIN Philippe, BUTTIN Jean,
CHARACTERISTICS AND CONSTRUCTION PROBLEMS OF EL 4.
Summary. EL 4 is the prototype of a new series of reactors moderated with
heavy water and cooled by carbon dioxyde. It was studied with a double purpose :
- to realize a sufficiently large and complete reactor for testing the problems
of construction and operation of this type of reactors.
- to keep in this installation the possibility of adapting the improvements
(new materials, improved fuel elements) studied in the R. and D. program.
The first objective could not be considered without a considerable
volume of preliminary work. This work included particularly the construction
and testing from 1962 to 1964 of several prototype channels, out of pile, but
under the actual temperature and pressure conditions. These tests showed
the proper behaviour of the materials under the severe mechanical and chemical conditions of the reactor.
. /.
N
des matériaux aux difficiles conditions mécaniques et chimiques du projet. Ces
installations seront d'ailleurs disponibles pour éprouver, avant mise en pile,
les modifications ultérieures. D'importants essais touchant la sécurité du réacteur en cas d'explosion du circuit de CO-, ont été réalisés.
La construction proprement dite a démarré en juillet 1962, sous la
double direction du Commissariat à l'Energie Atomique et de l'Electricité de
France. La phase de génie civil s'achèvera en 1964. L'enceinte étanche (dans
laquelle, compte tenu du caractère prototype du réacteur, il a été jugé préférable de l'enfermer) a été réalisée en béton précontraint, méthode apparaissant,
comme particulièrement rapide et élégante.
La pièce maîtresse du réacteur est la cuve destinée à recevoir l'eau
lourde. Cette cuve consiste en 2 fonds entretoisés par 216 fourreaux et reliés
par une virole. Des problèmes de soudure difficiles, compte tenu des spécifications imposées
ont été résolus dans la fabrication des fonds. Un contrôle
sévère par radiographie et méthodes ultrasoniques a été adapté à une géométrie
• /•
These installations will, furthermore, be available for testing further
modifications before adapting them to the reactor. Important tests concerning
the safety of the reactor in the avent of an explosion of the CO circuit have
2
also been carried out.
Construction itself began in July 1962 under the double direction of
the Commissariat à l'Energie Atomique and E'ectricité de France. The civil
engineering work will be finished in 1964. The airtight containment (in which
it was considered preferable to house the reactor because of its prototype
character) was built in pre-stressed concrete, a method which appeared to be
particularly rapid and easy.
The main piece of the reactor is the heavy water tank. This tank is
composed of two double end plates equipped with 216 tubes and joined by a steel
cylinder. Some difficult welding problems according to the specifications were
solved during the construction of these bottoms. A rigorous series of controls
by radiographie and ultrasonic methods was adapted to a complicated geometry.
The assembly of the reactor unit, and particularly of the array of tubes supplying. /.
CEA-R 2690 - Suite 3
compliquée. Le montage de l'ensemble du bloc réacteur, et en particulier du
réseau des tubulures destinées â alimenter les 216 canaux, a fait l'objet d'une
étude détaillée et d'essais approfondis du type de raccord retenu. L'ensemble
du circuit est réalisé en matériaux relativement classiques (aciers faiblement
alliés) dont la tenue au gaz carbonique à 500° a été vérifiée.
Le montage des circuits de CO_ et d'eau lourde débutera en octobre
1964.
Des essais aérodynamiques ont été effectués sur les soufflantes hélico
centrifuges (d'une puissance unitaire de 9 MW). L'adoption d'une pression aussi
2
élevée que 60 kg/cm ne semble pas devoir poser de problèmes nouveaux dans
l'étanchéité sur l'arbre des machines.
Enfin le choix d'un type d'échangeur CCL - eau vapeur à circulation
forcée a amené l'Electricité de France à tester le fonctionnement et la stabilité
d'un échangeur prototype dans ses installations d'essais. La Centrale sera équiCEA-R 2690 - Suite 3
the 216 channels, was studied in every detail and the connections to be employed
were tested. The whole circuit is made in fairly classical materials (slightly
alloyed steels) whose behaviour in the carbon dioxyde at 500°C was proved.
The CO, and heavy water circuits construction will begin in October
1964.
Aerodynamic tests were carried out for the helico-centrifugal blowers
2
(of unit power 9 MW). The choice of a pressure as high as 60 kg/cm does not
seem to induce new problems in connection with leaks on the machine shafts.
Finally, the choice of a type of CO? - steam heat exchanger with
forced circulation led Electricité de France to test the operation and stability
of a prototype exchanger in its test plant
The reactor will be equipped with a
depressurizing and desuperheating system .vhich will allow the reactor to operate at 20 p. 100 of its nominal power whether the turbo-alternator is available
or not.
