LE
PROJET EPR
(EUROPEAN PRESSURIZED REACTOR)
MARCEL LALLIER
CHEF DE MISSION REP 2000
AVEC L'AUTORISATION DE J.L ROUYER
1. Introduction
Le projet européen EPR (European Pressurized Reactor) est le résultat de plusieurs
années d'études de conception franco-allemandes en vue de la réalisation des futures
centrales REP (Réacteurs à Eau Pressurisée), destinées à prendre le relais des
centrales type N4 en France et KONVOI en Allemagne (voir la figure 1 ci-dessous).
La démarche de conception est de nature évolutionnaire et progressive, de façon à
bénéficier de l'expérience accumulée sur plus d'une trentaine d'années par les
concepteurs et les exploitants allemands et français.
Elle a abouti à un modèle dont les performances économiques et de sûreté sont
remarquables. Ce modèle reste à valider par la réalisation d'une centrale de
référence afin de garder ouverte, notamment en France, l'option de renouvellement par du
nucléaire de tout ou partie des centrales nucléaires existantes.
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Figure 1
2. Les objectifs de conception
La conception de l'EPR répond à une triple préoccupation
• améliorer encore la sûreté et les conditions d'exploitation,
• assurer un coût de production de l'électricité compétitif sur le long terme,
• contribuer à la maîtrise de la gestion des déchets.
Les options de sûreté ont pour conséquence
• de pratiquement éliminer les séquences accidentelles conduisant aux accidents
graves et aux rejets,
• la diminution d'un facteur 10 de la probabilité de fusion du cœur, déjà
extrêmement faible pour les centrales actuelles,
• la prise en compte dès la conception de la fusion du cœur, y compris sur
le plan de la protection de l'environnement,
• d'augmenter la disponibilité (voir plus loin § 4.2).
En matière de conditions d'exploitation, l'amélioration des conditions d'entretien et
de maintenance ainsi que la réduction des doses en exploitation sont inscrites dans la
démarche de conception.
En matière de compétitivité, le coût de production de l'électricité pour une
tranche EPR de série est de l'ordre de 19 centimes par kWh, y compris l'amortissement des
études d'ingénierie.
En matière de déchets, l'EPR contribue à réduire les rejets et déchets produits
par le réacteur et à accroître la capacité de recyclage du plutonium.
L'expérience acquise par les exploitants français et allemands repose sur plus de
1200 années de fonctionnement cumulé de réacteurs à eau pressurisée. La démarche
pratiquée par les partenaires du projet a retenu les meilleures solutions du N4 ou du
KONVOI.
Les différents aspects de la contribution de l'EPR au maintien d'une énergie sûre et
compétitive sont développés ci-après, à commencer par une présentation générale du
projet.
3. Présentation générale
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3.1 L'îlot nucléaire
La fixation du niveau de puissance à 4 250 MWt (soit une puissance
électrique nette d'environ 1500 MW), avec un cœur à 241 assemblages, permet de
disposer de marges importantes utilisables pour la sûreté et l'exploitation.
La chaudière nucléaire, de type à eau pressurisée, est dérivée de la chaudière
de la série N4 et
comporte un circuit primaire à 4 boucles (chacune comportant un générateur de vapeur
et une pompe).
Les systèmes de sécurité sont organisés selon une structure
d'ensemble en 4 trains électromécaniques, comportant 4 sources électriques internes de
secours (diesels) en complément des deux alimentations électriques externes (la
principale et l'auxiliaire en cas de défaillance de la principale).
La présentation précédente " l'évolution du design de la chaudière nucléaire
- EPR" a décrit dans le détail tous les aspects de la chaudière et des systèmes
de l'îlot nucléaire EPR.
3.2 Les bâtiments de l'îlot nucléaire
Par rapport au N4, les bâtiments de l'îlot nucléaire d'une centrale EPR présentent
les principales
évolutions ci-après
• mise en place d'un radier unique pour améliorer le comportement
vis à vis des sollicitations dues au séisme,
• meilleure séparation géographique des bâtiments et systèmes
de sauvegarde afin de garantir la disponibilité de la fonction qu'ils assurent en cas
d'agression externe (chute d'avion ou inondation par exemple),
• meilleure séparation physique des locaux afin de limiter les
conséquences des agressions internes,
• protection renforcée contre les chutes d'avions de type
militaire par adjonction d'une coque en béton couvrant les parois externes du bâtiment
réacteur, du bâtiment combustible et du bâtiment des auxiliaires de sauvegarde pour les
divisions 2 et 3 (la protection des divisions 1 et 4 étant assurée par séparation
géographique),
• volume accru du bâtiment combustible permettant le stockage de
950 assemblages combustible, soit l'équivalent de dix années de fonctionnement,
• implantation dans le bâtiment réacteur de la bâche d'eau borée qui sert
- au remplissage de la piscine du bâtiment réacteur en cas de
déchargement/rechargement du cœur,
- au refroidissement du réacteur (et à l'introduction d'une marge
d'antiréactivité complémentaire aux grappes d'arrêt) en cas d'accident.
