Amélioration du système de sûreté du réacteur national de recherche universel d'énergie atomique du canada limitée et processus d'autorisation et de surveillance de la commission canadienne de sûreté nucléaire

Annexe F

Description générale du réacteur NRU et des mises à niveau en matière de sûreté

Description générale du réacteur NRU

Le réacteur NRU est l'un des réacteurs de recherche les plus grands et les plus polyvalents au monde et est utilisé pour différents types d'irradiation, y compris des essais sur des combustibles et des matériaux, l'irradiation d'échantillons de petite taille, la recherche sur la diffusion des neutrons et la production d'isotopes. Le site du réacteur NRU comprend différentes installations expérimentales qui fournissent un soutien technique en recherche et développement pour les autres programmes d'EACL. Le réacteur NRU est un chef de file mondial dans la production de radio-isotopes médicaux, notamment le molybdène 99, qui est utilisé dans des millions de traitements médicaux chaque année.

Le NRU est un réacteur hétérogène qui fonctionne à des niveaux de puissance pouvant atteindre 135 mégawatts (thermique). Il est refroidi et modéré à l'eau lourde, et entouré d'un réflecteur annulaire rempli d'eau ordinaire. Le chargement de combustible dans le réacteur se fait en cours de fonctionnement. Le cœur est constitué d'une cuve cylindrique d'environ 3,7 mètres de diamètre sur 3,5 mètres de hauteur. Il comporte un réseau hexagonal de 227 points. Les barres de commande et les barres d'uranium enrichi occupent environ la moitié des points de réseau; la plupart des autres points sont utilisés pour des expériences basse température et basse pression et pour l'irradiation des isotopes, ou encore ils demeurent vacants. Deux boucles haute pression et haute température, U-1 et U-2, alimentent en caloporteur trois sections d'essai. Un certain nombre de faisceaux horizontaux sont également disponibles.

Le caloporteur côté primaire et le modérateur sont contenus dans le même système de procédé. De l'eau lourde à basse température et basse pression (35 °C et 0,76 MPa) est pompée dans huit circuits parallèles; chacun d'eux comprend une pompe, un échangeur de chaleur, ainsi que les vannes et conduites connexes qui sont raccordées à un collecteur commun au bas du réacteur. Le caloporteur est distribué vers les points à refroidir, dans un flux ascensionnel traversant l'assemblage du réacteur, puis sort dans la cuve supérieure.

Le réacteur est contrôlé à l'aide de 18 barres de commande ou barres d'arrêt d'urgence. Chacune d'elle comporte un mécanisme d'entraînement et un absorbeur de neutrons.

Il existe deux systèmes d'arrêt indépendants dans le réacteur, soit le système d'arrêt primaire, et le système d'arrêt secondaire, qui activent le système d'arrêt d'urgence lorsque les paramètres d'exploitation surveillés du réacteur dépassent les limites admissibles.

Le système de refroidissement principal (côté primaire) à l'eau lourde transfère la chaleur de fission générée dans le combustible vers le circuit caloporteur secondaire d'eau de rivière (circuit d'eau de procédé) lorsque le réacteur fonctionne, et assure l'évacuation de la chaleur de désintégration dans les conditions d'arrêt du réacteur. Huit circuits parallèles assurent le refroidissement du côté primaire.

Les pompes principales à eau lourde (PPEL) dans le circuit du caloporteur/modérateur principal sont alimentées par un système d'alimentation électrique de catégorie 4 raccordé au réseau électrique hors du site. Quatre des huit pompes possèdent des moteurs à deux vitesses conjugués à un moteur CC distinct. En cas de perte d'alimentation électrique de catégorie 4, le réacteur s'arrête et l'alimentation CC assure le fonctionnement de deux PPEL grâce au banc de batteries de catégorie 1, appuyé par les redresseurs de génératrices au diesel de catégorie 3. L'alimentation électrique des PPEL est également appuyée par le système d'alimentation électrique d'urgence (SAEU). Cela permet de s'assurer que le refroidissement forcé est toujours disponible pour les barres de combustible dans le cœur.

Le système de protection du réacteur comprend des barres absorbant les neutrons et leurs circuits d'évacuation connexes, le premier système d'arrêt et le deuxième système d'arrêt.