• /•
pée d'une installation de détente-dôsurchauffe permettant le fonctionnement du
réacteur à 20 p. 100 de la puissance nominale, indépendamment des indisponibilités du groupe turbo-alternateur.
1964 - Commissariat à l'Energie Atomique - France
1964 - Commissariat à l'Energie Atomique - France
16 p.
16 p.
Les rapports du COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE sont, à partir du n<> 2200,
en vente à la Documentation Française, Secrétariat Général du Gouvernement, Direction de
la Documentation, 16, rue Lord Byron, PARIS VHIème.
The CE,A. reports starting with n° 2200 are available at the Documentation Française,
Secrétariat Général du Gouvernement, Direction de la Documentation, 16, rue Lord Byron,
PARIS VHIème.
CARACTERISTIQUES ET PROBLEMES DE CONSTRUCTION DtEL4
par
Rémy CARLE et Pierre SCHULHOF,
Commissariat à l'Energie Atomique
Philippe SE VIN, Electricité de France
Jean BUTTIN, Société Indatom
C'est en 1958 que furent entreprises les premières études françaises concernant un type de réacteur susceptible d'être développé à moyen terme parallèlement à la filière gaz-graphite. Ainsi qu'il a déjà été exposé par ailleurs QJ p j ,
la combinaison de la modération par eau lourde et du refroidissement par gaz carbonique à haute pression, offrait de prime abord de grands avantages :
- économie de neutrons très favorable, permettant l'emploi d'oxyde d'uranium
naturel, sous une puissance spécifique importante.
- propriétés thermodynamiques intéressantes (en particulier bon rendement
du cycle de vapeur approchant les performances des centrales thermiques conventionnelles et permettant d'utiliser la technologie correspondante).
- conjonction des deux principales expériences acquises en France en matière
de gros réacteurs.
Le concept résultant de ce double choix et d'un certain nombre d'autres options
telles que : horizontalité des canaux de combustibles, emploi de tubes de force
(froids) de préférence aux caissons, amenée et évacuation du gaz carbonique par
tubulures individuelles, n'en soulevait pas moins 'de graves difficultés :
- juxtaposition d'un fluide à haute température et d'un modérateur maintenu
froid.
- emploi de matériaux de structure nouveaux dans des conditions difficiles.
- mise en oeuvre d'un élément combustible original, gainé en matériaux
peu absorbants tels que le béryllium.
- problème de sécurité lié à l'emploi d'un gaz à pression élevée.
Un programme de recherche et d'essais [2J J4J [S / fut entrepris en 1959 et
se poursuit encore aujourd'hui sur certains points. Des 1961, les expériences faites permettaient d'assurer que l'emploi du zircaloy ne devait pas soulever de problèmes sérieux. C'est en juin 1962 que furent choisis les types de jonction destinés
à lier de façon étanche (à l'eau et au gaz) les tubes de force en zircaloy et la cuve
en acier inoxydable. L'isolement thermique destiné à maintenir froids les tubes de
force fut développé dans 2 voies distinctes : tube composite à base de magnésie,
structure nid d'abeilles J5j : fin 1963, cette deuxième solution fut définitivement
choisie comme solution de base. Quant au combustible, il fut l'objet d'un programme très étendu touchant les propriétés de la gaine, le type d'assemblage. Il se révéla assez rapidement que le béryllium soulevait de nombreuses difficultés d'ordre
fondamental (en particulier fragilité et corrosion) ; il fut décidé alors, tout en poursuivant l'effort de recherche sur ce métal féTj , de mettre au point un combustible
provisoire légèrement enrichi et gainé en acier inoxydable destiné à assurer en
tout état de cause le démarrage du prototype. En mai 1964 des éléments combustibles de cette première charge vont être placés dans 4 boucles de Pégase, pour y
être irradiés dans les conditions réelles de température, de pression et de puissance
spécifique ; des combustibles gainés en matériaux moins absorbants (béryllium, alliage de zirconium) suivront en 1965.
Enfin, en mai 1962, furent mis en fonctionnement 2 canaux prototypes reproduisant en vraie grandeur l'ensemble des structures du canal telles qu'elles étaient
alors définies. Des essais sous conditions variables et des essais d'endurance ont
permis de montrer que les performances des matériaux, à la température moyenne
nominale et sous pression,étaient conformes aux prévisions ; en particulier la perte de calories dans l'eau lourde fut vérifiée avec les 2 isolements thermiques retenus.
