Systèmes de sûreté des centrales nucléaires

Au Canada, chaque centrale nucléaire dispose de plusieurs systèmes de sûreté très fiables qui ont été conçus pour prévenir les accidents ou en réduire les conséquences s’il devait s’en produire un. Tous ces systèmes sont entretenus et inspectés régulièrement. Au besoin, des améliorations y sont apportées pour que les centrales respectent ou dépassent les normes de sûreté rigoureuses établies par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Ensemble, ces systèmes offrent plusieurs niveaux de protection en exécutant 3 fonctions de sûreté fondamentales : le contrôle du réacteur, le refroidissement du combustible et le confinement des matières radioactives.

Fonctionnement d’une centrale nucléaire

Toutes les centrales nucléaires en exploitation au Canada sont dotées de réacteurs de type CANDU, une technologie sûre et fiable.

Le réacteur

Les réacteurs CANDU génèrent de l’électricité grâce au processus de la fission. La fission consiste à diviser des atomes d’uranium naturel à l’intérieur d’un réacteur, ce qui produit de l’énergie sous forme de rayonnement et de chaleur.

Les atomes divisés produisent une réaction en chaîne : de plus en plus d’atomes sont divisés, ce qui dégage encore plus de rayonnement et de chaleur.

L’énergie thermique est captée pour produire de la vapeur afin d’alimenter des turbines et des générateurs qui produisent de l’électricité.

Piscines de combustible nucléaire usé

Après son utilisation dans le réacteur, le combustible nucléaire (l’uranium) est retiré et conservé de façon sûre dans une piscine remplie d’eau pendant une période de 6 à 10 ans.

L’eau de la piscine continue de refroidir le combustible et offre une protection contre le rayonnement.

Au Canada, toutes les piscines de combustible usé sont aménagées sous le niveau du sol et se trouvent dans des bâtiments robustes conçus pour résister aux dangers externes, comme les tremblements de terre.

Contrôle du réacteur

Le contrôle du réacteur consiste à augmenter, à réduire ou à arrêter la réaction en chaîne qui se produit à l’intérieur du réacteur.

Exploitation normale

Lorsque le réacteur est en marche, on contrôle la réaction en chaîne (le niveau de puissance du réacteur) en actionnant des barres de compensation et en faisant varier le niveau d’eau dans des cylindres verticaux.

Des détecteurs sensibles surveillent constamment différentes variables telles que la température, la pression et le niveau de puissance du réacteur.

Au besoin, les réacteurs CANDU peuvent s’arrêter automatiquement et de façon sûre en quelques secondes.

Systèmes d’arrêt

Au Canada, tous les réacteurs nucléaires disposent de 2 systèmes d’arrêt. Ceux-ci sont indépendants, rapides et aussi efficaces l’un que l’autre.

Le premier comprend des barres qui s’abaissent automatiquement et mettent fin à la réaction en chaîne en cas d’anomalie.

Le deuxième injecte un liquide absorbeur de neutrons, ou poison, dans le réacteur pour mettre fin immédiatement à la réaction en chaîne.

Les 2 systèmes d’arrêt sont indépendants et agissent rapidement, et ils sont conçus pour mettre le réacteur à l’arrêt automatiquement dans des conditions particulières. Les systèmes de mise à l’arrêt s’activent sans intervention de l’opérateur, mais celui-ci peut les activer manuellement.

Ces systèmes sont testés régulièrement de façon sûre.

Remise en marche du réacteur

Un réacteur arrêté ne peut être redémarré sans l’intervention de l’opérateur et sans que les conditions d’exploitation soient respectées. Il faut intervenir manuellement pour le remettre en marche. Il s’agit là d’un autre important mécanisme de sûreté.

Refroidissement du combustible

Après l’arrêt, la quantité d’énergie générée par le réacteur diminue rapidement.

Chaleur de désintégration

Le combustible nucléaire continue cependant de produire de la chaleur. Il faut donc le refroidir.

Cette chaleur, appelée chaleur de désintégration, compte pour une infime partie de la chaleur qui est générée pendant le fonctionnement normal du réacteur.

Principaux circuits de refroidissement

Le refroidissement du combustible est assuré par 3 principaux systèmes :

• le circuit caloporteur
• le circuit de vapeur
• le circuit de refroidissement du condenseur

Le circuit caloporteur achemine la chaleur produite par le réacteur aux générateurs de vapeur.

Ce circuit est fait de conduites très robustes remplies d’eau lourde – une sorte d’eau naturelle, mais rare, qui permet à la fission nucléaire de produire une réaction en chaîne. Les conduites et autres composants du circuit sont entretenus et inspectés régulièrement, et ils sont remplacés au besoin.

