MEMOIRE DE PROJET DE FIN D’ETUDES...L’objet de ce travail est d’étudier, d’une part, la faisabilité technico-économique du dessalement de l’eau de mer en essayant d’analyser

Université de Monastir

Ecole Nationale d’Ingénieurs de Monastir

Année Universitaire:2008/2009

MEMOIRE DE PROJET DE FIN D’ETUDES

PRESENTE POUR OBTENIR LE :

DDIIPPLLÔÔMMEE NNAATTIIOONNAALL

DD’’IINNGGEENNIIEEUURR

Spécialité : GENIE ENERGETIQUE

Par

FELEH MOHAMED_SEIFEDDINE Né le:07/06/1984

ETUDE TECHNICO-ECONOMIQUE DU COUPLAGE ENTRE STATION DE DESSALEMENT ET CENTRALE NUCLEAIRE

Présenté et soutenu le 19./06/2009 devant le jury d’examen:

Mr Foued GHARBI Président

Mr Mourad CHALBI Membre

Mlle Souad Baccouche Encadreur

Mr Mohamed Sadok Guellouz Encadreur

N° 2842

Remerciements

J'adresse en premier lieu mes remerciements les plus distingués et les plus sincères à mes très chers parents qui m'ont été d'un soutien moral exceptionnel pendant toutes ces années d’études. Je leurs prie de bien vouloir trouver à travers ces lignes l'expression de mon plus grand dévouement et amour.

Je remercie aussi toute l’équipe pédagogique de l’Ecole Nationale d’Ingénieurs de Monastir et les intervenants professionnels responsables de la formation en génie énergétique pour avoir assuré la partie théorique de celle-ci.

Je remercie tout particulièrement et témoigne toute ma reconnaissance aux personnes suivantes, pour l’expérience enrichissante et pleine d’intérêt qu’elles m’ont fait vivre durant ces quatre mois de stage :

Mlle Souad BACCOUCHE, Ingénieur général et chef de laboratoire de radioanalyse, pour son accueil chaleureux, pour son ouverture d’esprit, pour son aide à effectuer ce projet et la confiance qu’elle m’a accordé dès mon arrivée au CNSTN.

M. Mohamed Sadok Guellouz, mon professeur et mon encadreur à l’ENIM, pour son dévouement à mon travail et ses précieuses recommandations.

Je remercie aussi M.Foued GHARBI pour accepter de présider le jury.

Et M. Mourad CHALBI pour avoir accepter d’examiner ce travail et de faire partie du jury.

SOMMAIRE PAGE

Introduction générale……………………………………………………... 1 Chapitre 1 : Les sources d’énergie électrique et les différents procédés de dessalements ………………………………………………………………………… 3 Introduction …………………………………………………………………………… 4

I. Les sources d’énergie ……………………………………………………. 4 1. Situation énergétique mondiale……………………………………………….......................... 4 2. Sources fossiles………………………………………………………………........................... 5

2.1. Turbine à vapeur………………………………………………………………………….. 5 2.2. Cycle combiné……………………………………………………………………………. 6

3. Source nucléaire ………………………………………………………………………………. 8 3.1. Présentation générale …………………………………………………………………….. 8 a. Pouvoir énergétique …………………………………………………………………….... 8 b. Transfert de chaleur vers le fluide caloporteur ……………………………………………. 9 c. Modération des neutrons …………………………………………………………………. 9 3.2. Différent types de réacteurs nucléaires ……………………………………… …………. 9 a. Réacteur à eau ordinaire pressurisée REP………………………………………………… 9 b. Réacteur à eau lourde pressurisée ………………………………………………………… 14

II. Procédés de dessalement ………………………………………………………. 18 1. Osmose inverse ……………………………………………………………………………….. 18

1.1. Description du procédé …………………………………………………………………... 18 1.2. Différents éléments d’une station de dessalement RO…………………………………… 19

2. Distillation à effets multiples : (MED. ………………………………………………………. 20 2.1Principe de fonctionnement ……………………………………………………………….. 20 2.2 Avantages………………………………………………………………………………….. 20

III. Couplage entre station de dessalement et centrale nucléaire………………… 21 1. Principe du couplage …………………………………………………………………………. 21

1.1. Procédé RO……………………………………………………………………………….. 21 1.2. Procédé MED…………………………………………………………………………….. 21 a. Exemple …………………………………………………………………………………… 21 b. Dimensionnement du circuit intermédiaire………………………………………………… 23

Conclusion…………………………………………………………………………….. 23 Chapitre 2 : Analyse des risques nucléaires ………………………………………... 29

Introduction ………………………………………………………………..... 30

I. Accidents liée au régime transitoire au niveau du réacteur …………………… 30 1. Accidents de réactivité …………………………………………………………….. 30 2. Les accidents par défaillance du refroidissement………………………………… 32

2.1. Accident par perte du débit ………………………………………………………. 32 2.2. Accidents par perte de réfrigérant ……………………………………………….. 32

II. Arbre de défaillance ……………………………………………………………….. 33 1. Définition……………………………………………………………………………. 33 2. Représentation des portes logiques généralement utilisées …………………...... 35 3. Représentations des symboles des événements ………………………………..... 36

4. Objectifs……………………………………………………………………………... 37 5. Principe de construction …………………………………………………………… 37 6. Simulation numérique ……………………………………………………………… 37

III. Arbres d’événement……………………………………………………………….. 38 1. Définition …………………………………………………………………………………….. 38 2. Principe de construction ………………………………………………………………………. 38

2.1. Définition de l’événement initiateur……………………………………………………… 38 2.2. Identification des fonctions de sécurité…………………………………………………... 38

2.3.Construction de l’arbre…………………………………………………………………….. 39 2.4. Exploitation de l’arbre…………………………………………………………………….. 40

IV. Déterminations analytique de la probabilité de défaillance ……………. 40 1. Grandeurs associées au système non réparables ………………………………………………. 40

1.1. Fiabilité R(t). …………………………………………………………………………….. 40 1.2. Taux de défaillance ………………………………………………………………………. 40 1.3.. Relation entre Taux de défaillance et Fiabilité …………………………………………. 41 1.4. Temps moyen de fonctionnement avant la première défaillance : FMAP……………… 42 2. Grandeurs associées aux systèmes réparables : ………………………………………….. 42 1.1 Maintenabilité M(t) : …………………………………………………………………….. 42 1.2. Taux de réparation ou de remise en état µ(t). ……………………………………………. 42 1.3. Temps moyen de remise en état …………………………………………………………. 42

Conclusion…………………………………………………………………………………... 43

Chapitre 3 : Evaluation économique (Actualisation et comparaison). …………… 44

Introduction ………………………………………………………………………….. 45

I. Évaluation des besoins en électricité et en eau …………………………………... 45 1. Evaluation des besoins en électricité ……………………………………………..................... 45 2. Evaluation des besoins en eau douce…………………………………………………………. 46

II. Évaluation des coûts de l’électricité et de l’eau dessalée ……………………… 47 1. Logiciel utilisé………………………………………………………………………………… 47 2. Cout de production électrique ……………………………………………………………….. 48 3. Coût de production de l’eau dessalée ………………………………………………………… 56

Conclusion………………………………………………………………………………….. 71 Chapitre 4 : Analyse probabiliste de sûreté …………………………………………… 72 Introduction …………………...……………………………………………………………. 73 I. Présentation du logiciel ……………………………………………………………….. 73

1. Fault Tree + Analysis ………………………………………………………………… 73 2. Validation du logiciel ………………………………………………………………… 73

1.1. Evénement initiateur : perte de réfrigérant primaire ……………………………… 73 1.2. Identification des fonctions de sécurité …………………………………………… 74 1.3. Evaluation des conséquences ……………………………………………………… 74 1.4. Interprétations ……………………………………………………………………… 75

II. Différentes défaillances causant l’arrêt d’une unité de dessalement 75 1. Défaillances redoutables d’une station RO …………………………………………………… 75

1.1 Analyse qualitative ………………………………………………………………………… 75 1.2. Calcul de la pression et la puissance électrique nécessaire pour adoucir l’eau de la

méditerranée 76 1.3. Arbre des causes RO……………………………………………………………………… 76

2. Défaillances redoutables d’une station MED…………………………………………………… 77 2.1. Perte de la source froide ……………………………………………………………………. 77 2.2. Rupture de la tuyauterie vapeur alimentation du procédé ………………………………… 78 2.3. Arbre des causes MED……………………………………………………………………… 78

III. Calcul de la probabilité de défaillances des différents éléments constituant un réacteur REP …………………………………………....................................... 79

1. Analyses des risques ………………………………………………………………….. 79 2. Arbre des causes ………………………………………………………………………………… 79 3. Arbre d’évènement ……………………………………………………………………………… 86

1.1. Evénement initiateur : arrêt brusque station MED ……………………………………….. 86 1.2. Identification des fonctions de sécurité ……………………………………………………. 86 1.3. Evaluation des conséquences ……………………………………………………………... 86

Conclusion ………………………………………………………………………………... 88

Conclusion générale…………………………………………………………………… 90

Références………………………………………………………………………………… 91

PFE-2009

Liste des figures

N° Titre Page Figure. 1 : Schéma descriptif des éléments d’une tranche TV 6

Figure. 2 : Schéma descriptif du CC 7

Figure. 3 : Réaction de fission en chaine 8

Figure. 4 : Courbe d’Aston 8

Figure. 5 : Réacteur à eau pressurisé 9

Figure. 6 : Cuve 10

Figure. 7 : Assemblage de combustibles 11

Figure. 8 : Générateur de vapeur à circulation naturelle 13

Figure. 9 : Pressuriseur 13

Figure. 10 : Calandre 15

Figure. 11 : Grappe de combustible 15

Figure. 12 : Générateur de vapeur 16

Figure. 13 : Machine de manutention 16

Figure. 14 : Osmose et Osmose inverse 17

Figure. 15 : Filtre pré couche 18

Figure. 16 : Pompe à haute pression 19

Figure: 17 : Membranes RO 19

Figure. 18 : Procédés MED 20

Figure. 19 : Schéma de couplage conventionnel 21

Figure. 20 : Représentation de la boucle intermédiaire 23

Figure. 21 : Arbres des causes 34

Figure. 22 : Méthode de construction de l’arbre d'évènement 39

Figure. 23 : Evolution des besoins énergétique 2008-2020 45

Figure. 24 : Evolution de la puissance 2008-2020 46

Figure. 25 : Coût de construction des centrales de production 52

Figure. 26 : Coût du Kwh 52

Figure. 27 : Comparaison des coûts du Kwh en fonction du prix combustible 54

Figure. 28 : Variation du prix du KWh d’une TV charbon 55

Figure. 29 : Consommation énergétique du procédé MED 68

Figure. 30 : Couplage MED + TV600 68

Figure. 31 : Couplage MED + CC600 69

Figure. 32 : Consommation électrique du procédé RO 69

Figure. 33 : Couplage RO + TV 600 70

Figure. 34 : Couplage RO + CC600 70

Figure. 35 : Arbre des causes station MED 74

Figure. 36 : Arbre des causes du circuit électrique 1 77

Figure. 37 : Arbre des causes du circuit électrique 2 78

Figure. 38 : Arbre des causes du système de refroidissement de l’eau 1 81

Figure. 39 : Arbre des causes du système de refroidissement de l’eau 2 81

Figure. 40 : Arbre des causes du système de refroidissement d’urgence du cœur 82

Figure. 41 : Arbre des causes du système de dégagement de la chaleur résiduelle 82

Figure. 42 : Arbre des causes du pressuriseur 83

Figure. 43 : Arbre des causes du système d’alimentation de l’eau primaire 84

Figure. 44 : Effet d’un transitoire causé par l’arrêt du MED sur cœur du réacteur 85

Figure. 45 : Arbre des causes du système d’alimentation de l’eau primaire 85

Figure. 46 : Effet d’un transitoire causé par l’arrêt du MED sur cœur du réacteur 87

PFE-2009

Liste des tableaux

N° Titre du tableau Page

Tableau. 1 : Pouvoir calorifique des différents combustibles fossile 5

Tableau. 2 : caractéristiques principales des GV REP 12

Tableau. 3 : Caractéristiques du circuit de couplage entre REP et MED 27

Tableau. 4 : Les portes logiques 35

Tableau. 5 : Symboles des évènements 36

Tableau. 6 : Besoins énergétiques 45

Tableau. 7 : Besoin et ressources en eau douce dans la région du SUD 47

Tableau. 8 : Hypothèses électrique 48

Tableau. 9 : Coût de production électrique des centrales nucléaires 49

Tableau. 10 : Cout de production électrique par la centrale CC600 50

Tableau. 11 : Cout de production électrique par la centrale TV600 à charbon 51

Tableau. 12 : Coût énergétique 52

Tableau. 13 : Hypothèses d’étude des unités de dessalement 56

Tableau. 14 : Coût de dessalement par la centrale REP 600 57

Tableau. 15 : Coût de dessalement par la centrale REP 900 58

Tableau. 16 : Coût de dessalement par la centrale TV charbon 600 (75$/t) 59

Tableau. 17 Coût de dessalement par la centrale TV charbon 600 (90 $/t) 60



Tableau. 20 Coût de dessalement par la centrale CC600 (fuel = 50$/b) 63




Tableau. 24 Indisponibilité des systèmes de refroidissement 80

« Introduction générale »

PFE-2009 - 1 -

Introduction générale

« Introduction générale »

PFE-2009 - 2 -

Introduction

L’eau est une ressource naturelle vitale pour la survie de l’humanité et de toutes les espèces

vivantes.

Cependant l’eau est inégalement répartie dans le globe terrestre et ce sont les pays du sud qui

souffrent le plus de cette pénurie d’eau.