Ces essais apportent aujourd'hui à la réalisation d'EL 4 une sécurité incontestable. Il va d'ailleurs être réalisé en juillet 1964 un 3 canal prototype, reproduisant
les caractéristiques définitives du canal ; ce canal sera ensuite transporté sur le
site du réacteur ; il permettra l'essai avant introduction en pile de tout aménagement ultérieur des canaux et également l'entretien et les essais des dispositifs de
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manutention des éléments combustibles.
1° - LE REACTEUR PROTOTYPE
Dès le début de ce programme, il était évident que la confirmation des possibilités de la filière ne pouvait être acquise sans la réalisation d'un prototype.
Le développement parallèle des réacteurs modérés au graphite et la nécessité de
disposer d'éléments de comparaison valables, au phis tard vers 1966-1968, imposaient au Commissariat à l'Energie Atomique de ne pas multiplier les étapes et
de réaliser tout de suite, grâce aux assurances données par les études préliminaires, un ensemble industriel comportant une certaine production d'électricité,
qui fut fixée à un ordre de grandeur de 100 MW.
Les délais de réalisation amenèrent à figer les caractéristiques du réacteur
en 1961 (l'avant-projet fut terminé en décembre 1961, f4j ) ; il importait alors de
conserver à cet ensemble la souplesse nécessaire et des possibilités très variées.
EL 4 ne doit pas être considéré seulement comme un réacteur de moyenne puissance^mais surtout comme un véritable banc d'essai de la filière.
En voici les principaux exemples :
a) Le réacteur pourra recevoir des éléments combustibles de types variés,
gainés en béryllium, en alliages de zirconium, en fer-aluminium. Dès le démarrage du réacteur, un certain nombre de canaux seront donc chargés en éléments
avancés. De ce point de vue, la disposition par tubes de force et tubulures indivi- .
duelles peut se prêter facilement dans certaines limites, à des conditions particulières de refroidissement ou d'irradiation.
b) Corrélativement, le dispositif de manutention a été voulu particulièrement
simple : ringard rigide, à vision directe et accessible en tous temps pour s'adapter à des types divers d'éléments combustibles.
c) Des facilités pour examiner certains combustibles et les remettre en pile
sont prévues. Un petit laboratoire chaud permet un examen plus complet des combustibles définitivement usés.
d) L'ensemble des structures internes du canal (isolement thermique, tube
de guidage, cliquet de retenue des éléments combustibles) a été conçu facilement
démontable.
e) A un degré moindre, le tube de force est également démontable, ainsi
que l'ont prouvé la mise .au point et l'essai des appareillages à distance correspondants.
*«
-
3 -
, f) Deux types de jonctions zircaloy-acier inox ont été retenus, seule l'expérience à long terme sous flux pouvant éventuellement les départager,
g) Le circuit de gaz carbonique a reçu la souplesse maximum que lui procurent trois soufflantes installées, les conditions transitoires de refroidissement
de ce type de réacteur restant à adapter aux possibilités des éléments combustibles, malgré les programmes de simulation déjà effectués sur machines analogiques.
h) Le système de détection de rupture de gaine a été muni de deux types de
détecteurs en série, l'évolution de la rupture d'un combustible très irradié en
oxyde en présence de gaz n'étant pas complètement élucidée actuellement.
i) Différents types de contrôle seront expérimentés sur le réacteur :• à
coté des barres absorbantes traditionnelles, le Commissariat a développé un système de "barres gazeuses", agissant par variation de pression dans un mélange
d'hélium-3 et permettant une absorption uniforme tout le long du tube le contenant ;
des essais dynamiques ont démontré la validité hors pile de ce système pour la
compensation des empoisonnements à longue période. L'empoisonnement du modérateur par un sel absorbant, sera également expérimenté, nos préférences allant
actuellement aux composés de lithium enrichis en Li 6 qui ne donnent aucune activation du circuit.
j) Enfin, le système de contrôle-commande devait tenir compte de l'automatisme relativement développé des centrales modernes mais sans compromettre
une très grande souplesse (certaines expériences exigeront en effet d'abandonner
les automatismes, les programmes de démarrage et d'arrêt ne seront fixés
qu'à l'issue d'essais de fonctionnement importants et pourront varier au cours
de l'existence de la pile). Par ailleurs, les périodes d'essais exigeront le dépouillement de mesures nombreuses. D'où d'une part, un traitement centralisé
d'informations relativement puissant, d'autre part, un système d'automatismes
par enchaînement de sous-séquences commandé par programmateur ; d'où enfin
des possibilités de commande pas à pas, de l'ensemble de l'installation à partir
d'un bloc secondaire.