Lors des inspections, on évalue l’usure des conduites pour déceler les fissures microscopiques et les changements avant qu’ils ne causent des problèmes.

Fait intéressant

L’eau lourde se trouve dans environ 1 molécule d’eau naturelle sur 6 400. Elle est 10 % plus lourde que l’eau ordinaire, car elle contient une forme lourde d’hydrogène, que l’on appelle deutérium.

Le deuxième système, soit le circuit de vapeur, utilise de l’eau ordinaire. La chaleur du réacteur transforme cette eau en vapeur, laquelle actionne les turbines et les générateurs.

La vapeur est ensuite refroidie et condensée indirectement à l’aide d’un troisième système qui pompe de l’eau froide provenant d’un plan d’eau, par exemple un lac ou la mer. Ce système est appelé circuit de refroidissement du condenseur.

Tout comme les autres composants, les circuits de vapeur et de refroidissement du condenseur sont inspectés régulièrement.

Ces inspections ont lieu tout au long de la durée de vie des installations nucléaires. Elles servent à vérifier que l’équipement vieillissant fonctionne selon sa conception d’origine.

Circuit de refroidissement à l’arrêt

Un système de refroidissement simplifié est utilisé lorsque le réacteur est à l’arrêt pendant une longue période, par exemple pendant un arrêt prévu.

Il ne consomme que peu d’électricité et est relié directement au circuit caloporteur. Il permet un drainage partiel du circuit primaire de refroidissement pour réaliser certains travaux d’inspection et d’entretien (par exemple, l’inspection des tubes du générateur de vapeur ou le remplacement des composants de pompe).

Sources d’alimentation multiples

Les circuits caloporteurs fonctionnent à l’électricité. En temps normal, le turbo-alternateur du réacteur peut générer lui-même l’électricité dont il a besoin pour alimenter l’ensemble de ses systèmes de refroidissement.

Ces systèmes peuvent aussi obtenir leur électricité de la même source que nous, c’est-à-dire du réseau public. Les centrales nucléaires au Canada sont dotées de plusieurs sources d’alimentation d’appoint au cas où elles n’auraient plus accès au réseau public.

Les centrales disposent de :

• 2 ou 3 générateurs de secours
• 2 ou 3 générateurs d’urgence
• batteries de secours

Certaines centrales comptent encore plus d’équipement.

Vous pouvez en apprendre davantage en regardant ce qui se passerait dans le cas très improbable d’une panne d’électricité complète dans une centrale, comme celle ayant mené à l’accident de Fukushima après qu’un grand tsunami ait détruit toutes les sources d’alimentation électrique sur le site.

Circulation naturelle

Une des caractéristiques de sûreté inhérentes et éprouvées des réacteurs CANDU est leur capacité de refroidir le réacteur par circulation naturelle.

Dans les réacteurs CANDU, la circulation naturelle s’enclenche lorsque les pompes qui acheminent le liquide de refroidissement dans le circuit caloporteur cessent de fonctionner.

Pour que la circulation naturelle se poursuive, il faut remplir les générateurs de vapeur avec de l’eau froide.

Fonctionnement de la circulation naturelle

Cette caractéristique de refroidissement des réacteurs CANDU fonctionne en raison de la différence de température et d’altitude entre les générateurs de vapeur (plus froids et situés plus haut) et le cœur du réacteur (plus chaud et situé plus bas).

Systèmes d’injection d’urgence

Dans le cas improbable d’un accident de perte de réfrigérant primaire, causé par exemple par la rupture d’un tuyau, le système d’injection d’urgence fournirait de grandes quantités d’eau afin de refroidir rapidement le combustible.

Pour y arriver, ces systèmes utiliseraient des réservoirs d’azote sous pression ou des pompes.

Un bassin collecteur au sous-sol du bâtiment-réacteur récupérerait l’eau qui serait réacheminée par pompage dans le réacteur pour continuer à refroidir le combustible.

Équipement d’urgence

Comme la CCSN l’a exigé après l’accident de Fukushima, les exploitants de centrales nucléaires du Canada ont fait l’acquisition d’équipement d’urgence, comme des générateurs et des pompes portatives qui peuvent être utilisés pour soutenir l’arrêt sûr des réacteurs en cas d’accident grave et en atténuer les conséquences.

L’équipement qui se trouve sur le site et hors site peut être facilement transporté et utilisé à diverses fins.

Par exemple, il pourrait servir à fournir un approvisionnement à long terme d’eau de refroidissement au réacteur, à alimenter la salle de commande en électricité ou à ajouter de l’eau aux piscines de combustible nucléaire usé pour qu’elles continuent de refroidir le combustible.

Confinement des matières radioactives

Les réacteurs nucléaires sont équipés de barrières physiques multiples qui servent à confiner les matières radioactives et à prévenir les rejets dans l’environnement.