Pour cette raison plusieurs initiatives devraient être prise au sérieux pour combler le manque

en eau, et la solution de dessalement parait bénéfique surtout pour les pays côtier ou ceux qui

possèdent des réserves d’eau de salinité supérieurs à 1.5 g/L.

La Tunisie est l’un des pays cible de cette étude puisque la région du Sud enregistre un déficit

d’eau qui s’amplifie année après année pour atteindre en 2020, selon les hypothèses hautes

dans lesquelles aucun engagement ne sera fait, les 150 000 m3/jour.

L’objet de ce travail est d’étudier, d’une part, la faisabilité technico-économique du

dessalement de l’eau de mer en essayant d’analyser les différentes combinaisons de couplage

entre station de dessalement et centrale de production d’électricité et d’autre part, de faire une

analyse de sûreté lors de ce couplage avec une centrale électronucléaire.

Dans le premier chapitre on va présenter les différentes sources d’énergie et les divers

procédés de dessalement, puis un dimensionnement de couplage.

Le deuxième chapitre est une approche de sûreté dans lequel on va détailler les incidents

redoutables liés au régime transitoires puis on va présenter trois méthodes d’évaluation du

risque.

Dans le troisième chapitre, et en se référant aux besoins énergétiques et d’eau potable, on va

essayer à l’aide d’un logiciel de faire une évaluation économique du coût électrique et de

l’eau dessalée en prenant en considération les différentes technologies de production.

Le quatrième chapitre est une approche de sûreté dans laquelle on va évaluer les risques lors

du couplage entre centrale nucléaire et une unité de dessalement à l’aide de la méthode de

l’arbre de défaillance et la méthode de l’arbre d’évènements.

Les sources d’énergie électrique et les différents procédés de dessalements

PFE – 2009 - 3 -

Chapitre 1



PFE – 2009 - 4 -

Introduction

Dans ce chapitre on va présenter d’abord les différentes sources d’énergie électrique en décrivant leurs principes de fonctionnement et leurs caractéristiques techniques. Par la suite, on va exposer les divers procédés de dessalement et la technique de couplage avec une centrale thermique.

I. Les sources d’énergie

Il existe plusieurs sources d’énergie utilisé dans le monde : des sources fossiles, des sources nucléaires et des sources renouvelables. Les choix de l’énergie la plus adéquate dépend de plusieurs paramètres qu’on va développer ci-après.

1. La situation énergétique mondiale

Le secteur de l’énergie est aujourd’hui sous l’emprise de deux contraintes, une qui résulte de la raréfaction progressive du pétrole et du gaz naturel et l’autre correspond à la montée des limitations d’émission de gaz à effet de serre, du fait de prise de conscience du changement climatique et de la mise en œuvre des engagements internationaux comme le protocole de Kyoto.

Et face à ces contraintes, la demande d’énergie primaire est en pleine croissance pour enregistrer selon des études de prévisions une augmentation de 250% en 2005 [11]. Ainsi pour stabiliser la concentration de gaz carbonique il faudrait réduire d’un facteur au moins trois les émissions moyennes par habitant de CO2. Le niveau moyen d’émission de CO2 par habitant devrait ainsi passer d’une tonne équivalent carbone actuellement à 0.3 tonnes.

Des mesures énergétiques devraient être prises dès que possible pour diminuer les émissions de gaz à effet de serre. Une diminution significative de l’utilisation des combustibles fossiles pour le transport serait difficile à réaliser puisque à l’échelle industrielle il n’existe pas encore une solution alternative concurrente au moteur à combustion.

Cependant, la production d’électricité correspond à 40% de l’utilisation de l’énergie fossile, d’où une diminution de la part de combustible fossile dans ce secteur est probablement la façon la plus efficace et la plus facile de commencer à réduire les émissions de CO2. [11]

Si la contribution de l’énergie nucléaire s’élève à 85% comparé au 5% actuel les émissions de CO2 seraient réduites de 27% avec une contribution du nucléaire à la production de l’électricité de 61%. On peut, ainsi s’approcher davantage des objectifs de Kyoto. [11]


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2. Les sources fossiles

Les sources d’énergie fossiles diffèrent par leurs propriétés chimiques, leur phases (liquides, solides, gaz), et par leurs pouvoirs calorifiques. L’énergie récupérée résulte d’une réaction chimique de combustion. En effet les gaz de combustion transfèrent leurs énergies calorifiques à d’autres produits pour être chauffés.

Les sources fossiles proviennent généralement des produits de raffinage du pétrole ou des mines du charbon. Le tableau ci-dessous résume les propriétés énergétiques de quelques produits.

Tableau 1 : Pouvoir calorifique de différents combustibles fossiles

produit Pouvoir calorifique inférieur Phase

méthane 35843 Kj/Nm3 gaz

Charbon 33000 Kj/Kg solide

fuel lourd 41000Kj/Kg liquide

fuel domestique 42000Kj/Kg liquide

a-La turbine à vapeur La production de l’énergie électrique selon un cycle vapeur est une conséquence de tout un processus cyclique fermé à vapeur. En effet, les gaz chauds résultant d’une combustion dans la chaudière (générateur de vapeur) constituent la source chaude, en revanche l’eau de mer représente la source froide entre lesquels il y aurait des échanges thermiques produisant un travail mécanique, ce travail entraîne la rotation de la turbine et du rotor de l’alternateur qui produit l’énergie électrique.

La vapeur s’échappe du corps BP de la turbine, se condense par échange thermique avec l’eau de mer au niveau du condenseur. Puis des pompes d’extraction refoulent l’eau du condenseur jusqu'au générateur de vapeur là ou l’eau, en circulant dans les tuyauteries des échangeurs, récupère la quantité de chaleur nécessaire à la vaporisation.

La vapeur saturée passe à travers des surchauffeurs pour se transformer en vapeur sèche n’ayant aucun effet négatif sur les ailettes de la turbine, et en sort vers le corps HP où elle se détend entraînant un mouvement rotatif de l’arbre de la turbine. Cette vapeur s’échappe vers les réchauffeurs pour se trouver dans le corps MP et BP de la turbine (figure 1).


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Figure 1 : Schéma descriptif des éléments d’une tranche TV

b- Cycle combiné L’air ambiant est comprimé puis guidé vers une chambre de combustion, cet air acquiert une énergie calorifique importante ce qui augmente son énergie cinétique, puis subit une détente en traversant une turbine à gaz ce qui entraîne la rotation de l’alternateur.

La haute température du gaz d’échappement (T> 500°C) explique l'importance de récupérer cette chaleur pour générer un travail mécanique en cycle de vapeur ce qui permet par la suite de produire de l'électricité supplémentaire et gratuite, En effet, les fumées sont dirigées vers la chaudière de récupération et le fonctionnement est alors dit en cycle combiné. La figure ci-dessus décrit le principe de fonctionnement du cycle combiné.


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Figure 2 : Schéma descriptif du Cycle Combiné


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3. Les sources nucléaires

3.1. Présentation générale

L’uranium est un élément chimique de numéro atomique 92. C’est un métal lourd radioactif dont sa demi vie peut atteindre 700 millions d’années pour l’isotope U235. Sa propriété fissile fait qu’aujourd’hui son usage est prépondérant dans le domaine industriel et surtout comme source de chaleur pour les centrales nucléaires. Quand un noyau U235 est percuté par un neutron, il se casse en deux fragments et éjecte 2 ou 3 neutrons qui vont à leurs tours casser d’autres noyaux fissiles et entretenir une réaction en chaîne.

a- Pouvoir énergétique

Figure 3 : Réaction de fission en chaîne

L’énergie de fission dégage une forte chaleur et ceci peut être expliqué par la courbe d’Aston qui montre la relation entre l’énergie de cohésion et le nombre de nucléons. En effet la fission du noyau U235 en deux fragments induit un dégagement de chaleur égale à :

2

avec : défaut de masse

Figure 4 : Courbe d’Aston


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b- Transfert de chaleur vers le fluide caloporteur

Le noyau d’un atome d’uranium est heurté par un neutron qui se déplace à la 2200m/s, ce dernier se désexcite instantanément en émettant un rayonnement gamma puis se désintègre en deux fragments qui sont appelés produit de fission. La chaleur dégagée lors de la fission est transférée vers le fluide caloporteur situé dans les canaux et passe par un échangeur de chaleur situé dans le générateur de vapeur.

c- Modération des neutrons

Pour pouvoir maintenir une réaction nucléaire continue, la vitesse de ces neutrons doit être ralentie ou modérée jusqu'à 2200m/s lors du contact du noyau d’uranium. [12]

4. Différent types de réacteurs nucléaires

Il existe plusieurs technologies de réacteurs nucléaires dans le monde. Ils diffèrent par le choix de la nature du combustible, le type du fluide caloporteur et modérateur et par le régime de fonctionnement. On va se limiter à l’étude du réacteur à eau pressurisée et à eau lourde pressurisée.

4.1. Réacteur à eau ordinaire pressurisée (REP)

C’est la filière de réacteur la plus répandue avec 85% des réacteurs installés dans le monde. Il utilise l’eau ordinaire comme fluide caloporteur et modérateur.

Figure 5 : Réacteur à eau pressurisé


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Le combustible du REP est de l’Uranium enrichi entre 3% et 5% qui est entassé sous forme de pastilles (274 pastilles) et maintenues dans des gaines en alliage de zirconium qu'on appelle crayon (264 crayons). Les crayons combustibles sont agencés sous forme d'assemblages dont la tenue mécanique est assurée par des grilles. Selon les modèles de REP, on charge entre 120 et 250 assemblages dans la cuve du réacteur. [4] Le réacteur REP est constitué de :

a- La Cuve

La forme de la cuve du réacteur est cylindrique fermée à sa partie inférieure par un fond hémisphérique et bouchée par un couvercle démontable en forme de calotte sphérique. Cette conception donne accès à la totalité du contenu de la cuve après enlèvement du couvercle à l’arrêt du réacteur et, en particulier, aux assemblages combustibles pour en effectuer le remplacement. Le caloporteur pénètre dans le réacteur par trois raccords d'entrée et circule de haut en bas dans le passage annulaire entre la jupe du cœur et la cuve sous pression. En remontant à travers le cœur du réacteur, l'eau de refroidissement se réchauffe. Elle remet cette chaleur aux trois générateurs de vapeur par les trois raccords de sortie. Il se répartit de manière égale sur les trois circuits de refroidissement.

La cuve est située en partie centrale du bâtiment réacteur, elle assure les fonctions suivantes : - Maintenir les assemblages les crayons et les équipements internes. - Résister à la pression élevée de l’eau de réfrigération (155 bar ) (première barrière) - Permettre de remplacer les assemblages.

Figure 6 : Cuve du REP


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b- Les crayons combustibles

Du dioxyde d’uranium fritté sous forme cylindrique est contenu dans ces éléments construits en alliage de zirconium pour permettre une perméabilité importante aux neutrons .Ces élément sont fermée aux extrémités par un bouchon.

c- Les barres de contrôle

Ce sont des barres qui permettent de réduire la réactivité afin de contrôler la puissance et de la porter à la valeur exigée. Leurs positions en régime de fonctionnement est hors du réacteur, lorsque la puissance du réacteur doit être diminuée ces barres descendent pour absorber les neutrons et diminuer la réactivité. Lors d’un arrêt d’urgence est lors d’une perte électrique de commande ces barres descendent par leur la force de gravité et le réacteur s’arrête en 2 secondes.

d- Le générateur de vapeur

Les Générateurs de Vapeur (GV) transfèrent la chaleur générée par le cœur du réacteur, du fluide primaire ayant traversé le cœur (eau sous pression), au fluide du circuit secondaire ou circuit eau-vapeur. Ils assurent de plus l’étanchéité entre les circuits primaire et secondaire et participent ainsi au confinement de la radioactivité du circuit primaire constituant la deuxième barrière. Le tableau 2 donne les caractéristiques principales des GV des REP français :

Figure 7 : Assemblage de combustible


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Tableau 2 : caractéristiques principales des GV REP [4]

Puissance électrique nominale Caractéristiques

900 MW 1 300 MW 1 450 MW Nombre de GV 3 4 4 Hauteur (m) 20,65 22,31 21,85 Masse à vide (t) 300 440 420

Tubes :

nombre 3 330 5 342 5 599 diamètre extérieur (mm) 22,22 19,05 19,05 épaisseur (mm) 1,27 1,09 1,09 matériau Alliage 600 Alliage 600 Alliage 690

Surface d’échange (m2) 4 700 6 947 7 308

Eau primaire :

température entrée (oC) 322,4 328,7 329,1

température sortie (oC) 286,6 292,6 292,1

pression absolue (bar) 155 155 155

Eau d’alimentation :

température (oC) 219,4 229,5 229,5

pression absolue (bar) 59,3 72,3 74,4

Vapeur :

température de saturation (oC) 275,7 288,4 288,7

pression de saturation absolue (bar) 60,1 72,7 73,1

L’eau primaire maintenue sous haute pression (150 à 157 bar) circule à l’intérieur des tubes et transmet sa chaleur à l’eau du circuit secondaire qui se vaporise sous 70 ou 80 bars. Les tubes sont de faible diamètre (de 19 ou 22,2 mm suivant les modèles), ce qui leur permet d’avoir une paroi mince (0,9 à 1,3 mm), la résistance thermique de paroi étant déterminante pour le dimensionnement de la surface d’échange. Les cintres des tubes en U sont tenus par des barres antivibratoires permettant la libre dilatation des tubes. Une plaque de division du fond, ou plaque de partition, sépare l’eau primaire entrant dans la boîte à eau de l’eau refroidie qui en sort après avoir parcouru le faisceau. Le refroidissement d’urgence des générateurs de vapeur cause un transfert rapide de chaleur depuis le caloporteur vers l’eau des générateurs de vapeur. Cela réduit rapidement la température du circuit caloporteur ainsi que sa pression. De l’eau froide remplit le circuit et abaisse la température du combustible.