Cette volonté de disposer d'un outil aussi complet que possible a évidemment entraîné un prix relativement élevé de l'installation, qui est par ailleurs
loin de la taille optimum de la filière. Cette philosophie pourra également pendant
«°
- 4 -
les premieres années, détourner l'exploitation du simple but de produire des kWh
au profit d'un programme d'essais neutroniques et thermodynamiques tant à basse
puissance qu'à pleine puissance. Le Commissariat à l'Energie Atomique a démarré en 1964 un programme d'études d'exploitation, qui traitera en particulier du
passage du chargement initial au chargement à l'équilibre, suivant les principes
de chargement et déchargement continus déjà développés dans G2 et G3.
La description de l'installation a déjà été publiée | 4 ,
8» 9] ; nous rappelons
ici les principales caractéristiques de la Centrale :
Caractéristiques principales d'EL 4
Puissance thermique nominale évacuée par le gaz carbonique
242 MW
Puissance électrique
73 (77) MW
Puissance spécifique moyenne :
1) gaines acier + UO enrichi à 1, 4 %
ù
grappes de 19 crayons de 11 mm de diamètre
17 MW/T
2) gaines béryllium + UO naturel ;
\
Lé
grappes de 19 crayons de 13 mm de diamètre
12, 2 M f / T
Température d'entrée du gaz
235 (260)° C
Température de sortie du gaz
475 (5 00)° C
Pression du gaz à l'entrée du réacteur
60 kg/cm 2
Pression de vaporisation dans le circuit secondaire
69 (83)kg/cm2
Nombre de canaux du réacteur
216
Pas du réseau carré
234 mm
Volume d'eau lourde dans la cuve
73, 4m3
2° - LES PRINCIPAUX PROBLEMES DE CONSTRUCTION
La construction d'EL 4 ayant débuté mi 1962, et devant se poursuivre
jusqu'en 1966, il est prématuré d'en tirer une conclusion générale. Nous n'indiquerons donc ci-dessous que les points les plus saillants de notre expérience
actuelle.
Rappelons que cette réalisation est dirigée conjointement par le Commissariat à l'Energie Atomique, plus spécialement chargé des installations du coeur,
des circuits primaires et de la manutention, et par l'Electricité de France, chargée du circuit eau vapeur et des installations d'évacuation de l'énergie (partage
des responsabilités déjà appliqué à Mar coule). La coordination des études et de
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la réalisation, ainsi que la direction du chantier, sont assurées par la Société
Indatom, Architecte Industriel, seul représentant des Maîtres de l'Oeuvre visà-vis des chargés d'études, constructeurs et entrepreneurs.
a) Génie civil
Parmi les ouvrages de génie civil de l'ensemble EL 4, le plus original est
sans conteste le bâtiment de la pile. Compte tenu du caractère prototype du réacteur, il a été en effet jugé préférable de l'enfermer dans une enceinte étanche
destinée à contenir les gaz radioactifs en cas de fuite accidentelle et calculée
pour résister à la pression intérieure en cas d'accident maximal hypothétique.
Cet accident maximal est, pour EL 4, la rupture d'un collecteur de CO_ assoù
ciée à une rupture sur le circuit vapeur : la pression d'équilibre correspondante
s'élève à environ 0, 6 k g/cm2, la température prise en compte étant de 80° C.
La solution choisie, et réalisée par les Entreprises Campenon Bernard,
réside dans la construction d'une enceinte étanche en béton précontraint. Cette
enceinte cylindrique a un diamètre intérieur de 46 m et une hauteur totale de
5 6 m. L'étanchéité réalisée par le béton précontraint est améliorée par une peinture intérieure bien que les expériences faites tendent à prouver que l'étanchéité
du béton serait suffisante. L'accès à l'intérieur de l'enceinte n'est nécessaire en
exploitation normale que pour l'entretien et les rondes périodique semais la plupart
des salles seront cependant accessibles.
Le radier de l'enceinte est constitué par une dalle d'épaisseur 1, 40 m, armée par 404 câbles de précontrainte disposés suivant un double réseau orthogonal et prenant appui dans sa plus grande partie sur le granit en place. Chacun
des câbles a une résistance à la rupture de 200 tonnes, sa tension permanente
pouvant dépasser 130 tonnes ; le béton du radier est ainsi précontraint à 33kg /cm2
environ dans toutes les directions, ce qui le rend apte à supporter les différents
efforts auxquels il peut être soumis, en particulier ceux dus à un éventuel séisme.
Pour sa réalisation le radier a été découpé en plots, constituant des damiers
successifs ; l'ensemble a été bétonné en 8 semaines, et les précontraintes exercées au fur et à mesure de la construction qui n'a donné lieu à aucun incident.
