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SOCIÉTÉ DES ÉLECTRICIENS, DES ÉLLCTROIVICIRJS ET DES RAO!OcLE.CTF(iCli-.WS
(S.E.E.)
10, av. Pierre Larousse - 92240 l/.ALAKOFF
4,4 6,.
M
FRRC-CONl--—101
CCUVX
(11
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15 Septembre 1973}
LA FILIERE imAi^lLnVi NATUREL GRAPH ITE-G/Vi SES CAl'iAGTEraSTtGUES GENERALES
- SES RESULTATS D'Eîii-'LOfïATÎG^ - LES RAISOEviS DE SOÏv A B A i \ I D 0 ^
par M. J.P. ROUX (EDF)
LA FILIEKE URANIUM NATUREL GRAPHITE - GAZ
SES CARACTERISTIQUES GENERALES - SES RESULTATS P/EXPLOITATION LES RAISONS DC SOW ABANDON
par M.
J.P. ROUX
Directeur Adjoint de la Production et du Transport Chef du Servira de lu Production Thermique
Electricité de France
Après avoir troqué les raisons du choix de cette filière en Fiance et en Graude-Hrclugne, l'auteur en décrit le dcvcloppemo,: et cite les principales caracté- ristiques, les délais et coûts de réalisation.
La production, le disponibilité dans les différents pays et les raison? des indisponibilités sont exposées ainsi que l'évolution du coût du kV/'it avec la taille des centrales et l'amélioration de leur utilisation.
Les raisom économiques et techniques de l'abandon de la filière sont citées.
- 4 -
J.P. ROUX : THE NATURAL URANIUM GAS GRAPHITC !" A W L Y : GENERAL CHARACTERISTICS- OPERATING ! T>ULTS-TH^ REASONS FOR
ABANDONING iT
After recalling the reesons for the a-lop ihn of this kind of reactor in (ircot Britain and frai tee, the report describes its development end its characteristics, and notes the construction period and costs a;KOCidled with it.
Prociut lion, cvtiHcdviity ratios and reasons for downtime in different countries are described. A note is given of the i.-iovcment of kWh costs us plant sr:e rises and utilisation improxes, followed by an uppt,.d\nl of ihe vconov.de und technics! foe tors that led to lise uhond\.nimcnt of these reactors.
J.P. ROUX : DER GAS-GRAPHIT-NATURURAN-REAKTOR : H A U P T W . R i a ' i A U i • B ü T R i n r . s E R ü u Ntsse - VERZîCîf rSGRUNDi;
A'Cc/i einer Wcihlbcgrih dung dictes Reaktors in Frankreich und Grosshritannien schildei i der Vcrfi ;ur dessen f'niwickhr:g unter Angabe seit.er Ijaupfm.skmalc, sowie der Baukosten und - termine.
lis \:\<d- n weder dir Vre-u 'ktinn, die in den einzelner, I ändern verfügbaren Mittel be:-w. die Gründe deren j < Idens. die Univskkluiy; d: i k\G,d)'Ciyes je nach Grosse und Bctricbswciy u'< r Kraft wer le in handelt.
Auch d''e Wirtschaft liehen und leeJunsclien Gvgcbcnh'dtctt, welche den Versieht auf diesen Reaktor veranlasst haben, werden erörtert.
LA FILIERE URAL'iUiVl NATUREL GRAPHITE • GAZ
SEP CARACTERISTIQUES GEf'-EKALES - SES RESULTATS D'EXPLOITATION LES RAISONS DE SON ABANDON
1 - LES RAISONS DU CHOIX DE LA EILIE^E
Si l'idée d'utiliser l'énergie nucléaire paraissait d'un grand avenir et si les équivalences énergétiques (1 11 d'uranium = 2.5 t de charbon) frappèrent Popinion.enco'.e fdful-il trouver les procédés et les te''Uniques pour parvenir à maîtriser cette énergie afin de la rendre compétitive avec les autres.
Nous disposions de minerais d'uranium en quantités suffisantes en France, mais nous n'avions pas de re ourecs d'eau lo n de ni d'usine d'enrichissement pour pouvoir nous lancer vers d'autres filières ; par contre, l'industrie du graphite était développée depuis longtemps pour les besoins des industries élcctrochiiniuiies et éleciioniétallurgniucs.