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Figure 8 : Générateur de vapeur à circulation naturelle

e- Le pressuriseur

Le pressuriseur permet de maintenir le circuit primaire à une pression de service constante. En cas de modification de charge du réacteur, il se produit des changements de température et des fluctuations de volume qui, sans pressuriseur, entraîneraient des fluctuations de pression.

Le pressuriseur est un réservoir vertical partiellement rempli. Il est relié à l'un des trois circuits de refroidissement du réacteur par la conduite de contrôle volumétrique. Le réglage de la pression se fait par chauffage électrique dans le secteur eau du pressuriseur et par un dispositif d'aspersion d'eau dans le secteur vapeur. Le système d'aspersion permet de condenser la vapeur, et donc de diminuer la pression; les corps chauffants électriques permettent de faire évaporer l'eau, et donc d'augmenter la pression.

Figure 9 : Pressuriseur


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f- Avantages

- Usage de l’eau ordinaire comme modérateur et caloporteur. - Une longue expérience dans la conception et l’exploitation. - Une technologie à la fois compétitive et sûre. - 85% des réacteurs dans le monde fonctionnent avec cette technologie.

g- Inconvénients

-nécessité d’enrichissement d’Uranium -nécessité d’arrêt du réacteur lors de la recharge du combustible.

4.2.Réacteur à eau lourde pressurisée

Un réacteur à eau lourde pressurisée est un dispositif qui produit de la chaleur et qui utilise l’Uranium naturel comme combustible nucléaire et de l’eau lourde comme fluide caloporteur et modérateur. Le réacteur canadien porte le nom de CANDU, soit CANada Deutérium Uranium, est un exemple concret du PHWR (Pressurised Heavy Water Reactor).

Le réacteur à eau lourde est constitué essentiellement d’une calandre sous forme cylindrique horizontale, ce dernier est supporté par une structure de béton revêtu en acier et alimenté par un combustible à uranium naturel qui sont réparti dans 380 canaux horizontaux. Chaque canal contient 12 grappes de combustible et chaque grappe contient 37 éléments. Ces canaux sont immergés dans un réservoir d’eau lourde (délimité par les parois de la calandre) qui joue le rôle de modérateur. Le caloporteur à eau lourde sous pression de 10 bars circule dans les canaux de combustible délimité d’une part par le tube de force et la grappe de combustible. La chaleur récupérée par la réaction de fission est transportée vers le générateur de vapeur pour réchauffer l’eau légère. [5]

a- La Calandre

C’est le cœur du réacteur, il constitue par ses différentes composantes la source de chaleur qui va être transféré à l’eau légère. La calandre est composée d’écrans axiaux et de canaux de combustible (figure 10). Les écrans axiaux délimitent la calandre des deux cotés. Ils sont remplis de billes d’acier et refroidis avec de l’eau, ils soutiennent les 380 canaux de combustibles.

Les canaux de combustibles sont séparés de 30 centimètre et forment ensemble un réseau carré. L’ensemble d’un canal de combustible comprend un tube de force en alliage zirconium-niobium, un tube de calandre de zirconium, des bouchons de protection au deux extrémité, et quatre bagues d’espacement qui veillent à la séparation du tube de force et du tube de calandre. Chaque tube de force est calorifugé du modérateur à eau lourde froide basse pression et par un isolant gazeux rempli de CO2 qui se forme entre lui et le tube de calandre. [5]


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Figure 10 : Calandre

b- Les grappes

La grappe de combustible du réacteur PHWR comporte 37 éléments, disposés en anneaux, La séparation nécessaire des éléments de combustible est assurée par des bagues d’espacement.

Figure 11 : grappe de combustible

c- Le générateur de vapeur

Le fluide caloporteur quitte les tubes axiaux passe à travers le générateur de vapeur et plus précisément par un tube en U inversé, il entre à une température chaude et sort après avoir transférer son énergie calorifique à l’eau ordinaire. Le réglage de la pression de l’eau lourde est effectué par un pressuriseur, des pompes et des robinets de soutirage


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Figure 12 : générateur de vapeur d’un PHWR

d- La machine de manutention

Le PHWR possède l’avantage d’être rechargé de combustible en marche. Le rechargement des grappes par la machine de manutention s’effectue dans le même sens du flux du caloporteur. Les grappes irradiées sont remplacées puis envoyées vers des piscines de stockage.

Figure 13 : Machine de manutention

e- Avantages

- usage de l’uranium naturel - rechargement du combustible en marche - séparation du circuit modérateur et du circuit caloporteur

f- Inconvénients - prix de l’eau lourde élevé.


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II. Les procédés de dessalement

Le dessalement est une ancienne technique à laquelle ont eu recours les marins pour subvenir à leur besoin en eau douce, en effet ils chauffaient l’eau de mer jusqu'à atteindre la température de vaporisation pour extraire l’eau distillée. Le dessalement a été industrialisé pour permettre une production d’eau douce qui couvre les besoins de toute une population. Parmi les techniques de dessalement on peut citer :

- La technologie d’Osmose Inverse RO - La technologie de distillation

1. L’osmose inverse Le procédé d’osmose inverse peut être expliqué par l’expérience suivante :

Figure 14 : Osmose et Osmose inverse

Etape 1 :L’eau douce et l’eau salée sont initialement au même niveau et sont séparées par une membrane semi perméable.

Etape 2 : Naturellement l’eau douce aura tendance à diluer l’eau saumâtre d’où le transfert de A vers B. A l’équilibre PA-PB = Posmotique

Etape 3 : hors dans une station de dessalement on a besoin d’adoucir l’eau salée donc on doit appliquer une pression P> Posmotique.


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La pression osmotique est donnée par la relation :

avec :

• π : pression osmotique (en Pa) • : somme des molalités de chaque ion ou molécule non ionisée (en mol/kg) • R : constante molaire des gaz (8,314 J/mol) • T : température (en K).

Pour que le phénomène d’osmose inverse se produise dans de bonnes conditions économiques, il faut que la pression appliquée soit deux fois celle de la pression osmotique. [3]

1.1 Différents éléments d’une station de dessalement RO :

a- Système de prétraitement :

Le prétraitement est essentiel dans le procédé RO, puisqu’il permet de protéger la membrane de l’usure rapide, cette étape comporte des filtres pré couches et des filtres à cartouche. Elle comporte aussi un système dosage de produits chimiques empêchant le développement de micro organismes dans les membranes.

Figure 15 : Filtre pré couche

b- Pompes à haute pression :

Elles permettent le pompage et le passage de l’eau salée à travers les membranes et donc de produire le phénomène d’Osmose inverse.


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Figure 16 : Pompe à haute pression

c- Le système de traitement :

Les membranes permettent d’extraire l’eau douce et de rejeter l’eau avec une concentration de sel plus élevé.

Figure 17 : Membranes RO

Les membranes nécessitent un lavage périodique et un enregistrement de la production, de la perte de charge et la qualité d’eau .Si une valeur de ces dernières varie de plus que 10% il faut prévoir un lavage. [3]


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2. Distillation à effets multiples : (MED)

Principe de fonctionnement :

Le procédé MED est composé d’une installation de n cellules juxtaposées. Dans chaque cellule on trouve un échangeur de chaleur et un pulvériseur d’eau de mer. La vapeur soutiré de la turbine réchauffe l’eau de mer pulvérisée et la porte à la température d’ébullition. La vapeur émise par l’eau de mer est transférée vers la cellule voisine à travers un échangeur de chaleur pour réchauffer l’eau de mer pulvérisé dans cette cellule. Ce procédé se répète jusqu'à atteindre la cellule qui à la plus basse pression et température. La limite basse est donnée par la température d’entrée d’eau de mer.

Figure 18 : Procédés MED

La température de fonctionnement est à fixer pour une valeur maximale entre 60 et 63˚C pour les raisons suivantes :

- une vitesse de corrosion assez limitée qui permet l’utilisation d’aciers inoxydables standards et même d’aciers revêtus ;

- un traitement antitartre limité au dosage d’un inhibiteur de corrosion à base de polyphosphate (pas d’acide) .

- la possibilité de récupérer de la vapeur sous une faible pression absolue (0,35 bar) pour le réchauffage de l’eau de mer. [3]

2. 2. Avantages

Les avantages de ce procédé sont :

-consommation électrique faible -régime de fonctionnement en basse température et en basse pression -distillation de grande pureté et indépendante de la salinité


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III. Couplage entre station de dessalement et centrale nucléaire

1. Principe du couplage

Procédé RO

Le couplage entre une station de dessalement RO et une centrale nucléaire est électrique, l’énergie nécessaire pour le dessalage d’un m3 d’eau est estimé à environ 5kwh(e)/m3

Procédé MED

Le couplage entre une unité de dessalement à distillation et une centrale nucléaire s’effectue en récupérant la chaleur nécessaire via l’échangeur secondaire qui relie la vapeur soutirée du procédé MED. Le soutirage engendre une baisse de puissance électrique et par conséquent une baisse du rendement du réacteur.

a- Exemple

Pour un couplage d’un réacteur REP900 avec un procédé MED: la vapeur entre dans la turbine BP à une température de 253°C et une pression 11 bar [1]. Une fraction de cette vapeur va être soutirée pour permettre le dessalement de l’eau de mer. La figure suivante décrit le principe de couplage.

Figure 19 : Schéma du couplage conventionnel


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Le débit soutiré peut être calculé par la formule suivante

)(,sout

satLiqsout

soutsout

THH

QD

−=

Avec:

soutQ : Puissance thermique soutirée (MWth)

soutD : Débit massique de soutirage vers le procédé (kg/s).

soutH : Enthalpie massique du fluide soutiré vers le procédé (kJ/kg).

soutT : Température de soutirage (°C)

)(,sout

satLiq TH Enthalpie du liquide saturé à soutT (kJ/kg) (le liquide de sortie du

deuxième condenseur est supposé saturé).

la vapeur soutirée induirait une baisse dans la puissance électrique fournie par le réacteur:

desalsortieTBPsoutsoutaltt WHHDW +−= )(ηηδ

Avec:

sortieTBPH : Enthalpie massique du fluide à la sortie de la turbine BP (kJ/kg)

desalW : Consommation électrique du procédé de dessalement (MWe)

tη : Rendement mécanique de la turbine (%)

altη : Rendement de l’alternateur (%)

La baisse de rendement sera évalué ainsi

ch

desalsortieTBPsoutsoutaltt

Q

WHHD +−=

)(ηηδη

Avec:

chQ Puissance thermique des GV (MWth)


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* Dimensionnement du circuit intermédiaire

Le circuit intermédiaire est schématisé comme suit:

Figure 20 : Représentation de la boucle intermédiaire

Les paramètres de dimensionnement sont :

- la pression de soutirage PS (la température de soutirage TS)

- la température d'admission de la vapeur au premier étage du MED (TFT),

-la puissance thermique du procédé

* Méthodologie du dimensionnement

Lors du dimensionnement d’une boucle intermédiaire on doit parfaitement connaître les conditions de soutirage et les débits d’admission de la vapeur et ainsi que ces paramètres suivant :

� Les niveaux de températures et de pression, � Le débit de recirculation, � Les dimensions de la tuyauterie liquide, � La puissance des pompes de recirculation, � Les caractéristiques de l'échangeur secondaire (surface d'échange, nombre de tubes).

La pression côté procédé est plus importante que celle côté soutirage:

PPP SH

BI ∆+=

Avec: H

BIP : Pression échangeur côté procédé,

SP : Pression de soutirage,

P∆ : Ecart de pression procédé-secondaire.


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La Température côté procédé est égale à :

pincSH

BI TTT ∆−=

Avec: H

BIT : Température échangeur côté procédé,

ST : Température de soutirage, liée à SP par les conditions de saturation,

pincT∆ : Pincement de l’échangeur secondaire-procédé

En supposant que la détente est isenthalpique, la fraction de vapeur crée dans l'enceinte (Flash Tank) s’écrit :

)()(

)(),(

FTsatliqFT

satvap

FTsatliq

HBI

HBI

THTH

THPTHx

−−

=

Avec:

),( HBI

HBI PTH : Enthalpie du fluide à la sortie de l’échangeur / entrée du flash tank

)( FTsatliq TH : Enthalpie du liquide saturé à la température du flash tank, FTT

)( FTsatvap TH : Enthalpie de la vapeur saturée à la température du flash tank, FTT

FTT : Température du flash tank, égale à la température d’admission de la

vapeur au premier étage du MED.

La Puissance thermique communiquée au procédé par la condensation de la vapeur issue du

flash tank (sans sous refroidissement) est thq avec :

)]()([ FTsatliqFT

satvapBIth THTHxdq −=

D’où le débit dans la boucle intermédiaire égale à :

)()(

1

FTsatliqFT

satvap

thBI THTH

q

xd

−=

* Dimensionnement des conduites

Le diamètre est choisi de telle sorte à ne pas dépasser une vitesse limite U (2m/s généralement) pour des considérations de praticabilité et de sécurité, on le calcule comme suit:

Un

d4D BI

πρ=

Avec: ρ : Masse volumique moyenne du liquide dans la boucle intermédiaire,

U : Vitesse moyenne de l’écoulement.


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* Dimensionnement des pompes de re-circulation:

Pression d'admission = Pression de saturation à TFT + hauteur de la colonne d'eau. La hauteur de la colonne d'eau doit être choisie de manière à éviter la cavitation des pompes de re-

circulation. Pression de refoulement: HBIP

Puissance électrique de la pompe donnée par:

))(),(( FTsatliq

HBIFT

pompe

BIe THPTH

n

dP −=

η

Avec:

pompeη : Rendement de la pompe.