La construction de la partie cylindrique de l'enceinte (ou jupe) posait des
problèmes beaucoup plus difficiles à résoudre ; d'une hauteur de 44 m et d'un diamètre intérieur de 46 m, elle est constituée par un voile en béton précontraint
40
- 6-
de 0, 60 m d'épaisseur. La contrainte est assurée dans le sens vertical par 178
câbles qui solidarisent le radier et la coupole avec la jupe, et dans le sens horizontal par 122 groupes de 4 câbles, chaque câble couvrant un quart de circonférence, et par 2 ceintures extérieures de renfort de section 1, 80 m2 ; tous ces
câbles sont du même type que ceux utilisés pour le radier (il y en a au total près
de 50 km). Cette jupe a été réalisée en bétonnage continu par coffrage glissant,
méthode particulièrement rapide et élégante qui présentait l'avantage de ne nécessiter aucune reprise de bétonnage. Le mouvement du coffrage était assuré au
moyen de vérins hydrauliques, alimentés par une centrale hydraulique unique
s'appuyant sur des tiges métalliques allongées au fur et à mesure de la montée
du coffrage. L'emploi de cette méthode nécessitait la mise au point d'un programme d'exécution très détaillé ; malgré les difficultés liées aux dimensions de l'ouvrage, à l'importance des armatures à mettre en place et au franchissement des
dormants métalliques limitant les plus grandes ouvertures, l'opération globale
n'a pas pris plus de 25 jours, ce qui représente une vitesse ascensionnelle de
près de 2 m par jour.
A sa partie supérieure, l'enceinte est fermée par une coupole sphérique
de rayon intérieur 35 m et d'épaisseur 0, 60 m ; sa précontrainte est assurée par
159 cables disposés suivant trois familles de cercles de la sphère. Cette coupole
a été coulée en trois rouleaux successifs de 0, 15 m et 0, 30 m, au moyen d'un coffrage autoporteur.
b) La cuve
La pièce maîtresse du réacteur est la cuve destinée à recevoir l'eau lourde
et le combustible. D'une longueur de 5, 50 m et d'un diamètre intérieur de 4, 80m,
d'un poids de 75 tonnes, elle est constituée d'une partie cylindrique horizontale
en acier inoxydable au molybdène, d'épaisseur 30 mm, et de deux doubles fonds
verticaux en acier inoxydable bas carbone formant écrans d'eau, réunis par les
tubes de force qui jouent le rôle de tirants. Ces fonds sont eux-mêmes constitués
de deux plaques circulaires d'épaisseur 35 mm et distantes de 380 mm, réunies
à leur périphérie par une virole ; dans la zone centrale, ces plaques sont percées
et entretoisées par 216 fourreaux de diamètre extérieur 177 mm, suivant un pas
carré de 235 mm, fourreaux qui assurent la continuité du canal en recevant d'un
côté les tubes de force et de l'autre les prolongements de canaux ; dans la zone
- 7 -
périphérique, les_ plaques sont entretoisées par des âmes radiales. La partie
cylindrique comporte, par ailleurs, dans sa partie horizontale, les pénétrations
nécessaires pour les barres de contrôle, les mesures de flux et les sorties de
différentes mesures internes.
La cuve, actuellement réalisée dans les ateliers de la Compagnie des Ateliers et Forges de la Loire à Firminy (Loire), apparaît ainsi comme une pièce
monobloc de grandes dimensions qui s'apparente à la grosse chaudronnerie par
son mode de fabrication, mais avec une précision nettement supérieure à celle
ordinairement appliquée à cette technique, précision fixée par la nécessité d'obtenir une géométrie assez correcte du réseau et par les besoins du montage
d'autres organes tels que les canaux et les barres de contrôle.
Une première cause de difficultés est due aux déformations et retraits dus
aux soudures des fonds. Les tolérances que l'on veut tenir sur l'ensemble du
fond sont en effet de l'ordre de 1 mm, et sur le pas du réseau de "+ 0, 25 mm,
non cumulatifs. Les essais faits sur maquette ont heureusement permis d'évaluer l'importance de ces déformations et d'en tenir compte pour la réalisation
en surdimensionnant les pas de perçage des plaques et les épaisseurs des fourreaux ; les retraits se sont montrés en fait conformes aux prévisions : après
soudage des fourreaux, le diamètre du fond s'est raccourci d'environ 1 %, soit
45 mm.