Les systèmes de sûreté techniques qui sont contenus dans le réacteur sont le système de protection du réacteur, les fonctions de refroidissement d'urgence du cœur, le système de commande CC de la pompe principale, les fonctions de refroidissement d'urgence du côté secondaire, le système de surveillance des barres, le système de filtration d'urgence et les sept mises à niveau de la sûreté du réacteur. Les sept mises à niveau comprennent un deuxième système d'arrêt indépendant, un centre d'intervention en cas d'urgence qualifié, un nouveau système de refroidissement d'urgence du cœur, un réseau qualifié d'alimentation en eau, un système de protection de la pompe principale contre les inondations, des mécanismes de confinement des liquides et des gaz et un système d'alimentation électrique d'urgence.

Description générale des mises à niveau de la sûreté du réacteur NRU

Voici une description générale des sept grandes mises à niveau qui ont été effectuées dans le cadre du projet de mises à niveau du NRU. Toutes ces mises à niveau sont requises pour qualifier le réacteur sur le plan sismique et environnemental. Elles respectent tous les codes et les normes actuellement en vigueur.

Système d'arrêt secondaire : Le système d'arrêt secondaire est un système d'arrêt indépendant qui met le réacteur à l'arrêt en cas de détection d'événements sismiques, d'une défaillance de l'alimentation de catégorie 4, d'inondations graves causées par l'eau de procédé, d'une détection de la puissance neutronique en excès, ou d'une détection du taux du logarithme de la puissance neutronique en excès. Les exigences relatives à la conception de la sûreté comprennent la séparation, la redondance et l'amortissement du signal.

Centre d'intervention en cas d'urgence qualifié : Le centre d'intervention en cas d'urgence qualifié a pour but de fournir un autre emplacement qualifié sur le plan des risques, dans le but de s'assurer que le réacteur peut être placé dans un état d'arrêt stable avec refroidissement adéquat du combustible. Il assure l'initiation et la surveillance de toutes les fonctions de sûreté techniques dans les cas où la salle de commande principale ne serait pas disponible. Le centre abrite l'équipement utilisé pour les autres mises à niveau de la sûreté, qui est également qualifié sur le plan des risques et assure la séparation entre ces systèmes et les autres systèmes de procédé et systèmes liés à la sûreté dans le NRU.

Nouveau système de refroidissement d'urgence du cœur : Le nouveau système de refroidissement d'urgence du cœur permet de s'assurer que l'eau est rendue disponible automatiquement aux pompes de refroidissement primaire des circuits de refroidissement d'urgence en cas d'accident dû à la perte de caloporteur. Combiné à la mise à niveau « Confinement des liquides/Confinement ventilé », ce nouveau système assure la collecte et la recirculation de l'eau lourde déchargée suite à une rupture.

Système d'alimentation électrique d'urgence : Le système d'alimentation électrique d'urgence fournit une alimentation électrique qui est indépendante et distincte du réseau de distribution électrique original; cette alimentation électrique, de catégorie 1, 2 et 3, est destinée aux systèmes de mise à niveau. Elle fournit également une alimentation électrique de secours de catégorie 1 aux dispositifs de démarrage des moteurs en CC en vue du refroidissement d'urgence des moteurs des pompes principales d'eau lourde n^o 4 et n^o 5.

Système de secours d'alimentation en eau (qualifié) : Le système de secours d'alimentation en eau (qualifié) comprend un réservoir d'eau indépendant et un système de pompage redondant et assure l'évacuation de la chaleur après arrêt du réacteur par les circuits de refroidissement de secours n^o 4 et n^o 5. Le système de secours d'alimentation en eau qualifié pompe l'eau du côté secondaire des échangeurs de chaleur principaux, ce qui permet d'absorber la chaleur thermique du côté primaire et de la retourner au réservoir.

Protection des pompes principales contre les inondations : La protection des pompes principales contre les inondations est principalement un système passif conçu pour dévier l'eau des fuites importantes dans les conduites de procédé. Elle permet d'assurer le fonctionnement adéquat des pompes de caloporteur primaire principales, y compris le système de commande CC d'urgence, dans le cas d'une défaillance grave des conduites d'eau de procédé à l'intérieur du bâtiment-réacteur (NRU). Les détecteurs du niveau d'eau associés à ce système sont conçus pour arrêter le réacteur et pour déclencher un arrêt automatique des quatre grandes pompes d'eau de procédé à la centrale électrique.

Confinement des liquides/Confinement ventilé : Le Confinement des liquides/Confinement ventilé est une zone de confinement autour du réacteur qui comprend différentes salles dans le voisinage immédiat. Il confine les produits de fission gazeux, la vapeur d'eau tritiée et les rejets d'eau ordinaire et d'eau lourde.