* Dimensionnement de l'échangeur secondaire

C'est le deuxième échangeur, la chaleur est échangée par changement de phase du fluide côté secondaire. Les températures aux bornes de l'échangeur sont toutes connues. La détermination de la surface d'échange se fait par la méthode DTML (Différence de Température Moyenne Logarithmique):

DTML.K.F

qS th=

Avec:

)ln(

)(

)ln(

)()(

pinc

FTS

pincFTS

HBIS

FTS

HBISFTS

T

TT

TTT

TT

TTTTTT

DTML

∆−

∆−−=

−−

−−−=

F : Coefficient correctif du DTML et K coefficient d’échange.

K : est donné par une corrélation proposée par le Heat Exchange Institute (HEI):

VCCCKK stm0=

0K : Coefficient de base fonction du diamètre extérieur des tubes (abaques)

mC : Coefficient de correction fonction de l’épaisseur δ et du matériau des tubes (abaques).

tC : Coefficient de correction de température d’entrée d’eau (abaques).

sC : Coefficient de salissure, variable et dépendant principalement de la nature de l’eau de

réfrigération. V : Vitesse de l’eau dans les tubes.


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Le nombre total de tubes s'obtient par:

ttubes

BItubes SV

dn

ρ=

Avec: ρ : Masse volumique moyenne de l’eau de réfrigération,

ttubesS : Section transversale d’un tube.

La longueur des tubes est donnée par:

tubetubestubes Dn

S

π=l

Avec:

tubeD Diamètre externe des tubes.

Application

On prend le cas du couplage conventionnel REP+MED, ce calcul a été effectué dans le projet TUNDESAL en se basant sur des données intrinsèques au REP (chaleur fournie par les générateurs de vapeur,…) et d'autres fournis par la STEG (niveau des températures et pression pour le soutirage,…) * Vapeur soutirée à 90 °C – 0,702 bar avec un taux de séchage de 92,5 % – La baisse totale d’électricité due au couplage inclut la puissance de recirculation du liquide dans la boucle intermédiaire. ** Pincement du condenseur : 5°C – DTML (Différence de température moyenne logarithmique) = 10,82 °C – Coefficient correctif du DTML = 0,95. Coefficient d’échange global = 3,561 kW/m² °C – Tubes de 15 m de longueur, 1" 18 BWG de diamètre en Bronze aluminium. Vitesse d’écoulement du réfrigérant dans les tubes du condenseur = 1,5 m/s. *** Fraction de vapeur dans le Flash tank = 2,7 % –- Rendement du pompage = 85 %. Nombre de Flash tank = Nombre d’unités MED (1 unité MED = une capacité installée de 24 000 m3/j). Vitesse d’écoulement du liquide en aval de la pompe de re-circulation = 2,5 m/s


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On obtient les résultats du tableau suivant : [1]

Tableau. 3 : Caractéristiques du circuit de couplage entre REP et MED

Secondaire

Procédé MED REP900*

Echangeur

Secondaire

Procédé**

Boucle intermédiaire***

Puissance

thermique

requise

Surface

d'échange

Nombre

de tubes

Débit total de

re-circulation

Puissance

totale de

pompage

Nombre de

Flash tank

Diamètre des

conduites

liquide Production

journalière qth

Débit

soutiré

vers le

MED

Baisse totale

d'électricité due

au couplage S ntubes dBI Pe n D

m3/jour MWth kg/s MWe m² - kg/s kWe - mm

48 000 89,3 42 11,3 2 435 1 947 1 416 230 2 607

144000 270 128 34,6 7370 5940 4286 656 6 609

168000 315 150 40,5 8606 6929 5000 765 7 609

192000 360 170 46 9835 7920 5715 874 8 609


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Conclusion : Nous avons décrit dans ce chapitre le principe de fonctionnement des centrales de production électrique et les stations de dessalement de l’eau , puis nous avons présenté un exemple d’étude de dimensionnement thermodynamique qui servira comme un support technique lors de la conception.

Analyse des risques nucléaires

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Chapitre 2

Analyse des risques Nucléaires


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Introduction

L’analyse des risques décrit les mécanismes qui peuvent conduire aux incidents et aux accidents. Il existe plusieurs méthodes pour évaluer ces risques et d’en déduire les conséquences. Dans ce chapitre on va décrire les différents accidents liés aux régimes transitoires du réacteur puis on va présenter deux méthodes d’évaluation graphiques qui sont la méthode de l’arbre des causes (ou de défaillance) et la méthode de l’arbre d’événement. A la fin, on parlera de la méthode analytique de détermination de la défaillance d’un système.

I. Accidents liée au régime transitoire au niveau du réacteur

Lorsque la chaleur augmente d’une façon incontrôlable et brusque dans le réacteur, on parle d’un régime transitoire. Ce régime peut être la cause de plusieurs accidents qui peuvent aller jusqu'à la fusion du cœur au cas où toutes les barrières de sûreté ont été franchies. Les causes principales de ces transitoires sont classé en deux groupe :

- les accidents de réactivité - les accidents par défaillance du système de refroidissement

1. Accidents de réactivité Dans le cas des accidents de réactivité, une modification des propriétés de multiplication du réacteur est susceptible d’entraîner une augmentation importante (et soudaine) de la puissance dégagée dans le combustible. La réactivité d’un milieu matériel contenant de la matière fissile est définie par :

Avec k : coefficient de multiplication du milieu La réactivité dépend du flux de neutrons dans les grappes de combustible. Pour une injection de réactivité, le réacteur est rendu supercritique et l’augmentation de la puissance est exponentielle [10]. Ce type d’accident se produit dans les cas suivant :

• Retrait incontrôlé de grappes de réglage au démarrage

Cet accident consiste en une injection positive de réactivité, le réacteur étant à faible puissance, l’élévation de température du combustible qui en résulte est faible et n’entraîne aucun relâchement de produits radioactifs.


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• Retrait incontrôlé de grappes de réglage en puissance

Cet accident est similaire au précédent sauf qu’il se produit à des niveaux de puissance plus élevés du réacteur.

• Introduction d’eau froide par démarrage d’une boucle inactive

Un réacteur REP à trois ou quatre boucles peut, à puissance réduite, fonctionner avec une boucle de refroidissement à l’arrêt. Au démarrage de cette boucle, de l’eau à température plus basse est injectée dans le circuit primaire. Il en résulte une injection de réactivité ∆ρ>0 d’où une élévation brusque de la température.

• Défaillance du circuit de contrôle chimique et volumétrique

Le circuit de contrôle chimique et volumétrique peut insérer de la réactivité dans le cœur. En effet, lors l’introduction de l’eau il y aura dilution du bore et donc insertion d’un ∆ρ>0. L’accident en question ne peut provenir que d’une erreur d’un opérateur, la dilution étant manuelle. (L’acide borique est un absorbeur de neutron). Dans ce cas, la dilution a le même effet que le retrait incontrôlé des grappes en puissance.

• Relâchement accidentel de bore

Les produits de corrosion présents dans le circuit primaire se déposent en partie sur les surfaces sous forme de boues (crud). Ces boues sont susceptibles de fixer du bore qui intervient dans le contrôle de la réactivité. Si une partie de ces boues se détachait et quittait le cœur, cela équivaudrait à une insertion de réactivité positive.

• Chute de grappe, chute de groupe et mauvais alignement de grappes

La chute d’une ou de plusieurs grappes de contrôle provoque une diminution de la puissance et une variation dans la distribution de la puissance linéique dans le cœur. Le système de contrôle du réacteur tend à ramener la puissance au niveau initial en relevant les autres grappes. Si aucune protection n’était mise en œuvre, cette action pourrait entraîner la crise d’ébullition. L’arrêt d’urgence du réacteur est déclenché par taux de décroissance élevé du flux nucléaire ou par basse pression au pressuriseur.

• Ejection d’une grappe de réglage

Cet accident est dû à la rupture de l’enceinte de pression du mécanisme de la grappe de réglage. Il en résulterait une excursion de puissance du réacteur et la distribution du flux présenterait un maximum à l’endroit de la grappe éjectée. Cette excursion de puissance serait par l’arrêt d’urgence actionné par les signaux de flux neutronique élevé. Le réacteur serait très rapidement ramené à un état sous-critique. Les événements dangereux à éviter sont une détérioration des assemblages de combustible durant l’excursion de puissance et un pic de pression (dû à la dilatation de l’eau) important dans le circuit primaire.


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2. Les accidents par défaillance du refroidissement

Dans le cas des accidents par défaillance du système de refroidissement, la puissance dégagée par le combustible reste inchangée, mais un événement extérieur affectant le système de refroidissement entraîne une perte de débit, empêchant l’évacuation de la puissance thermique dégagée par le réacteur, vers le groupe ‘turbo-alternateur’. Il y a deux types d’accidents par défaillance du refroidissement :

- les accidents dans lesquels il y perte du débit - les accidents dans lesquels il y a perte de réfrigérant.

2.1. Accident par perte du débit :

La perte du débit peut provenir d’une défaillance mécanique ou électrique des pompes primaires (dans le cas des PWR) ou provenir d’une perte d’alimentation électrique. Pour un réacteur fonctionnant à pleine puissance, ceci engendre une augmentation soudaine de la température et de la pression de l’eau primaire, qui peut endommager les assemblages combustibles. La perte de l’alimentation électrique entraîne la perte des pompes primaires, la perte de l’eau alimentaire des générateurs de vapeur et la perte du refroidissement par le condenseur (au circuit secondaire). Dans un premier temps, cet accident est semblable à celui de la perte du débit primaire et entraîne donc le déclenchement de l’arrêt d’urgence. Ensuite, il y a mise en route de l’alimentation électrique de secours qui permet le fonctionnement des motopompes d’eau alimentaire de secours. Des échanges de chaleur dégradés dans le cœur et dans les générateurs de vapeur sont susceptibles de provoquer une montée en température et en pression dans le circuit primaire avec expulsion éventuelle d’eau à travers la soupape de sûreté du pressuriseur. Les calculs montrent que la circulation naturelle dans le circuit primaire et l’eau alimentaire de secours dans les générateurs de vapeur permettent l’évacuation de la chaleur sans provoquer de dommages aux éléments combustibles. [10]

2.2 . Accidents par perte de réfrigérant

La perte de réfrigérant est du à une brèche dans les conduites du circuit primaire. La rupture de la tuyauterie donne lieu à une onde de décompression de l’ordre de 50 à 100 bars qui se propage à travers le circuit primaire [8]. Une vaporisation intense se produit. La pression du circuit primaire chute tandis que celle du mélange eau-vapeur dans l’enceinte de confinement monte, jusqu’a atteindre un équilibre de pression entre circuit primaire et enceinte.


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Les conditions de refroidissement du combustible deviennent vite défavorables puisque la gaine de combustible est entouré de vapeur ce qui réduit fortement le coefficient d’échange et risque de faire fondre les crayons combustibles. On a donc prévu un système de refroidissement d’urgence (ECCS : Emergency Core Cooling System) assurant à tout instant l’immersion du cœur. Lorsque l’on étudie le “risque” d’un accident par perte de réfrigérant, on détermine aussi la probabilité pour que le refroidissement d’urgence soit indisponible au moment de l’accident, événement qui aggraverait celui-ci. C’est là le rôle de l’étude probabiliste de la sûreté. Le refroidissement d’urgence comporte un système ‘passif’ et un système ‘actif’ [10]. Le système passif consiste en un réservoir d’eau borée (par boucle de refroidissement) sous coussin d’azote, à une pression de consigne qui peut être par exemple 4,5 MPa19. Lorsque, sous l’effet de la dépressurisation du circuit primaire, la pression descend en dessous de cette valeur, les accumulateurs d’eau borée se déchargent automatiquement dans le circuit primaire afin de refroidir le coeur. Pour couvrir tous les scénarios d’accidents de ce type, la partie ‘active’ de l’ECCS comprend deux systèmes d’injection d’eau de refroidissement : un système basse pression et un système haute pression qui injectent de l’eau de refroidissement à travers deux trains de pompes (basse et haute pression) dans le circuit primaire. II. Arbre de défaillance 1. Définition

L’arbre de défaillance est une méthode particulièrement adéquate pour synthétiser les analyses de sûreté de fonctionnement sur un système.

C’est une méthode graphique qui permet d’identifier les causes directes et indirectes de la défaillance d’un système donné et lier les différentes causes par des portes logiques. L’événement primaire (ou événement sommet) est situé au sommet de l’arbre et les causes secondaires sont placées en dessous jusqu’à atteindre la base de l’arbre.

Cette méthode est utile pour répondre à des questions comme :

- quel est le risque que l’événement X se produise ? - Selon quels scénarios l’événement X risque-t-il de se produire ?


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Figure 21 : arbre des causes


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2. Représentation des portes logiques généralement utilisées

Tableau.4 : Les portes logiques

Symbole Nom du symbole Signification du symbole

Porte ET L’événement de sortie « S » de la porte ET est généré si tous les événements d’entrée « E1, E2, E3 » sont présents simultanément.

Porte OU L’événement de sortie « S » de la porte OU est généré si l’un au moins des événements d’entrées « E1, E2, E3 » est présent.

Porte ET avec conditions

L’événement de sortie « S »est généré si tous les événements « E1, E2 » sont présents et si la condition (ici E1 est présent avant E2) est réalisée

Porte ou avec conditions

L’événement de sortie « S » est généré si l’un au moins des événements est présent (ici E1 ou E2) et si la condition est réalisé (ici il faut que E1 et E2 ne soient pas présents simultanément)

Porte SI L’événement de Sortie « S » est généré si l’événement d’entrée (ici E1 ) est présent et si la condition X est réalisée.