Mais la principale difficulté réside dans la densité particulièrement importante du réseau de 216 fourreaux qui traversent les fonds : les soudures sont très
difficiles à exécuter en raison de l'accessibilité très réduite et de la nécessité
d'obtenir une pénétration totale tout en assurant un bon centrage et le parallélisme des fourreaux dans les fonds. Aussi ces derniers ont-ils été montés sur
des manipulateurs bridant les plaques avec une grande rigidité et permettant de
réaliser les soudures alternativement sur une plaque et sur l'autre ; pour la
passe à l'envers, effectuée entre les deux plaques, une méthode spéciale de soudage a été mise au point avec une machine automatique sans métal d'apport. De
nombreux essais ont permis la mise au point de ces procédés de soudage, des
conditions d'accessibilité, de la sélection des meilleures électrodes, ainsi que
la définition du traitement thermique de détentionnement.
Un contrôle très sévère est appliqué à l'ensemble des opérations de fabrication ; pour les soudures, et en particulier celles des fourreaux, les contrôles
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suivants sont imposés : ressuage (après meulage), gammagraphie, et, dans
certains cas, ultrasons. Après épreuve hydraulique de la cuve, les soudures
doivent subir de plus une épreuve d'étanchéité à l'ammoniac. Pour la soudure
des fourreaux, des gammagraphies systématiques sont entreprises après les
premières passes ; les réparations sont ensuite effectuées, suivies elles-mêmes
de nouvelles gammagraphies. Chaque radio étant prise sur le quart de la circonférence des fourreaux, cette seule opération de contrôle représente près de
10. 000 clichés pour les deux fonds. Pour l'ensemble de la cuve, on peut estimer
que 20 à 30. 000 clichés seront pris. La plupart de ces contrôles sont effectués
de nuit, afin de ne pas retarder l'exécution déjà suffisamment freinée par la sévérité des normes exigées.
c) Les tubes de force
Les tubes de force forment les canaux de combustible à l'intérieur de la
cuve, aux fourreaux de laquelle ils sont liés par des jonctions soudées. Ils subissent les efforts dus aux réactions de la cuve et à la pression interne du gaz.,
mais sont protégés des effets thermiques par un isolant.
Ils sont constitués dans leur partie courante d'un tube de zircaloy 2 épais
de 3 mm et d'un diamètre intérieur de 107 mm. Ce tube est surépaissi à ses
extrémités et vissé dans deux écrous en acier inoxydable eux-mêmes soudés à
la cuve. L'étanchéité du joint vissé est assurée par une brasure à l'argent.
En fait, chaque tube de force est composé de l'assemblage de 5 pièces
car les extrémités surépaissies ne peuvent être élaborées en même temps que
la partie courante obtenue par filage à chaud et étirage sur mandrin. A chaque •
extrémité la vis en zircaloy, brasée au four sous vide à son écrou en acier inoxydable est soudée par bombardement électronique à la partie courante.
Le tube proprement dit est fabriqué par la Compagnie de Filage des Métaux
et Joints Curty à partir d'un métal élaboré par Ugine.
Si-le filage à chaud du zircaloy est assez facilement réalisable au prix
d'une protection par cuivrage du métal contre l'oxydation de l'air, l'étirage
sur mandrin et surtout le démandrinage posent des problèmes ardus ,
les réactions
du zircaloy sont souvent déconcertantes pour des constructeurs habitués à l'acier,
et les tolérances serrées imposées au tube pour permettre l'enfournement ultérieur des équipements internes des canaux ne permettent pas d'expandre le métal par
galetage, dans de grandes proportions, pour le décoller du mandrin. Un polissage
40
- 9-
interne peut être parfois nécessaire.
Néanmoins, après quelques difficultés initiales la fabrication est maintenant .
mise au point et les tubes sortent à une cadence de 40 par mois.
Les pièces d'extrémité sont plus faciles à fabriquer, bien qu'un four de brasage sous vide de dimension inusitée soit nécessaire pour respecter les cadences
de fabrication. La principale difficulté réside dans l'assemblage par soudure des
deux pièces d'extrémité sur la partie courante sans entraîner de rétreint local, ou
de désalignement des pièces. La Société Nationale d'Etude et de Construction de
Matériel Aéronautique assure cet assemblage.
Pour les tubes de force aussi, les contrôles de fabrication sont importants :
analyse du métal avant et après transformation, essais de corrosion sur des éprouvettes témoins prélevées cnv le tube et les pièces brasées, métrologie soignée,
contrôle par ultrasons, radiographie des soudures, épreuve hydraulique et contrôle d'étanchéité à l'hélium.