C'est pourquoi le programme du C.E.A. arrêté en 1952 fut axé sur les réacfeuis à uranium naturel ci grapiùte, produisant à la fois de la chaleur et du plutonium.
Le réacteur Gl refroidi à l'air fut mis en service CM janvier 1956 et LPF Péqujpa d'une installation de récupération d'énergie modeste, mais qui permit de produire en France les premiers kVh d'origine nucléaire à partir de 1957.
Les Anglais prirent la même orientation et construisirent les réacteurs de WiNDSCALE refroidis à Pair.
Pour amélioier les performances, Pair de refroidissement fut remplacé, par du gaz carbo- nique sons prc'-io;- circulant en t'rcuit fermé, grz. peu absorbant, s'activant nettement moins que Pair et aussi présentant moins d.e îisquc d'incendie.
La filière des réacteurs à uranium naturel graphite et refroidissement par du gaz carboni- que était née.
Ce furent les rém leurs plutonigènes avec récupération d'énergie de. CALDER HALL, CJJAPELCUOSS et MARCOULb mis en servie: •.• 1956 à I960. EDF participa ù la réalisation de C12 et Gé? en construisant l'installation de récupération de l'énergie depuis les échangeurs jusqu'aux groupes lurbo-aliernateurs. Ces premiers réacteurs de la filière ont fonctionné très rapidement avec une bonne régularité. La puissance, électrique des réacteurs G2 et G3 initialement de 25 MW a pu être portée à 40 MW.
11 était possible d'engager un programme de centrales nucléaires de ce type ; si son économie future était encore difficile à préciser, elle était cependant prometteuse.
2 - LE DEVELOPPEMENT VU LA FILIERE EN CRAWLE BRETAGNE ET EW FRANCE Sans attendre les résultais d'exploitation des réacteurs plutonigènes, mais avec une bonne expérience d'études et d'essais, la Grande-Bretagne et la France se lancèrent dans la construction de réacteurs essentiellement destinés à la production d'électricité (Tableau 1).
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I J Grande-Bretagne, qui n'avait pan de ressources hydrauliques ni de gaz nature! et voyait ses ressources en charbon se réduire, se lança dans un vaste, programme de 9 centrales, chacune ayant deux réacteurs identique:; qui évoluèrent très progressivement d'une centrale à l'autre, l a puissance électrique unitaire passe de 138 à 600 f.iW. Fn fin 1971, la pu.ssrmee installée est de 5 286 M\V. 1rs Anglais construisirent également deux réacteurs à l'étranger : L A T I N A e t T O K A I MURA.
Lit Fronce, qui n'avait pas un besoin aussi pressant de l'énergie nucléaire, se fixa comme objectif en 1955 cle réaliser une série de prototypes lui peinietlant d'acquérir l'expérience indus- trielle de la construction et de l'exploitation des centrales nucléaiies de puissance, avant de construire des centrales en série.
Le premier programme pré .oyait la construction d'une centrale tous les 18 mois pour obtenir en 1965 une puissance install -e de 850 M\V y compris les réacteurs de Marcoule. Fn fait, les étapes ont été moins nombreuses que prévu, l'augmentation de la puissance unitaire sYlant révélée très rapidement un facteur important de la baisse des coûts (HDF 1 : 70 MW - FM F 2 : 200 MW- F I ) ! ' 3 : 4 8 0 MW). A partir de ST-LAUKENT, on pensait a t t e n d r e la compeliiiviié et pouvoir lancer une série de léacteurs de grande puissance : 2" tranche de ST-LAUKFNT - Centra!.: de VAKDLLI.Ov. avec les Fspagr.ols, centrale de l'FSSFNIIFIM avec 7 tranches, centrale tic GIJU-'ECJ I. Un considérant que l'avenir était à des réacteurs de la taille de 1000 MW'e, il est apparu que les réactetus type S;-Laurent seraient pénalisés par la multiplication de:, canaux et qu'il serait intéressant d'augmenter la puissante unitaire de ceux-ci, ce qui éta;t envisag.eab!e avec le combustible a n n u l a r e : d'où le prototype de la lèie tranche de liuj-ey 1 qui aurait dû être suivi d'un réacteur de I0O0 à lï0Û MW.