Triangle

La partie de l’arbre des causes qui suit le symbole est transférée à l’emplacement

indiqué par le symbole


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3. Représentations des symboles des événements

Tableau.5 : symboles des évènements

symbole Nom du symbole Signification du symbole

Evénement sommet

Evénement final indésirable (accident)

Un arbre n’a qu’un événement sommet. L’arbre réunit

uniquement tout ce qui peut provoquer cet événement sommet.

Cause élémentaire

cette cause ne requiert aucun développement supplémentaire

Cause non détaillée

cette cause n’est pas développée par choix ou par manque

d’information

Cause normale

c’est une cause qui se produit normalement pendant

l’utilisation

Cause intermédiaire

elle peut être expliquée par plusieurs causes qui sont décrites en détail dans

l’arbre.

Condition

il s’agit d’une condition nécessaire pour progresser

dans l’arbre des causes .


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4. Objectifs

Les objectifs de la conception de cet arbre ont un aspect qualitatif et quantitatif :

- L’objectif qualitatif : est de construire une synthèse de tout ce qui peut conduire à

un événement redouté.

- L’objectif quantitatif est d’évaluer la probabilité de la survenue de l’événement étudié à partir des combinaisons d’événements élémentaires qui peuvent le produire. Si on connait les probabilités de ces événements on peut en déduire la probabilité de l’événement étudié.

5. Principe de construction

La première étape est la définition de l’événement qui doit être étudié, ce sera l’événement sommet. La deuxième étape consiste à essayer de recueillir tous les faits, de noter tout ce qui n’était pas normal ou inhabituel, d’interroger tous les acteurs, puis enregistrer les faits. L’événement étudié étant défini, l’étape suivante est de le décrire en une combinaison logique de deux ou plusieurs événements plus réduits jusqu'à atteindre des événements de base, ces derniers ne peuvent plus se décomposer en événements plus fins.

La règle la plus importante à retenir est que les événements de bases d’un arbre de défaillance devraient être strictement indépendants. D’autre part un arbre de défaillance doit réunir les connaissances et les idées de tout un groupe fédérant bien toutes les connaissances théoriques et expérimentales accessible. Le principe de l’arbre de défaillance est de déduire la probabilité de l’événement sommet à partir des fréquences de défaillance des événements de base. La décomposition d’un événement peut se faire selon plusieurs critères, un découpage fonctionnel, un découpage géographique, un découpage technologique etc.…Finalement on arrête la décomposition quand on ne gagne plus d’information.

6. Simulation numérique

A l’aide d’un logiciel de simulation on construit l’arbre de défaillance en introduisant les probabilités de chaque événement et on trouve la probabilité de l’événement sommet.


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III. Arbres d’événement 1. Définition

L’analyse par arbre d’évènements suppose la défaillance d’un composant ou d’une partie du système et s’attache à déterminer les évènements qui en découlent. À partir d’un événement initiateur ou d’une défaillance d’origine, l’analyse par arbre d’évènements permet donc d’estimer la dérive du système en envisageant de manière systématique le fonctionnement ou la défaillance des dispositifs de détection, d’alarme, de prévention, de protection ou d’intervention... Ces dispositifs peuvent concerner aussi bien des moyens automatiques qu’humains (intervention des opérateurs) ou organisationnels (application de procédures).

2. Principe de construction La démarche généralement retenue pour réaliser une analyse par arbre d’événement est la suivante :

- définir l’événement initiateur à considérer - identifier les fonctions de sécurité prévues pour y faire face - construire l’arbre - décrire et exploiter les séquences d’évènements identifiés

2.1. Définition de l’événement initiateur Il s’agit d’une étape importante pour l’analyse par arbre d’évènements, il est généralement bon de sélectionner un événement initiateur qui peut effectivement conduire à une situation critique. Ceci suppose donc de connaître, au moins de manière partielle, les principaux risques associés à l’installation considérée. 2.2. Identification des fonctions de sécurité Les fonctions de sécurité doivent être assurées par des barrières en réponse à l’événement initiateur. Elles ont en général pour objectif d’empêcher, dans la mesure du possible, que l’événement initiateur soit à l’origine d’un accident majeur.

Elles se déclinent le plus souvent en :

- Fonctions de détection de l’événement initiateur - Fonctions d’alarme signifiant l’occurrence de l’événement initiateur - Fonctions de limitation visant en empêcher que l’événement initiateur ne perdure dans le temps. - Fonction d’atténuation s’attachant à réduire les effets de l’événement initiateur.


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Cette liste n’est bien sûr pas exhaustive. De plus, ces fonctions peuvent être réalisées par des dispositifs automatiques ou bien des actions effectuées par des opérateurs conformément à des procédures. Bien entendu, ces fonctions n’interviennent généralement pas simultanément. Il est particulièrement important de déterminer dans quel ordre elles vont intervenir suite à l’événement initiateur et donc d’identifier les seuils commandant leur mise en œuvre.

2.3. Construction de l’arbre

La construction de l’arbre consiste à partir de l’événement indésirable à envisager soit le bon fonctionnement soit la défaillance de la première fonction de sécurité. L’événement initiateur est représenté schématiquement par un trait horizontal. Le moment où doit survenir la première fonction de sécurité est représentée par un nœud. La branche supérieure correspond généralement au succès de la fonction de sécurité, la branche inférieure à la défaillance de cette fonction.

Figure 22 : Méthode de construction de l’arbre évènements


PFE - 2009 - 40 -

La suite de la méthode consiste alors à examiner le développement de chaque branche de manière itérative en considérant systématiquement le fonctionnement ou la défaillance de la fonction de sécurité suivante. Cette démarche temporelle permet d’identifier des séquences d’évènements susceptibles de conduire ou non à un accident potentiel. Elle n’est cependant généralement pas suffisante en vue de construire un arbre. Il est ainsi indispensable durant la construction de l’arbre d’observer les points suivants :

- Si une fonction dépend d’autres fonctions, elle doit être considérée après ces fonctions, - Dans le même ordre d’idée, si l’échec d’une fonction implique automatiquement l’échec d’autres fonctions, le succès de ces dernières n’est pas à considérer.

2.4. Exploitation de l’arbre La réalisation d’un arbre d’évènements permet en définitive de déterminer la probabilité d’occurrence des différentes conséquences à partir des séquences identifiées. Cette dernière ne peut être effectuée qu’à partir d’un arbre d’évènements préalablement réduit. La réduction de l’arbre concourt entre autres à éliminer les chemins non physiquement possibles ainsi qu’à identifier les modes communs de défaillances. Cette opération est nécessaire pour assurer l’indépendance des évènements intermédiaires présentés. La probabilité d’occurrence d’une conséquence suite à une séquence particulière peut alors être estimée, pour des évènements indépendants, comme le produit de la probabilité d’occurrence de l’événement initiateur et de la probabilité de défaillance ou de fonctionnement selon le cheminement des évènements intermédiaires.

Rappelons qu’un arbre des évènements ne doit pas être considéré comme un outil visant à déterminer la probabilité d’un événement avec exactitude mais comme un outil pour caractériser l’enchaînement des actions et des évènements pouvant conduire ou non à un accident.

VI. Déterminations analytique de la probabilité de défaillance

La détermination de la probabilité de défaillances s’effectue soit en se référant au données du constructeur soit en faisant une étude quantitative qu’on essaiera de la développer dans ce qui suit. 1.Grandeurs associées au système non réparables

1.1 Fiabilité R(t)

C’est la probabilité de non défaillance d’un système matériel sur l’intervalle [0, t]. En d’autre terme f = 1- R(t) est la probabilité de défaillance de ce système [13].

1.2. Taux de défaillance :

Pour la majorité des constituants matériels cette grandeur est constante pendant leurs vies utiles.


PFE - 2009 - 41 -

1.3. Relation entre Taux de défaillance et Fiabilité

- Composants électroniques :

R(t)=exp (- Λ.t) [13]

Λ : désigne le taux de défaillance

Exemple :

Λ = 12.

Pour t = 5000 h la probabilité théorique que cette composante soit encore en bon fonctionnement est : R(5000) = 0.94. Ce qui veut dire que la probabilité de défaillance pendant 5000h est f=1-0.94 = 6%

- Composants mécaniques :

La loi de fiabilité suit la loi de WEIBULL :

R(t) = [13]

B : paramètre de forme L10 : durée théorique pour laquelle 10% de l’ensemble des constituants observé auraient subi une défaillance.

Pour un système mécanique on applique la loi de Weibull. Pour B =1.5 et L10 = 20000h, on a :

R(5000)=0.98 R(20000)= 0.9 R(50000)=0.66

Après 50000 heures la probabilité de défaillance d’un tel système mécanique est F = (1-0.66) Soit 33%.

Exemple :

Le taux de défaillance peut être déterminé en dénombrant le nombre de défaillance pendant une durée.

Un ensemble de pièces mécaniques suivies pendant 2 ans ont enregistré : - 59 défaillances - 3 millions d’heures de fonctionnement

D’où Λ = = 19.67 . La durée de vie standard L10 peut elle aussi être évaluée en

utilisant la formule suivante :

L10 = T.

Avec T : nombre d’heure de fonctionnement [13]

X : × 100


PFE - 2009 - 42 -

1.4.Temps moyen de fonctionnement avant la première défaillance : FMAP

Seul 1/3 des composants reste encore statistiquement en service pour une durée de vie égale à FMAP.

FMAP=1/Λ

R(FMAP)=R(1/Λ)= 0.37

Pour la loi de Weibull :

FMAP=L10 Γ( )

La fiabilité d’une configuration série :

Rs(t) = RA(t)×RB(t)

La fiabilité d’une configuration parallèle :

Rs(t)= RA(t) + RB(t) –RA(t)×RB(t)

Pour une configuration d’un système {S} de 3 pièces disposé en série :

= + + en heures.

2. Grandeurs associées aux systèmes réparables :

2.1. Maintenabilité M(t) :

M(t) c’est la probabilité pour que la composante soit réparée sur [0, t] 2.2. Taux de réparation ou de remise en état µ(t) [13]

µ(t)=

2.3. Temps moyen de remise en état

µ1=TMRE (en heure)

Exemple :

Soit un système dont le taux de réparation est connu, avec par exemple µ =0.05 h-1 TMRE = 1 /µ = 20h

M(TMRE) = M(20) =1- exp (-0.5×20)= 63%

Donc 63% des réparations sont donc effectuées en un temps égal à TMRE.

On définit aussi la disponibilité D(t) = probabilité que l’entité E soit non défaillante à l’instant t.

D(t) = + .exp-( )t [13]


PFE - 2009 - 43 -

Exemple de calcul de disponibilité : Pendant une période donnée une machine a travaillé 675h ,et on a enregistré 15 arrêt , le temps total de réparation est 18.43h. A partir de ces données on peut déterminer :

FMED : temps moyen entre défaillances = = 43,77h

TMRE : temps moyen de remise en état = =1.22

On déduit alors :

Λ = 1/FMED = 1/43.73 = 0.02287 = 1/TMRE = 1/1.22 = 0.82

ce qui nous permet de déterminer la disponibilité en utilisant l’expression

D(t) = + .exp-( )t

D(t=675h)=0.972 c’est la probabilité que la machine soit non défaillante à t = 675h.

Conclusion Vu que la centrale nucléaire doit avoir une conception et une exploitation sûre, la probabilité de défaillance ou de non défaillance (Disponibilité) peuvent être exploitée dans l’analyse des risques. En effet à l’aide d’un logiciel de simulation, les événements indésirables seront, selon les besoins, injectés dans l’arbre des causes avec leur probabilité de défaillance pour déterminer la probabilité d’un incident ou un accident.

Evaluation économique (Actualisation et comparaison)

PFE – 2009 - 44 -

Chapitre 3

Evaluation Economique


PFE – 2009 - 45 -

Introduction

Dans ce chapitre, on va évaluer les besoins énergétiques en Tunisie et les besoins en eau puis à l’aide du Logiciel DEEP on va calculer les différents coûts de l’eau dessalée et du KWh électrique pour finir par des comparaisons des coûts.

I. Evaluation des besoins en électricité et en eau

1. Evaluation des besoins en électricité

En se basant sur des données économiques, la consommation d’électricité à l’horizon 2020 évoluerait de 6.5% en moyenne par an. [1]

Le tableau ci-dessous résume les résultats de prévision :

Tableau.6 : besoins énergétiques [1]

année consommation en GWh production en GWh pointe en (MW)

2009 15390 17290 2970

2011 17550 19720 3380

2013 19740 22180 3790

2015 22140 24880 4240

2017 24830 27900 4740

2019 27880 31330 5300

2020 31260 35120 5920

Figure 23 : évolution des besoins énergétique 2008-2020


PFE – 2009 - 46 -

Figure 24 : évolution nationale de la puissance 2008-2020

Les calculs indiquent que la puissance totale en électricité pourrait atteindre 6000MWe en 2020. Pour des raisons de sécurité et pour que le réseau soit équilibré, un réacteur nucléaire qui présente 10% de la puissance totale pourrait être installé.

Donc un réacteur de 600Mwe pourrait être installé d’ici 2020 ou un REP 900 MWe au cas ou le réseau tunisien serait interconnecté.

2. Evaluation des besoins en eau douce

Comme toute implantation industrielle l’étude préliminaire d’une unité de dessalement commence par la recherche des données de bases :

- Caractéristiques de l’eau de mer - Besoin en eau douce actuelle et futures - Géographie du site envisagé - Energie disponible, coût, réglementation applicable etc.…


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� Caractéristiques de l’eau de mer

La salinité augmente de plus en plus qu’on approche de l’équateur, la mer méditerranée présente une salinité de 38375 ppm.