Un certain nombre de tubes sont prélevés au cours de la fabrication et soumis à des essais destructifs par traction ou éclatement.
d) Les turbo-soufflante s
La circulation du gaz (890 kg / s à 60 bars) est assurée par trois turbo-soufflantes de 9 MW à 5 000 t/m dont une en réserve, d'une puissance totale de 19 MW,
fournies par la Compagnie Electro-Mécanique. Le type centrifuge à un seul étage
a été chosi tant en raison de l'allure favorable des courbes caractéristiques que de
la ^implicite de la conception mécanique : le rouet étant monté en porte à faux, la
soufflante comporte une seule sortie d'arbre et pas de palier intérieur. Du fait de
la haute pression adoptée pour le gaz carbonique, l'étanchéité sur l'arbre des machines a été particulièrement étudiée, elle comporte un dispositif d'étanchéité dynamique à joint hydraulique et barrage de CO? neutre interdisant tant les fuites
de ^O
primaire vers l'extérieur que la pénétration à l'intérieur du circuit de l'hui-
le de graissage, et une étanchéité statique à membrane. De nombreux essais sur
maquette ont été effectués pour la mise au point de ces dispositifs d'étanchéité.
e) L'installation de production d'énergie
Le mode d'entraînement des soufflantes par turbines à contre pression étant
déterminé, le choix du cycle a été fait en considérant que la sécurité d'exploitation
et la simplicité du schéma étaient prédominantes sur les performances de rendement. D'où un cycle de vapeur à un seul étage de pression sans resurchauffe, les
<D
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turbines des turbo-soufflante s étant en parallèle sur le corps H. P. de la turbine principale. La vapeur restituée par les turbo-s ouf fiante s est introduite à la
sortie du corps H. P. puis détendue dans le corps M. P. et B. P. de la turbine
principale.
La présence d'un seul étage de pression simplifie beaucoup les échangeurs
et le schéma eau-vapeur en ne mettant qu'une seule chaîne d'alimentation en eau.
Ce cycle simplifié diminue légèrement les performances de la centrale, le rendement de celle-ci est encore excellent pour une centrale nucléaire expérimentale
puisque, grâce aux hautes performances du réacteur, les qualités de la vapeur
455° - 68 bars en 1ère étape, 490° - 83 bars en 2e étape se rapprochent de celles
des centrales conventionnelles.
L'échangeur de conception originale, est du type à circulation forcée sans
ballon. Il est réalisé par la Société Heurtey.
Il est divisé en deux demi-échangeurs comprenant chacun 8 tours identiques
en parallèle. Chaque tour est constitué essentiellement d'une enveloppe cylindrique de 18, 600 m de hauteur et 0, 94 m de diamètre capable de tenir la pression du
CO (60 bars). A l'intérieur est suspendu le faisceau tubulaire formé de doubles
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tubes droits, concentriques, assemblés entre eux pour se raccorder sur deux sphères collectrices côté eau et côté vapeur.
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circule à l'extérieur des tubes, deux tubes sur trois sont enveloppés
d'un plat en hélice dressé sur champ qui fait entretoise avec les autres tubes de
façon que le faisceau soit compact de lui-même. Ce plat assure le guidage de la
veine de CO autour du tube et améliore la surface d'échange.
ù
L'eau, l'émulsion et la vapeur circulent dans l'espace annulaire entre les
deux tubes concentriques ; un fil d'acier assure une giration hélicoi'dale du fluide.
Le tube central, ouvert à sa partie supérieure, constitue une réserve d'eau.
Une tour prototype est en cours de contrôle à la station d'essais d'Electricité
de France à Saint-Denis ; les premiers résultats connus sont en parfaite concordance avec les prévisions et ont montré une parfaite stabilité de fonctionnement
et une grande facilité de conduite.
Le schéma général eau-vapeur est conçu de façon à évacuer en cas de déclenchement ou d'indisponibilité du groupe turbo-alternateur la puissance thermique
du réacteur en toute sécurité et de permettre une reprise de charge rapide. La
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centrale fonctionne alors en déverseur de puissance thermique par l'intermédiaire d'un poste de détente désurchauffe principale associé au condenseur principal
du groupe turbo-alternateur et de deux postes de détente désurchauffe auxiliaire associés à deux condenseurs auxiliaires pour la vapeur de restitution des turbosoufflantes. Les trois réchauffeurs B. P. n'étant plus alimentés, tout le réchauffage s'effectue alors au niveau du dégazeur de la bâche alimentaire, ce qui permet
de maintenir constante la température de l'eau d'alimentation des échangeurs.
En cas d'indisponibilité du groupe turbo-alternateur, il est prévu de ramener la puissance du réacteur à 20 % de sa puissance nominale, la puissance thermique du réacteur étant évacuée par un des postes de détente désurchauffe auxiliaire, le deuxième étant en réserve.
3° - LE PLANNING DE REALISATION
Les travaux de génie civil ont commencé sur le site de 1er juillet 1962, et
doivent durer jusqu'à la fin de l'année 1964. La jupe de l'enceinte étanche a été
coulée en mai 1963, et la coupole au cours de l'hiver 1963-64.