Malgré les réussites techniques dans la l'ibère, d'un coté et de l'autre de la Manche, les coûts, bien que s'améliorant nettement veis les dcinicis réacteurs, n'ont pas permis d'atteindre la compétitivité avec les centrales thermiques aloi s que les autres filières étaient plus prometteuses.
La Grande-lsjetagnc interrompait son programme en 1964 pour se lancer après deux ans (le réflexion dans la filière A G k qui, gardent le graphite comme modéiateur, utilise de l'uranium cnrL'm avec une gaine en acier inoxydable, ce qui permet d'augmenter les températures pour obtenir des caractéristiques de vapeur semblables a celles des centrales thermiques classiques- La France, en 1967, a retardé sa décision d'ouvrir le site de FFSSFNIiFlM, lemctt.uit en cause le choix précédent.
Avant d'analyser les raisons de cet abandon, il faut analyser les caractéristiques et les performances de cette filière qui, en fin 1972 comptait 37 réaeteuis. une puissance nette installée rie 8 497 MW et une production s i m u l é e de 286 'HVh, représentant ainsi 38 '/, de la totalité des réacteurs en service., 22 % de !a puissance et 45 v< de l'énergie produite.
3 - PRINCIPALES CARACTERISTIOL'EiS
Les principales caractéristiques des réacteurs de la filièie sont reportées dans le tableau 2.
Elles ont été déterminées en recherchant le coût minimum du kWh, compte tenu des performances et de la tenue des matéiiels dont on disposait au moment des éludes.
La taille des installations et le rendement net ont crû régulièiement. Les performances ducombustible étaient limitées par !c changement de phase de l'uranium métal à 660" et la fusion du magnésium ;'i 6 5 0 " . Les Anglais sont restés fidèles au barreau d'uranium plein, si bien que la densilé moyenne de puissance n'est passée que de 2, 1 à 3 kW/kg d'uranium alors que les
Français ont fait évoluer davantage le combustible pour passer de. 2, 36 à 5, 9 k\V/kg d'uranium, ce qui a permis de réduire le nombre des canaux et le volume, des creius pour une même puissance, et d'admettre une température de gaine plus élevée 500 - 510° en France au lieu de 450" en Grandc-Lïrclagne.
Pour améliorer les performances d'élément combustible tabulaire on s'est orienté vers le combustible annulaire, puis vers le combustible à âme de graphite qui, prévu pour St-Lr.urcnt 2 et Vandcllos. est maintenant chargé dans les réacteurs Cliinon 2 et 3 et Si-Laurent 1, et aurait été retenu pour les léacteurs en projet.
La pression qui est un facteur important de rechange, thermique du canal est passée de 7 bar à 25 bar avec les caissons en acier puis à 43 bar avec les caissons en béton précontraint.
La température du C02 à la sortie du réacteur limite les caractéristiques de la vapeur et agit direclemei:! sur le rendement de la turbine est passée de. 320° à 400" mais a dû étie réduite à 365° sui un certain nombre de réacteurs pour tenir compte des risques d'oxydation par le C02, d'où une perte de puissance de 20 à 30 %.
Pour tirer parti au maximum des calories à température limitée fournies par le C02, la plupart des centrales ont un cycle double de vapeur qui contribue ;'i resurchnufiei la vapeur en cours de détente et à limiter l'humidité à l'échappement. Avec l'intégration des échangeurs dans le caisson, il n'a plus éié possible de multiplier les traversées ni de contrôler les niveaux et on a adopté des échangeurs à circulation forcée sans rcsurchaufl'c.
L'augmentation de la puissance nécessaire pour le soufflage, conduit à utiliser des turbines à vapeur pour enira'mer les soufflantes. En général, ce sont des turbines à condensation avec leurs condenseurs et auxiliaires propres.
L'accroissement du nombre des auxiliaires, la multiplication des informations et des commande, ont conduit à l'utilisation de calcu'aleurs pour le traitement des informations, des mesures et également sui les réacteurs fiançais à partir de St-Laurent pour la conduite.