Une température élevé avantage la distillation .Dans le cas de la Tunisie Tmer = 21°C

� Géographie du site envisagé

La station de dessalement à la Skhira devrait subvenir aux besoins en eau de la région de Sfax et Gabes.

� Besoin en eau douce actuelle et futures

Le tableau ci-dessous montre les besoins et les ressources en 2008 et en 2020

Tableau.7 : Besoin et ressources en eau douce dans la région du SUD

Sfax

année besoins en m3/jour ressources en m3/jour Bilan

2008 130000 103680 -26320

2020 172800 103680 -69120

Gabes


2008 152515 134345 -18170

2020 198424 118793 -79631

Sfax + Gabes


2008 282515 238025 -44490 2020 371224 222473 -148751

Les besoins en eau de la Skhira et des ses environ s’élèveront à 150000 m3/jour (hypothèse haute) ou à 48000 m3/jour (hypothèse basse, si les projets actuels de fourniture d’eau se réalisent).

II. Evaluation des coûts de l’électricité et de l’eau dessalée

1. Logiciel utilisé

Le logiciel utilisé est « DEEP 3.04 », il est développé par l’AIEA (Agence Internationale d’Energie Atomique) .Il permet de calculer les coûts d’investissement d’une centrale électrique et d’une station de dessalement. Il permet aussi de calculer le coût de l’eau et de l’énergie électrique.


PFE – 2009 - 48 -

La condition nécessaire pour avoir de bons résultats est de bien définir les hypothèses de travail.

2. Coût de production électrique

Le tableau 8 donne les différentes hypothèses qui nous permettent d’évaluer le coût du Kwh et le coût d’investissement des différentes centrales de production d’électricité.

Paramètres Unités Type de centrale

REP600 REP900 CC600 TV600

Année d'estimation 2008

Taux d'intérêt / d'actualisation % 5-8-10

Puissance électrique nette MWe 610 951 600 600

Puissance thermique MWth 2000 2 727 1 069 1 538

Nombre de tranches - 1 1 1 1

Rendement % 33 33 51 39

Disponibilité % 90,2 90,2 90,2 90,2

Durée de construction années 4 5 2 3

Durée de vie années 60 60 25 30

Augmentation annuelle du prix du combustible fossile %/an - - 2 2

Coût du combustible nucléaire (taux actualisation de 5 ; 8 et 10%)

$/MWh 6,48 ; 6,48 et 6,54 - -

Tableau.8 : Hypothèses électrique

D’autres paramètres sont ajouté après comme le prix du combustible fossile, la taxe du carbone etc…

Hypothèses du prix du combustible :

Fuel: (50$/b, 60$/b, 70$/b, 80$/b, 90$/b, 100$/b 110$/b)

Charbon : (60$/t, 75$/t,90$/t,100$/t,110$/t)

Taxe carbone : 50$/t

En utilisant ces hypothèses le Logiciel DEEP nous permet de trouver les coûts électriques des différentes centrales suivantes.


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Tableau 9 : Coût de production électrique des centrales nucléaires REP 600 et REP 900

Paramètres unités REP 900 REP 600

Taux d'actualisation % 5% 8% 10% 5% 8% 10%

Puissance Mwe 951 610

coût spécifique de construction $/Kwh

1939

2413

coût total de construction M$

1844

1472

coût total d'investissement M$ 2084 2236 2340 1663 1785 1868

coût du Kwh $/Kwh 0.040 0.051 0.06 0.044 0.058 0.069


PFE – 2009 - 50 -

Tableau 10 : Coût de production électrique par la centrale CC600

Paramètres unités CC600 sans taxe carbone CC600 avec taxe carbone (50$/t)


Puissance Mwe 600 600

coût spécifique de construction $/Kwe 578

coût total de construction M$ 347


coût du Kwh (fuel 50$/b) $/Kwh 0,099 0,099 0,099 0.108 0.108 0.108

coût du Kwh (fuel 60$/b) $/Kwh 0.117 0.117 0.117 0.126 0.126 0.126




coût du Kwh (fuel 100$/b) $/KWh 0.185 0.185 0.185 0.195 0.195 0.195


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Tableau 11 : Coût de production électrique par la centrale TV600 à charbon

Paramètres unités TV600 sans taxe carbone

TV600 avec taxe carbone (50$/t)


Puissance Mwe 600

600

coût spécifique de construction $/Kwe 798

coût total de construction M$ 479


coût du Kwh (prix charbon = 60$/t) $/Kwh 0.044 0.046 0.047 0.099 0.101 0.103

coût du Kwh (prix charbon = 75$/t) $/Kwh 0.052 0.054 0.055 108 0,109 0,111

coût du Kwh (prix charbon = 90$/t) $/Kwh 0.061 0.062 0.063 0.116 0,117 0,118

coût du Kwh (prix charbon = 100$/t) $/Kwh 0.066 0.067 0.068 0.122 0.122 0.124

coût du Kwh (prix charbon = 110$/t) $/Kwh 0,077 0,077 0,078 0,133 0,133 0,134


PFE – 2009 - 52 -

Interprétations :

Le tableau 12 suivant est extrait à partir des tableaux précédents pour un taux d’actualisation de 8% :

Tableau 12 : coût énergétique à l’horizon 2020

coût spécifique de

construction coût total de construction coût du KWh

REP 600 2413 $/kwe 1472 M$ 0,058 $/kwh

REP 900 1939 $/kwe 1844 M$ 0,051 $/kwh

CC 600 (50$/b) 578 $/kwe 347 M$ 0,108 $/kwh TV 600 (75$ /t) 798 $/kwe 479 M$ 0,109 $/kwh

� On remarque que le prix du KWh des centrales nucléaire est presque la moitié du

prix de celui des centrales fossiles. � La construction des centrales nucléaires coûtent 3 à 4 fois plus chères que les

centrales fossiles. � L’investissement est rapidement amorti grâce au grand pouvoir calorifique de

l’Uranium et de son bas prix.

REP 900

REP600

TV Charbon 600CC600

0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

2000

en M$

1 type de centrale

Coût de construction des centrale de production électrique

REP 900 REP600 TV Charbon 600 CC600

coût du KWh en fonction

REP900REP600

TV600 CC600

0

0,02

0,04

0,06

0,08

0,1

0,12

1

type de centrale

en $

/kwh

REP900 REP600 TV600 CC600

Figure 25 : Coût de construction des centrales de production d’électricité

Figure 26 : Coût du Kwh


PFE – 2009 - 53 -

On peut expliquer la différence du coût entre le KWh nucléaire et le KWh fossile par le pouvoir calorifique par unité de masse de ces deux sources d’énergie:

En effet :

La masse du noyau d’Uranium est égale à :

D’où un gramme de cette matière contient N = noyaux

N : Nombre de noyaux d’uranium Lors de la fission d’un noyau d’uranium le défaut de masse entre masse du noyau et la masse des nucléons se transforme en énergie Calculons ce défaut de masse : Masse Proton Masse Neutron Masse Noyau Uranium 1.67262. 10-27 1.67493. 10-27 390241. 10-27

= Z × mp + (A-Z) × mn - m

= 92 × 1.67262. 10-27 + (235-92) × 1.67493. 10-27 - 390241. 10-27

= 3.15.10-27

Lors de la fission d’un noyau d’uranium une masse de 3,15. 10-27 kg disparait. Donc pour un gramme :

m = 2.56.1021 × 3.15.10-27

m = 8.07.10-7 kg

Le défaut de masse pour un gramme d’uranium est alors égal à 8.07.10-7 kg L’énergie que pourrait libérer un gramme de s’écrit : Eapparu = 72.630.000.000 Joules. Donc la fission d’un gramme de libère une énergie de 72,63 milliards de Joule. Or à l’état naturel ne représente que 0,7% et les réacteurs à eau ordinaire pressurisé utilisent de l’Uranium enrichi à 4 % en moyenne. Donc l’énergie libérée par 1 gramme d’Uranium dans les deux cas est donnée dans le tableau suivant : E = Eapparu × taux d’enrichissement


PFE – 2009 - 54 -

Uranium naturel ( 0.7%) Uranium enrichi à 4% Energie libérée en Joule 50.82 × 107 J 217.89 × 107J En faisant une comparaison avec la chaleur dégagée par le pétrole on aura : PCI = 42000 Kj/Kg Donc une tonne de pétrole donne 42000×1000 = 42 MJ. -Un Kg d’uranium naturel produit 50.82 × 1010 J -Un Kg d’uranium enrichi à 4% produit 217.89 × 1010 J Si on fait le rapport entre l’énergie libéré d’une tonne de combustible fossile et d’un Kg de combustible nucléaire on aura :

= = 12110 pour l’uranium Naturel

= = 51878 pour l’uranium enrichi à 4 %

Donc d’après ce rapport on peut déduire que 1 Kg de combustible nucléaire à l’état naturel (respectivement enrichi) est équivalent à 12 tonnes (51 tonnes) de combustible fossile. D’où l’intérêt de l’usage du combustible nucléaire pour produire de l’énergie puisque ceci présente une économie d’espace et d’argent.

� Comme le montre la courbe ci-dessous, La variation du prix du combustible fossile à un grand effet sur le prix du Kwh et cette variation est linéaire. Ce qui n’est pas le cas pour les centrales nucléaires.

différent coûts de Kwh

0

0,02

0,04

0,06

0,08

0,1

0,12

0,14

0 20 40 60 80 100 120

prix du combustible ($/t)

coût

du

Kw

h

coût du Kwh avec taxe carbone TV charboncoût du kwh REP600coût kwh REP 900

Figure 27 : Comparaisons du coût du Kwh en fonction du prix combustible


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� En prenant en considération la taxe d’émission du CO2, le coût du Kwh augmente encore plus, et l’écart s’agrandit entre le Kwh nucléaire et fossile.(surtout concernant la TV charbon)

évolution du coût éléctrique en fonction du prix du charbon

0

0,02

0,04

0,06

0,08

0,1

0,12

0,14

0 20 40 60 80 100 120

prix du charbon en ($/t)

$/kw

h

coût Kwh sans taxe carbone coût Kwh avec taxe carbone

Figure 28 : variation du prix du KWh d’une TV charb on

Le coût du Kwh de la TV600 à charbon double lorsqu’on prend en considération la taxe d’émission du CO2.

Remarques :

On remarque que le coût du kWh a augmenté par rapport au coût calculé par les versions DEEP 2.0 et 3.0 précédentes. De même pour le coût de construction et d’investissement.

Lors de l’usage du logiciel DEEP version 3.04 pour évaluer le coût du KWh en CC600, on a remarqué que le coût du KWh est inchangé lorsqu’on modifie quelques paramètres tel que le taux d’actualisation ou la disponibilité, cela pourraient provenir d’une erreur de programmation. Donc concernant le coût du KWh en CC on a mis les résultats avec réserve, en attendant la nouvelle version DEEP pour confirmer les résultats.


PFE – 2009 - 56 -

3.Coût de production de l’eau dessalée

Les études de pré-dimensionnement ont indiqué que les besoins en eau potable de la région de Skhira est de l’ordre de 150000 m3/jour en hypothèse haute et de 48000 m3/jour en hypothèse basse. Vu que l’eau est un besoin essentiel, auquel une population ne peut pas s’en passer, la station de dessalement devrait être surdimensionnée en fonction de sa disponibilité. Procédé MED : La disponibilité totale du système est 0.819 d’où la nécessité de produire : 192000 m3/jour hypothèse haute 60000 m3/jour hypothèse basse Procédé RO : La disponibilité du système est 0.90 d’où la nécessité de produire : 168 000 m3/jour hypothèse haute 60000 m3/jour hypothèse basse D’autre part on devrait aussi prendre en considération quelques hypothèses technico-économique qui sont résumées dans le tableau suivant :

Tableau 13 : hypothèses d’étude des unités de dessalement [1]

Paramètres Unités MED RO

Année d'estimation 2009

Capacité d’un module de base m3/jour 12 000

Coût spécifique de construction $/m3/jour 900 800

Salaire Management 20 000 20 000

Salaire Ouvriers- techniciens $/an

7 000 7 000

Disponibilité 0.81 0.90

Durée de construction Mois 12 + nombre

d'unités 12 + nombre

d'unités

On obtient alors les coûts de construction, d’investissement et de l’eau dessalée représentés dans les tableaux suivant selon la technologie utilisée :


PFE – 2009 - 57 -

Tableau 14: Coût de dessalement par la centrale REP 600

Procédé unités MED RO


Production m3/jour 150 000

Coût construction unité de dessalement M$ 236,5 186.9

Coût investissement unité de dessalement M$ 243 248 251 191,5 194 196

Coût de l'eau dessalée $/m3 0,84 1.06 1.23 0.58 0.71 0.81



Coût investissement unité de dessalement M$ 76,2 77,5 78,4 68,4 69,4 70

Coût de l'eau dessalée $/m3 0.84 1.06 1.23 0.59 0.71 0.80


PFE – 2009 - 58 -

Tableau 15 : Coût de dessalement par la centrale REP 900





Coût investissement unité de dessalement M$ 248,3 255,4 260,1 191,5 194 196




Coût investissement unité de dessalement M$ 75,7 76,8 77,5 68,4 69,4 70



PFE – 2009 - 59 -

Tableau 16 : Coût de dessalement par la centrale TV charbon 600 (75$ /t)






Coût de l'eau dessalée sans taxe carbone 0.88 1.00 1.09 0.61 0.70 0.76

Coût de l'eau dessalée avec taxe carbone $/m3 1,32 1,44 1,53 0,79 0,86 0,93



Coût investissement unité de dessalement M$ 68,4 69,4 70 68,4 69,4 70

Coût de l'eau dessalée sans taxe carbone $/m3 0,88 0,99 1.07 0,61 0,71 0,77

Coût de l'eau dessalée avec taxe carbone $/m3 1,32 1,43 1,51 0,79 0,88 0,94

Augmentation du coût due à la taxe de carbone % +50% +44% +41% +29% +23% +22%


PFE – 2009 - 60 -

Tableau 17 : Coût de dessalement par la centrale TV charbon 600 (90 $/t)







Coût de l'eau dessalée avec taxe carbone $/m3 1.39 1.50 1.59 0.81 0.89 0.95




Coût de l'eau dessalée sans taxe carbone $/m3 0.94 1.05 1.13 0.64 0.72 0.78




PFE – 2009 - 61 -
















PFE – 2009 - 62 -
















PFE – 2009 - 63 -

Tableau 20 : Coût de dessalement par la centrale CC600 (fuel = 50$/b)









Coût construction unité de dessalement M$ 66,7 66,7


Coût de l'eau dessalée sans taxe carbone $/m3 1.21 1.31 1.38 0,76 0.84 0.9




PFE – 2009 - 64 -
















PFE – 2009 - 65 -
















PFE – 2009 - 66 -
















PFE – 2009 - 67 -

Interprétations - Le coût de l’eau dessalée par l’Osmose inverse et moins cher que celui du MED.