Les bétons seront bien avancés, mais pas encore terminés, lorsque les
travaux de montage débuteront à la mi 64 par la mise en place des collecteurs
chauds et froids du bloc réacteur. La séparation des différents circuits à l'intérieur de l'enceinte étanche permettra de monter simultanément courant 1965 les
circuits de gaz carbonique (fabriqués par la Société Babcok et Wilcox) extérieurs
au bloc réacteur, les circuits d'eau lourde(réaliséa par Stein et Roubaix) et les
circuits auxiliaires. Les précautions nécessaires sont prises pour la protection
des surfaces, tant pour leur traitement en usine que pour leur conservation lors
du montage et jusqu'à la mise en exploitation de la pile. Un dispositif de by-pass
permettra d'essayer le circuit de gaz carbonique et en particulier les soufflantes
à chaud et en pression avant la fin du montage du bloc réacteur, réduisant ainsi
la durée de la mise au point lors des essais d'ensemble de la centrale.
Dans le même temps se fera le montage de l'installation de production d'énergie électrique, de contrôle-commande, des différents services auxiliaires et
des installations de traitement et de stockage du combustible irradié.
La cuve ne sera amenée sur le site qu'à la fin de l'été 1965. Elle sera mise
en place avec ses écrans latéraux dans le bloc réacteur, et c'est seulement alors
que doivent être montés les tubes de force et réalisées les jonctions dont nous
avons parlé précédemment, au moyen de machines automatiques travaillant depuis
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l'extérieur des fourreaux (machines à mandriner, à usiner, à souder, etc.. . ).
Le montage des prolongements de canaux et tubulures, fermant le circuit de
gaz carbonique entre les canaux et les collecteurs, doit être réalisé au cours de
l'année 1966. Ce montage rendu délicat par le nombre et l'enchevêtrement de plusieurs kilometres de tubulures demande une préparation très minutieuse et a fait
l'objet d'une étude détaillée : les soudures de raccordement sur une tubulure devenant pratiquement inaccessibles des qu'à été mise en place la tubulure voisine, il
est nécessaire de ne mettre en place un circuit que lorsque toutes les opérations
et tous les contrôles sont achevés sur le circuit précédent. L'ensemble de ces
opérations, qui doit durer neuf mois, sera exécuté par quatre équipes travaillant
simultanément, deux sur chaque face du réacteur, l'avancement se faisant du bas
vers le haut et^pour chaque rangéejde la périphérie vers le centre.
Toutes les soudures seront contrôlées par radiographies exécutées de nuit,
le planning actuel tenant compte de retouches et des radiographies de retouches ;
à la fin de l'opération sur chaque tubulure aura lieu une épreuve pneumatique suivie
d'un test d'étanchéité à l'ammoniac.
Il ne restera plus alors qu'à mettre en place l'équipement interne des canaux
y compris leurs organes d'extrémité et les machines de manutention du combustible, ce qui, sauf accident, nous amènera au seuil de l'an 1967 ; la pile EL 4 sera
prête à recevoir son premier chargement de combustible. Plusieurs mois d'essais
sont alors prévus avant la montée enpuissance, sans qu'on puisse encore en préciser la durée.
CONCLUSION
La réalisation d'EL 4 se poursuit conformément à nos prévisions. Sur le plan
technique, les difficultés rencontrées sur certains points, la construction de la cuve
en particulier, sont d'ores et déjà riches d'enseignements et sans doute les problèmes de montage, importants dans .ce type de réacteur, seront-ils éclairés par la
réalisation du prototype. Financièrement, l'enveloppe de l'opération est aujourd'hui
respectée et une certaine marge pour aléas doit permettre de couvrir les incertitudes restante.s.
La divergence est prévue pour la fin de l'année 1966, la montée en puissance
aura lieu en 1967.
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Le Commissariat à l'Energie Atomique a manifesté sa confiance dans la
nouvelle filière en démarrant des 1963 des études sur des réacteurs plus importants qui pourraient succéder à EL 4. L'Electricité de France est également associée à ces études.
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Colloque S. E.E. A. Majorque I960
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La place d'EL 4 dans le programme français
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BAILLY DU BOIS B. , BERNARD J. L. , NAUDET R. et ROCHE R.
Filière eau lourde-gaz
Communication à cette conférence.
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Photo n° 1 - Vue de l'enceinte étanche en février 1964
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Photo n° 2 -
Photo n 6 3
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Réalisation des fonds de cuve en usine
Machine à souder entre les plaques de fonds de cuve
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