4 - PELAIS ET COUTS DE CÛNSTITJCTION
Les délais de eonstrui lion ont été importants et ont varie entre cinq ans et demi et sept ans, aussi bien en Fiance qu'en Grand"-ljretagnc. Les difficultés de démarrage et de mise au point des installations ont conduit à dévri iper les essais au niveau des matériels, des fonctions élémentaires et des fonctions principales avant la montée, en puissance. Le temps mis pour atteindre une production équivalente à 2000 h de fonctionnement à pleine puissance a été parliculié; emc.nl réduit.
CIHKON 1 18 mois 1/2 CH1NON 2 12 mois 1/2 CHINOIM 3 11 mois 1/2 ST-LAURFNT 1 6 mois 1 /2 ST-LAURGN F 2 5 mois 1/2 VANDHLLOS 7 mois 1/2 HUGEY 8 mois 1/2.
L'expérience acquise ci l'augmentation de taille des réacteurs ont permis de faite baisser les coûts de utilisation. Ces coûts comprennent les Irais de construction, d'études et de jicstion ainsi que les intérêts intercalaires. Le corn hors taxes du k\V installé en francs janvier 1972 est de :
Clll NON 1 8 188 F.
CHINON 2 4 235 F.
C11INON 3 2 245 F.
ST-LAURENT I 2 467 F. (dont coût de silo) ST-LAURF.NT 2 1 637 F.
BUGEY 1 2 577 F. (dont coûl de site) soit une baisse d'un facteur 5 entre CHINON 1 et ST-LAUKF.NT 2.
Pendant ce temps, entre 1963 et 1971, le coût moyen d'investissement du thermique conventionnel est passé de 95Û à 700 F soit une baisse de 26 '/<••
De son côté le CFA qui fournit le combustible a réduit le coût du combustible de 50 "<•
en francs constants.
5 - RESULTATS D'EXPLOITATION 5.1 Production disponibilité
Les productions cumulées des réacteurs de la filière des différents pays sont indiquées sur le tableau 3.
La disponibilité cumulée depuis le premier couplage était au 31.03.72 :
— de 80 7" environ pour les centrales plutonigènes ayant 12 à 15 ans d';V'e,
— de 62 'A- environ pour les centrales de 150 à 300 M We ayant 7 à 11 ans d'âge,
— de 32 à 55 % pour les centrales de puissance supérieure ayant de 1 à 6 ans d'âge.
Un certain nombre de centrales ont été touchées par les limitations de températures d'i C02 pour réduire les risques de corrosion des aciers ce qui a introduit une indisponibilité perma- nente allant jusqu'à 30 %.
Le tableau 4 montre l'évolution en fonction de leur âge de la disponibilité des réacteurs EDF qui en s'amélio^int encore, devrait permellre une production annuelle de 14,5 TWli dans les prochaines années.
Il faut remarquer qu'au bout de 4 ans, la disponibilité des groupes thermiques de 600 M\V n'est que de 60 'A> et celle des réacteurs à eau légère varie entre 60 et 80 'A., lîn fin 1971, une statistique portant sur l'ensemble des centrales graphite gaz de plus de 100 M\V indique 32,6 '/'• d'indisponibilité dont 9 '!" pour le matériel nucléaire, 15 % pour le matériel conventionnel et 8,3 'K pour les révisions annuelles.
(dont coût de site réparti sur les 3 tranches)
La ventilation des causes des indisponibilités dans les centrales FDF apparaît sur le tableau 5.
5.2 Principaux incidents rencontrés
5.2.1 Combustible
Trois rondeurs ont été. affectes par la fusion d'élémenls combuslibles dans les canaux à la suite d'un manque de soufflage. Sur G2 par suite d'une erreur de branchement d'une mesure de température, il y a eu fusion partielle d'un canal, ce qui a entraîné 1 mois et demi d'arrêt. Sur le réacteur n" 2 de CHAPELC'ROSS. un canal a dû être obstrué par un morceau de chemise d'un élément expérimental, ce qui a enlrainé la fusion de tous les éléments du canal et une indisponi- bilité de 2 ans. Sur le reacteur n° 1 de Sl-I.AURENT. la dépose accidentelle d'un rondin à orifice réduit sur un cariai a provoqué: la fusion de 5 cléments, ce qui a entraîne un arrêt d'un an.