- Le coût d’investissement du MED couplé à une centrale nucléaire est supérieur à celui du MED couplé à une centrale à énergie fossile. Cela est du à l’investissement supplémentaire consacré à la sûreté de fonctionnement puisque le procédé de distillation est directement liée à la centrale.

- Le coût d’investissement du RO est indépendant de la nature de la centrale, cela est logique puisque le couplage est électrique.

- Une augmentation du nombre d’effet ou du nombre de membrane n’a pas un grand effet sur le coût de l’eau dessalée. Il ne fait qu’augmenter le coût de construction.

- La taxe de l’émission du CO2 augmente davantage le coût de l’eau dessalée en effet : • Pour un couplage avec le CC600 � le coût de l’eau dessalée augmente de (+5% ±

1MED) et (+3% ±1 RO) • Pour un couplage avec la TV600 � le coût de l’eau dessalée augmente de (40% ±

5% MED) et (24 ±2% RO)

Procédé MED :

-Le coût de l’eau dessalée (MED) en nucléaire est 31% moins cher que celui de l’eau dessalée couplé au cycle combiné.

-Le coût de l’eau dessalé (MED) en nucléaire est 39% moins cher que celui de l’eau dessalée couplé à la TV.

-Plus la température de l’eau de mer est grande plus le coût de l’eau dessalée diminue

-le procédé MED consomme une grande énergie en effet :

Pour une production de 150000 m3/jour la consommation énergétique du procédé selon DEEP est : 388.6 MW(th)

Pour une production de 48000 m3/jour la consommation énergétique du procédé selon DEEP est : 124 MWth

La figure 29 montre la consommation énergétique du procédé MED en fonction de la production.


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Figure 29 : Consommation énergétique du procédé MED

- Les figures qui suivent donnent l’évolution du coût de l’eau dessalée en fonction du prix du combustible fossile.

coût du l'eau dessalé en fonction du prix du charb on (TV+MED)

1,431,49 1,53

1,62

0,991,05 1,09

1,19

75 90 100 120prix charbon en ($/t)

coût

eau

des

salé

($/

m3)

cout avec taxe carbone "cout sans taxe carbone

Figure 30 : Couplage MED + TV600


PFE – 2009 - 69 -

coût eau dessalée en fonction du prix du fuel (CC60 0)

2,1

1,84

1,32

1,58

2,171,91

1,391,65

0

0,5

1

1,5

2

2,5

0 20 40 60 80 100 120

prix du fuel en ($/b)

coût

de

l'eau

des

alée

en

($/m

3)

cout sans taxe cout avec taxe

Figure 31 : Couplage MED + CC600

Procédé RO

- La consommation énergétique du procédé RO est donnée par la figure qui suit :

Figure 32 : Consommation électrique du procédé RO


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- Le coût de l’eau dessalée en nucléaire et 24% moins cher que celui de l’eau dessalée couplé au CC.

- Le coût de l’eau dessalée en nucléaire est 25% moins cher que celui de l’eau dessalée à la TV charbon.

cout de l'eau dessalée en fonction du prix du charb on

0,70,73

0,770,72

0,86 0,89 0,91 0,94

0

0,1

0,2

0,3

0,4

0,5

0,6

0,7

0,8

0,9

1

0 20 40 60 80 100 120 140

prix du charbon en ($/t)

coût

de

l'eau

des

salé

e

cout sans taxe carbone cout avec taxe carbone

Figure 33 : couplage RO + TV 600

évolution du coût de l'eau dessalée en fonction du prix du fuel

1,151,04

0,930,84

1,191,08

0,970,87

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

1,4

0 20 40 60 80 100 120

prix du baril en ($/b)

coût

de

l'eau

des

salé

e( e

n $/

m3)

cout sans taxe cout avec taxe

Figure 34 : Couplage RO + CC600


PFE – 2009 - 71 -

Conclusion

Dans ce chapitre on a pu évaluer le coût électrique et de l’eau dessalé à l’horizon de 2020.

On voit bien que le coût de l’eau dessalé par l’osmose inverse couplé à une centrale nucléaire est l’un des projets les plus rentables.

Quant au procédé MED, il reste encore coûteux, ceci est due principalement à sa disponibilité inférieure à celle du procédé RO d’une part et à sa grande consommation d’énergie.

Avec l’intégration du nouveau protocole de Kyoto sur les gaz à effet de serre, le projet d’installation d’une centrale à charbon sera moins rentable avec la prise en considération de la taxe d’émissions de CO2. De plus la prévision des coûts avec l’usage de l’énergie nucléaire est plus facile puisque le combustible fossile ne présente pas de grandes fluctuations dans le marché.

Analyse probabiliste de sûreté d’une centrale nucléaire et impact de l’unité de dessalement

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Chapitre 4



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Introduction

Dans ce chapitre on va identifier les incidents qui pourront avoir lieu lors du couplage d’une station de dessalement avec une centrale nucléaire. Puis à l’aide du logiciel Fault Tree + on va construire les arbres des causes des différentes pannes possibles, ensuite, construire l’arbre des événements pour finalement évaluer l’occurrence des différentes conséquences.

I. Présentation du logiciel

1. Fault Tree + Analysis

Fault Tree + Analysis est un logiciel développé pour analyser la disponibilité et l’efficacité des systèmes. Ce logiciel permet de schématiser les arbres de défaillances pour déterminer l’occurrence de l’événement sommet. Il permet aussi d’évaluer, à partir de la fréquence d’un événement initiateur, les probabilités d’occurrences des conséquences résultantes au succès ou à l’échec des fonctions de sécurités.

2. Validation du logiciel Pour permettre une explication de la méthodologie de travail, on va analyser l’accident de la perte du réfrigérant primaire, puis à l’aide du logiciel on va calculer la fréquence d’occurrences des différentes conséquences.

2.1. Evénement initiateur : perte de réfrigérant primaire L’accident de perte du réfrigérant primaire est du à une brèche au niveau des tuyauteries du circuit primaire. Cet accident donne lieu à une décompression qui engendre une vaporisation intense du fluide caloporteur. Les conditions de refroidissement du combustible deviennent alors défavorables. L’ordre de grandeur de la fréquence d’un tel incident par réacteur et par an est évalué entre 10-4 et 10-6 pour une large brèche et entre 10-2 et 10-4 pour une petite brèche. 2.2. Identification des fonctions de sécurité Pour faire face à cette augmentation de température dans le cœur du réacteur , et pour éviter la détérioration des crayons combustibles ,on a prévu plusieurs fonctions de sécurité pour éviter un accident réel. Dans cet exemple on a choisi deux fonctions de sécurités

- Système de refroidissement d’urgence du cœur


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- Système de dégagement de la chaleur résiduelle Système de refroidissement d’urgence du cœur Il comprend deux systèmes d’injection d’eau de refroidissement, à travers deux trains de pompes. L’arbre des causes de cette panne est donné dans la figure 42. Système de dégagement de la chaleur résiduelle C’est un système de contournement de la vapeur vers le condenseur. Il est constitué de pompes et de vannes, fermées en position normale, et sont ouvertes en cas d’indisponibilité de l’évacuation normale de la vapeur vers la turbine. L’arbre des causes d’une panne de ce système de refroidissement est donné dans la figure 43. 2.3. Evaluation des conséquences

A l’aide du logiciel Fault Tree + on peut évaluer les conséquences d’un accident de perte de réfrigérant primaire. L’arbre des événements est donné par la figure ci-dessous.

Figure 35 : Arbres d’événements pour une perte de réfrigérant primaire

2.4. Interprétations


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- L’activation du système de refroidissement d’urgence et du système de dégagement

de la chaleur n’a pas de conséquence grave sur le cœur du réacteur.

- L’échec de fonctionnement du système de refroidissement d’urgence et du système de dégagement de la chaleur engendre la fusion du cœur et la probabilité de cette conséquence est 6.29.10-10

- L’activation du système de refroidissement d’urgence et l’échec du système de dégagement de la chaleur engendre lui aussi une fusion du cœur et l’occurrence de cette accident est 2.58 10-7

On voit bien dans cet exemple que la fréquence de fusion du cœur causé par une brèche de tuyauteries est inférieur à 10-6/an ce qui nous place dans les normes de sécurité.

II. Différentes défaillances causant l’arrêt d’une unité de dessalement

Avant de pouvoir évaluer la probabilité de défaillance d’une unité de dessalement on doit identifier les différentes pannes qui peuvent causer un arrêt d’urgence d’une station et donc avoir un impact négatif sur le fonctionnement du réacteur.

1. Défaillances redoutables d’une station RO La nature du couplage entre une station RO à un réacteur nucléaire est électrique. Un arrêt soudain du procédé RO crée naturellement la perte de charge électrique sur la Turbine. 1.1. Analyse qualitative Plusieurs pannes peuvent être responsables de l’arrêt brusque d’une station RO, parmi lesquels on peut citer : [9]

- Défaillance de la pompe d’alimentation en eau de mer - Défaillance du système de dosage - Défaillance électrique - Défaillance de l’unité d’air

�� La pompe de l’eau de mer

C’est la pompe d’alimentation qui permet le transport de l’eau de mer du port jusqu’à la station. Une défaillance de cette pompe causera l’arrêt de la station.


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�� Le système de dosage :

Il est constitué de différentes pompes, chacune participe au traitement de l’eau. En particulier, le dosage du liquide séquestrant doit être hautement surveillé puisqu’un arrêt de dosage de ce dernier peut gravement détériorer les membranes. �� Unité d’air

Elle est constituée d’un compresseur et d’un ballon d’air, cette machine est responsable de la commande des vannes, d’où une défaillance de cette dernière causera un arrêt immédiat de toute la station. �� Défaillance électrique

Elle peut être due à une panne de commande électrique tel qu’un disjoncteur, ou d’une panne d’alimentation comme un transformateur ou une batterie.

1.2. Calcul de la pression et la puissance électrique nécessaire pour adoucir l’eau de la mer méditerranée Cas d’une solution de NaCl à 21 ˚C titrée à 10 g/kg : mNaCl = mCl = mNa = 0,171 mol/kg π = 103(mNa + mCl)RT = 2 × 171 × 8,314 × 294 = 835956 Pa = 8,3 bar [3]

Le même calcul conduit à une pression osmotique de 32 bar pour une eau de mer supposée contenir 38.375 g/kg de NaCl.( cas de la salinité de la méditerranée)

Pour que le phénomène d’osmose inverse se produise dans de bonnes conditions économiques, il faut que la pression appliquée soit deux fois celle de la pression osmotique. On en déduit que la pression de fonctionnement d’une osmose d’eau de mer sera de l’ordre de : P = 32×2= 64 bar. A partir de la pression de fonctionnement on peut déduire la puissance électrique nécessaire pour le procédé.

La consommation énergétique par un module de 12000 m3/jour est de l’ordre de 1.5 MWe Un arrêt brusque d’une station qui produit 150000 m3/jour crée une perte de charge de 20 MWel

1.3. Arbre des causes RO L’arbre des causes de la station RO est donné par la figure 36 Une fois on a les probabilités des évènements constituant l’arbre .On peut déterminer la probabilité de l’évènement sommet qui est « arrêt brusque d’une station RO »


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Figure 36 : arbre des causes d’une station RO

2. Défaillances redoutables d’une station MED Le couplage entre un réacteur et une unité MED est thermodynamique donc il est théoriquement possible que les transitoires coté procédé dans les conditions accidentelles provoquent des transitoires coté réacteur. La puissance thermique requise pour le procédé MED, pour une puissance journalière de 150000 m3, est 278.9 MWth ce qui représente une énergie importante. [1] Ces transitoires peuvent provenir de plusieurs sources parmi lesquels on peut citer :

- Une perte de la source froide - Rupture de la tuyauterie vapeur alimentant le procédé

2.1. Perte de la source froide

Le procédé MED joue le rôle du condenseur lorsqu’il est couplé à une centrale nucléaire, donc il sert à refroidir l’eau secondaire et donc à refroidir le réacteur. Donc une indisponibilité du procédé MED est équivalente à une perte partielle de source froide dans le condenseur ordinaire.