Couches de confinement

Il y a au cœur de tous les réacteurs CANDU des pastilles de céramique durcie contenant de l’uranium naturel.

Ces pastilles confinent les matières radioactives et forment la première couche de protection contre les rejets.

Les pastilles sont stockées dans des barres, qui constituent la deuxième couche de protection contre les rejets. Les barres de combustible CANDU sont faites de zircaloy, un alliage métallique qui résiste extrêmement bien à la chaleur et à la corrosion.

Les barres sont ensuite chargées dans des tubes de force, qui font partie du circuit caloporteur. Il s’agit de la troisième couche de protection contre les rejets.

Les tubes de force sont placés dans une calandre métallique qui se trouve à l’intérieur d’une épaisse enceinte en béton armé.

Le bâtiment qui loge et protège le réacteur constitue la quatrième couche de protection contre les rejets.

Les murs du bâtiment-réacteur sont en béton armé et font au moins 1 mètre d’épaisseur.

Le bâtiment-réacteur est entouré d’une zone d’exclusion (zone tampon). Il s’agit de la cinquième couche de protection contre les rejets, qui permet de protéger la santé et la sécurité des personnes ainsi que l’environnement en cas de rejets très faibles.

Réduction au minimum des rejets radioactifs

Dans des conditions d’exploitation normale, les centrales nucléaires rejettent de très petites quantités de rayonnement dans l’air et dans l’eau.

Ces rejets proviennent des systèmes des réacteurs, ainsi que des activités de gestion des déchets.

Pour réduire le plus possible les rejets dans l’air, les systèmes de ventilation sont pourvus de filtres à haute efficacité et de radiamètres.

Les systèmes de filtration à haute efficacité éliminent plus de 99 % des matières particulaires radioactives et des contaminants radioactifs dans l’air avant qu’il soit rejeté dans l’environnement.

Des systèmes semblables éliminent la radioactivité dans les rejets d’eau.

Les rejets d’eau proviennent habituellement des eaux de lavage servant à nettoyer les surfaces, les planchers et les vêtements, et des eaux usées provenant des douches et des lavabos.

Tous les rejets radioactifs provenant des installations nucléaires au Canada sont très faibles. Ils sont surveillés et contrôlés par l’exploitant de la centrale, qui les signale à la CCSN.

Les taux de rejet sont de loin inférieurs aux limites réglementaires et ils ne posent aucun risque pour la santé et la sécurité des personnes ou pour l’environnement.

Les systèmes de filtration sont inspectés régulièrement, et la loi oblige les exploitants de centrale à signaler tous les rejets radioactifs dans l’environnement.

Protection des structures de confinement en cas d’accident

Des systèmes de sûreté ont été mis en place pour protéger les structures de confinement contre l’augmentation de la pression générée par les rejets de vapeur en cas d’accident.

Dans une centrale à tranche unique, la pression interne serait réduite en aspergeant de l’eau provenant d’un réservoir.

Dans une centrale à tranches multiples, la pression serait réduite en évacuant la vapeur et les gaz chauds du bâtiment-réacteur dans le bâtiment sous vide.

Le bâtiment sous vide est une structure spécialement conçue pour abaisser rapidement et de façon sûre la pression à l’intérieur du bâtiment-réacteur. Ce bâtiment contient aussi un système d’aspersion servant à contrôler la pression.

Le bâtiment sous vide et le système d’aspersion fonctionnent sans électricité et doivent être testés périodiquement par l’exploitant de la centrale.

Gestion de l’hydrogène

Des accidents graves peuvent entraîner la production d’hydrogène. L’hydrogène est un gaz inflammable qui, si on le laisse s’accumuler, pourrait causer une explosion et endommager les systèmes de confinement et d’autres structures de la centrale.

Pour gérer les dangers liés à l’hydrogène, la plupart des centrales CANDU sont équipées d’allumeurs ou de brûleurs.

Dernièrement, les exploitants de centrales nucléaires ont installé des recombineurs autocatalytiques passifs dans les centrales.

Il s’agit d’appareils qui retirent l’hydrogène du milieu de confinement de manière passive (sans source d’alimentation externe), ce qui réduit le risque d’explosion et d’incendie.

Liens connexes

• Rapports de surveillance réglementaire des centrales nucléaires au Canada
• Réponse du Canada à l’accident de Fukushima
• Vidéo 1 : Introduction
• Vidéo 2 : Contrôle du réacteur
• Vidéo 3 : Refroidissement du combustible
• Vidéo 4 : Confinement du rayonnement
• Vidéo 5 : L’organisme de réglementation nucléaire du Canada
• Vidéo 6 : Panne d’électricité complète dans une centrale nucléaire