Le bâtiment réacteur, qui abrite la chaudière nucléaire, est
constitué d'une enceinte cylindrique à double paroi (l'enceinte interne est en béton
précontraint, l'enceinte externe en béton armé). Il a pour dimensions:
Les autres caractéristiques principales sont:
• pression de dimensionnement de l'enceinte interne de 6,5 bars
absolus,
• utilisation de recombineurs d'hydrogène pour réduire les
risques de détonation hydrogène en local,
• pas d'aspersion enceinte pour les accidents conventionnels afin
d'éviter les conséquences des aspersions intempestives,
• mise en place d'une zone d'étalement du corium (mélange de
combustible en fusion et de débris divers) afin d'assurer le maintien de l'étanchéité
du radier sur le long terme.
• mise en place d'un circuit d'aspersion intervenant en cas
d'accident grave, afin d'évacuer la puissance résiduelle du corium en dehors de
l'enceinte et de maintenir le béton de structure sous la chambre d'étalement à des
températures modérées.
Les autres bâtiments de l'îlot nucléaire abritent la piscine de
stockage du combustible usé, les systèmes de sécurité et les systèmes auxiliaires.
Ils entourent le bâtiment réacteur.
Tous les systèmes auxiliaires classés au niveau de sûreté le plus
élevé sont conçus en redondance 4 et installés respectivement et séparément dans les
4 divisions du BAS (Bâtiment des Auxiliaires de Sauvegarde). La division 3 abrite la
salle de commande.
Le contrôle-commande et la salle de commande jouent un rôle
particulier dans l'exploitation et la sûreté des centrales nucléaires. Dans ce domaine,
le choix est de poursuivre dans la voie ouverte avec le contrôle-commande programmé et
la salle de commande informatisée du N4. Le projet EPR comportera donc un
contrôle-commande et une salle de commande informatisée qui tiendront compte de
l'expérience acquise tant sur le palier N4 que dans d'autres domaines industriels, ainsi
que des progrès technologiques.
3.3. L'îlot conventionnel
l'îlot conventionnel comprend tous les bâtiments qui ne sont pas dans l'îlot
nucléaire. II s'agit
principalement de la salle des machines (qui abrite le groupe
turboalternateur), de la station de pompage, du poste d'évacuation d'énergie, de la
station de production d'eau déminéralisée et de tous les bâtiments annexes (bureaux,
ateliers, magasins ... ).
La conception d'ensemble reprend les concepts principaux du N4.
Le groupe turboalternateur est au centre de la conception de l'îlot
conventionnel. La ligne d'arbre comporte un module HP ou HMP et trois modules BP. La
vitesse de rotation est de 1500 tr/mn.
La recherche de l'optimisation a été le fil conducteur de toutes les
études d'avant-projet. Celle-ci s'est traduite par la simplification de la structure
génie civil de la salle des machines, qui est conçue entièrement en charpente
métallique, sauf la table du groupe qui reste en béton.
Pour la manutention lourde, le choix s'est poilé sur un pont roulant
de 500 tonnes qui permettra de manutentionner directement le stator de l'alternateur.
3.4. L'adaptation aux sites
Dans l'esprit d'une série constituant un palier, la conception de la
centrale doit permettre son implantation sur plusieurs sites, ce qui conduit à définir
les "caractéristiques enveloppes" de ces sites ou bien prévoir des
possibilités d'adaptation.
Dans le cas de l'îlot nucléaire EPR, s'agissant d'un projet
franco-allemand ayant en outre l'ambition de pouvoir convenir à d'autres pays, les
caractéristiques standard de la conception ont été choisies en conséquence.
Niveau sismique : accélération horizontale au sol de 0,25 g (0,15 g
pour le N4), avec une gamme de sols étendue.
Agression externe : protection contre les chutes d'avions y compris de
type militaire, protection contre les ondes de surpression.
Conditions climatiques : climats modérés mais adaptation possible à
des conditions extrêmes.
Source froide : les circuits de refroidissement doivent pouvoir
s'adapter à des sites sur rivière ou en bord de mer.
4. Compétitivité
Les facteurs contribuant à la compétitivité de l'EPR sont les
suivants.
4.1 Coût de construction
Le coût de construction objectif a été fixé, au début de
l'avant-projet détaillé, à +11% par rapport au coût de construction de série N4. Il
résultait des options techniques prises pour l'EPR dans le cadre de son avant-projet
sommaire.
Les évaluations successives menées au cours de l'avant-projet
détaillé ont conduit à + 9,4%.
L'avant-projet détaillé a ensuite comporté une phase d'optimisation,
qui s'est terminée par le choix d'une puissance thermique du cœur de l'ordre de 4250
MW thermiques (défini comme le niveau 100% de puissance), cette puissance thermique
étant pratiquement égale à celle du N4. Les gains d'optimisation ont conduit à une
diminution de coût de 5%. L'écart final de coût de construction d'une série EPR par
rapport au coût du N4 est donc ramené à + 4,4%.
4.2 Une disponibilité améliorée
Un certain nombre d'options de conception permettent d'améliorer la
disponibilité de l'EPR par rapport aux centrales existantes : la disponibilité de l'EPR
devrait se situer vers 91 - 92 %.
Les performances en arrêt sont améliorées, d'où les durées d'arrêt suivantes