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La chaleur dégagée par le réacteur doit être évacuée. Une défaillance du procédé MED peut être causé soit par une panne mécanique (rupture de conduite), thermodynamique (défaillance des échangeurs) ou électrique (perte d’alimentation) 2.2. Rupture de la tuyauterie vapeur alimentation du procédé

La vapeur soutirée de la turbine sert à la distillation de l’eau de mer. Si la conduite d’alimentation en eau chaude subit une rupture cela aura un effet sur le fonctionnement normal du réacteur.

Cet accident fait partie de la famille « rupture tuyauterie secondaire »

2.3. Arbre des causes MED

Figure 37 : arbre des causes station MED

Une étude menée par TUNDESAL a montré que la fréquence d’un tel évènement est 0.112 ev/an [1]


PFE - 2009 - 79 -

III. Calcul de la probabilité de défaillances des différents éléments constituant un réacteur REP

Dans cette partie on va essayer d’évaluer, à l’aide de l’arbre des causes, la probabilité des accidents liées à une défaillance de refroidissement puis d’essayer, à l’aide de la méthode de l’arbre d’événement de voir l’effet d’un événement initiateur (celui d’un transitoire de puissance coté MED) sur le cœur du réacteur.

1. Analyses des risques :

Le régime de fonctionnement normal d’une centrale REP comprend les variations suivantes : - Variations de ± 10% de la puissance nominale - Variation de charge en rampe de ± 5% de la puissance nominale par minute entre les niveaux 100% et 15 % de la puissance nominale. [6]

Lors du couplage d’une centrale nucléaire à un procédé MED qui produit 150000 m3/jour, la puissance thermique requise est 270 MWth ce qui représente à peu près 10% de la puissance nominale du réacteur REP 900.

Donc un arrêt brusque d’une station de dessalement nécessitera une intervention du réacteur pour diminuer la puissance fournie. Le système de contournement de la vapeur au condenseur joue un rôle important lors de tel transitoire. Il doit permettre de créer une charge fictive en relâchant au condenseur de la vapeur prise en amont de la vanne d’admission de la turbine. Cette charge fictive est nécessaire lors des baisses de charges importantes afin d’éviter un fort échauffement du circuit primaire pendant que les grappes réduisent peu à peu la puissance produite dans le cœur. [6] On va imaginer un scénario, dans lequel l’événement initiateur est un transitoire de puissance coté MED causé par un arrêt brusque de ce dernier et on va évaluer les conséquences à partir des probabilités de défaillance des différents systèmes de refroidissements du réacteur.

2. Arbre des causes :

En se référant à une base de données se trouvant dans le logiciel Risk Spectrum on a pu construire l’arbre des causes des différentes pannes liées aux défaillances de refroidissement :

- Arbre des causes du système d’alimentation de l’eau primaire (1)

- Arbre des causes du système de refroidissement d’urgence du cœur (2) -Arbre des causes du système de dégagement de la chaleur (3)


PFE - 2009 - 80 -

Cependant il faut construire les arbres de défaillances qui seront nécessaires à la construction des arbres 1,2 ,3

Se sont :

- Arbre des causes d’une panne électrique

- Arbre des causes du système de refroidissement de l’eau

On voit bien dans ces résultats que l’indisponibilité des systèmes de refroidissement

dépend de plusieurs paramètres. Ils peuvent être à l’origine de pannes électriques, tel

qu’une indisponibilité du générateur diesel ou mécanique tel qu’un arrêt d’une pompe ou

de vannes, comme ils peuvent être du à un arrêt pour maintenance.

Les indisponibilités peuvent être calculées en enregistrant les différentes pannes par unité

de temps de fonctionnement.

On obtient alors les résultats donnés dans le tableau ci-dessous :

Tableau 24 : Indisponibilité des systèmes de refroidissement

Nature de défaillance indisponibilité

système de refroidissement de l'eau 1 4,03. 10-3

système de refroidissement de l'eau 2 7,37. 10-2

système de refroidissement d'urgence du cœur 2,58 .10-3

système de dégagement de la chaleur 2,43 .10-3

panne dépressuriseur 6,79 .10-2

panne condenseur 5 .10-7

panne alimentation en eau primaire 3,62. 10-2

panne électrique 1,76 10-4

Plus le risque est grand, plus la probabilité de défaillance doit être la moins faible.

Pour les conditions accidentelles très peu fréquentes la probabilité d’occurrence doit être

comprise entre 10-4 et 10-2 par an.

Pour les accidents hypothétiques la probabilité d’occurrence doit être comprise entre 10-4 et

10-6 par an. [8]

Pour les accidents graves la probabilité d’occurrence doit être inférieure à 10-6 par an.


PFE - 2009 - 81 -

Figure 39 : Arbre des causes du circuit

électrique 2

Figure 38 : Arbre des causes du circuit

électrique 1


PFE - 2009 - 82 -

Figure 40 : Arbre des causes du système de refroidissement de

l’eau 1

Figure 41 : Arbre des causes du système de refroidissement de l’eau

2


PFE - 2009 - 83 -

Figure 42 : Arbre des causes du système de refroidissement

d’urgence du cœur


PFE - 2009 - 84 -

Figure 43 : Arbre des causes du système de dégagement de la

chaleur résiduelle


PFE - 2009 - 85 -

Figure 45 : Arbre des causes du système d’alimentation de l’eau

primaire Figure 44 : Arbre des causes du

pressuriseur


PFE - 2009 - 86 -

3. Arbre d’évènement : Après avoir évalué la probabilité de l’évènement initiateur et les différents systèmes de sécurité, on va évaluer dans ce paragraphe les probabilités des conséquences causées par un arrêt brusque d’une station MED. 3.1. Evénement initiateur : arrêt brusque station MED La probabilité de cet évènement est 0.112 ev/an. Cet évènement va créer une augmentation de la température coté réacteur.

3.2. Identification des fonctions de sécurité Pour faire face à cette augmentation de température, plusieurs systèmes de sécurité vont participer afin de refroidir le cœur. Dans cet exemple les fonctions de sécurités sont : - La pompe d’alimentation primaire : Elle assure un refroidissement continu du combustible - Le pressuriseur : Il veille à ce que la pression dans le circuit primaire soit constante pour éviter une évaporation. - Le système de refroidissement d’urgence du cœur : Ce système permet de diminuer la réactivité en injectant de l’acide borique et en permettant une évacuation continue de la chaleur jusqu'à ce que toute la chaleur résiduelle soit totalement évacuée. - Système de dégagement de la chaleur résiduelle : C’est un système de contournement de la vapeur vers le condenseur. Il est constitué de pompes et de vannes, fermées en position normale, et sont ouvertes en cas d’indisponibilité de l’évacuation normale de la vapeur vers la turbine. L’arbre des causes d’une panne de ce système de refroidissement est donné dans la figure 43.

3.3. Evaluation des conséquences A partir de l’arbre d’évènements de la figure 46, on remarque que la fréquence de la fusion du cœur est inférieure à 10-6/an. Ce qui nous place dans les normes de sûreté.


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Figure 46 : évaluation des conséquences d’un transitoire MED


PFE - 2009 - 88 -

Remarque : Pour une station RO, le couplage étant électrique on peut le connecter au réseau national et de cette façon un arrêt brusque de l’unité RO n’aura pas un grand effet puisque la perte de charge sera répartie dans tout le réseau ce qui diminuera considérablement l’effet transitoire. La nature du couplage entre une station MED et une centrale nucléaire est à fort énergie, donc des mesures de sécurité devraient être prises et un service de maintenance rigoureux doit être mis en place pour maintenir un régime de fonctionnement stable. Cependant les conséquences, quoique le couplage soit à fort énergie, restent négligeables. Ceci est du à une conception très sûre des centrales nucléaires.

Conclusion

L’analyse des risques repose sur la collecte des données concernant le système -qu’il soit mécanique ou électrique ou énergétique – et son principe de fonctionnement.

Puis selon la gravité de l’événement, les défaillances sont classifiées, analysées, et schématisées dans des arbres appelés « arbres des causes de défaillances »

Ensuite une simulation numérique permet de déterminer la probabilité de défaillance des événements redoutés pour finalement évaluer les conséquences.

Conclusion générale

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PFE - 2009 - 90 -


Dans ce travail, nous avons présenté tout d’abord les différentes technologies de

production d’électricité et d’eau dessalée. Puis on a décrit le principe de couplage entre une

centrale nucléaire et unité de dessalement.

L’étude technico-économique du projet du dessalement a montré que la technologie

d’osmose inverse reste encore la moins chère et son couplage avec une centrale

électronucléaire diminuera davantage le coût de l’eau dessalée.

L’analyse des risques a montré que le couplage entre une centrale nucléaire et unité de

dessalement ne présente pas de risque grave qui pourrait nuire au fonctionnement interne

du réacteur puisque ce dernier est conçu pour résister à des contraintes mécaniques et

thermiques importantes sans qu’il y ait un relâchement de radioactivité ou une fusion du

cœur.

Cependant, l’étude probabiliste de sûreté permet d’ajouter à la conception du système un

support technique de maintenance et obtenir une conception sécurisée à un niveau de

risque acceptable. Cette étude aide aussi à justifier le programme de maintenance

préventive et d’améliorer le niveau de sûreté par rapport aux systèmes précédents.

Le domaine d’analyse de sûreté sera indispensable non seulement dans la branche

nucléaire mais aussi dans tous les domaines industrielles puisqu’il apporte un soutien

technique à la maintenance et aide à la prise de décision dans les situations critiques.

Ce stage de fin d’études effectué au Centre National des Sciences et Technologies

Nucléaire à Tunis m’a fait découvrir un nouvel esprit de travail dans lequel la recherche et

la conquête de l’information jouent ensemble un rôle très important pour atteindre ses

objectifs et trouver des résultats satisfaisant.

91

Références

[1] Rapport: TUNDESAL CNSTN, STEG, SONEDE, CEA, 2005

[2] Yves MORTUREUX Technique de l’ingénieur Arbre de défaillance, des causes et d’évènement : Référence SE4050

[3] Patrick DANIS

Technique de l’ingénieur Dessalement de l’eau de mer : Référence J2700

[4] Claude CAUQUELIN , Jean-Pierre THOMAS Technique de l’ingénieur

Construction des centrales REP : Référence BN3270

[5] Sommaire technique CANDU Équipe du programme CANDU 6 Division opérationnelle de développement des réacteurs, Juin 2005 EACL 2007 Imprimé au Canada. Septembre 2007

[6] Souad BACCOUCHE

Rapport : Etude du couplage entre le logiciel sextant et un logiciel de simulation de transitoires de réacteurs nucléaires CEA – INSTN Saclay 1995

[7] W.E VESLY, F.F.GOOLDBERG, N.H.ROBERTS, D.F HAASL Fault Tree Handbook, Référence: NUREG -0492 US Government Printing Office, Washington D.C 1981

[8] Jacques LIBMANN Approche et analyse de la sûreté des réacteurs à eau sous pression CEA, Institut national des sciences et techniques nucléaires (Gif-sur-Yvette, France) 1988

92

[9] M.HAJEEH, D.CHAUDHURI Reliability and availability assessment of reverse osmosis (pages 186-192) Elsevier Science B.V (2000)

[10] Commission d’Analyse des Modes de Production de l’Electricité et du Redéploiement des Énergies Rapport principal : La sûreté des centrales nucléaires Belgique, Bruxelles ,1999

[11] H.NIFENECKER, D.HEUER, E.HUFFER, S.DAVID, J.M.LOISEAUX, J.M.MARTIN, O.MEPLAN, A.NUTTIN L’énergie nucléaire peut elle stabiliser la concentration des gaz à effet de serre Institut des Sciences Nucléaires (IN2P3,UJF) 53 ave. Des Martyrs F38026 Grenoble France Institut d’Economie et de Politique de l’Energie, BP47, F38040 Grenoble Cedex 09 France (2000)

[12] Cours Energie nucléaire et applications Mourad Chalbi, Dept Génie Energétique, ENIM 2008-2009

[13] Christian MERLAUD, Jean-Paul Morel, Claude SOURISSE La sûreté des machines et installations automatisées Sadave Cergy Pontoise, 1992

[14] http://www.sidem-desalination.com Site de Construction des unités de dessalement Consultation: mai 2009

Résumé : Ce travail est une actualisation de l'étude de faisabilité technico-économique du couplage entre station de dessalement et centrale nucléaire pour satisfaire aux besoins de la population Tunisienne en électricité et en eau douce. Ce projet présente aussi une introduction à la sûreté nucléaire et à l'évaluation des risques en utilisant des méthodes probabilistes. Il représente aussi un premier pas dans le domaine de la maintenance préventive pour éviter des incidents qui pourront nuire au fonctionnement normale des installations.

:تلخيص

هذا العمل هو تحيين لدراسة الجدوى الفنية والاقتصادية لربط محطة تحلية المياه بالطاقة النووية .لتلبية الحاجيات التونسية للكهرباء والمياه العذبة

. أساليب احتماليةكما يعرض هذا المشروع مدخل للسلامة النووية، وتقييم للمخاطر باستخدام

وعلاوة على ذلك، يفتح هذا المشروع آفاق العمل في مجال الصيانة الوقائية لتفادي الحوادث التي .يمكن أن تؤثّر على التشغيل العادي للأجهزة

Abstract : This work is an update of the technical and economical feasibility study of coupling a desalination station and a nuclear power plant to fulfil the Tunisian Electricity and fresh water needs in the years beyond 2020. This project also presents an introduction to nuclear safety and risk assessment using probabilistic methods. Furthermore, this work represents a first step in the field of preventive maintenance to avoid incidents that may affect the normal operation of the installations.

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MEMOIRE DE PROJET DE FIN D’ETUDES...L’objet de ce travail est d’étudier, d’une part, la faisabilité technico-économique du dessalement de l’eau de mer en essayant d’analyser