Par contre, le nombre de rupture de gai les sur des éléments nominaux en dehors des incidents d'exploitation est très faible : 1 pour 16 000 éléments. Les installations de DRG marchent correctement et permet ten l d'intervenir à lemps.
5.2.2 Manutention du combustible
La mise au point des installations de manutention du combustible a clé laborieuse dans la plupait des centrales, mais on constate une nette amélioration avec le dispositif principal de manutention de Bugcy. De nombreuses modifications ont dû être faites pour améliorer les automatismes et faciliter les interventions sur ces matériels dont les mécanismes sont jendus difficilement accessibles du fait des protections radiûlogiqucs nécessaires.
5.2.3 Circuits C02
Des contraintes anormales ont provoqué des ruptures de petites tuyauteiies. Ce fut le cas des tubes de prélèvement DRG, EDF 2 et EDF 3 (arrêt de 8 mois), des tubes rie. purge des ballons 1!!' de l'éeham'.eur LDF 1 ci des fissures sur des soufflets de dilatation (éebangeurs de MARCOULE, collée leurs de C1I1NON 2).
D'autre part le gaz, qui circule à forte, vitesse et fort débit a travers un circuit de forme complexe, engendre des pulsations de pression et ensuite des vibrations mécaniques qui induisent des contraintes dynamiques très supérieures aux contraintes statiques. De tels incidents se sont produit sur la plupart des réacteurs aussi bien Britanniques que Français.
La constatation en 19C9 à LATINA de la destruction des fixations de thermocouples et à BRADV.'ELL d'assemblages de structures internes a attiré l'attention sur les phénomènes d'oxydation des aciers par le C02, qui provoquent par gonflement des interfaces des assemblages des efforts tels que ceux-ci peuvent se rompre. Les éludes et expérimentations ont fait apparaître les différents facteuis de la cinétique de cette corrosion : température du C02, taux d'humidité, nature des aciers. On a limité la température sur les réacteurs en service a. 365°.
Les réacteurs de St-Laurent et Bugcy ne sont pas touchés par cette limitation. L'étude des aciers de St-Laurent 1 a permis île montrer que seules des éléments des tuyauteries DRG présentent un risque de ruplurc :on a étudié un réseau de DRG de remplacement qui serait monté sous les alvéoles. Les modifications nécessaires ont pu être faites à temps pour les réacteurs de St-Laurent 2 el Bugcy 1.
• 1 0 -
5.2.4 Ecliangetirs
Les échangeurs ont été le siège de nombreux incidents à la suite :
— de phénomènes vibratoires,
— de défauts de construction,
— d'érosion et de corrosion côté eau.
5.2.5 Soufflantes
Ce matériel a généralement bien fonctionné malgré quelques difficultés pour la mise au point de l'ensemble des régulations et sécurités sur les circuits d'étanchéité.
5.2.6 Groupas turboalternateurs
La plupart des centrales on! eu des ennuis de turbine (ailettage, organes de régulation), mais ces ennuis ne sont pas tous spécifiques aux centrales nucléaires.
5.3 Travaux en milieu actif dans les centrales et rejets radioactifs La radioactivité induite par les centrales provient :
— de l'activité des produits de fusion,
— de l'activité des produits qui s'activent dans !e flux de, neutrons, et se manifesle sous les deux processus :
— irradiation externe,
— contamination interne.
Le tableau 6 montre l'évolution de l'irradiation externe et des cas de contamination interne pour le personnel des centrales nucléaires EDF.
Les activités rejetées dans l'atmosphère proviennent essentiellement de l'activation de l'argon 40 contenu dans le gaz carbonique et sont très inférieures aux limites admissibles : - rejets d'effluent ga?.eux en 197! (activité en Ci)
Rejet annuel Limite admissible
CHJNON ST-LAURENT
Rejet annuel Limite admissible
Gaz Aérosols Gaz Aéorois
Rejet annuel Limite admissible
4.225 4.105
18.10'3
103
3.425 4.105
47.10-3 103
Les efflnenls radioactifs liquides proviennent des piscines de désactivition et installations de décontamination. Us sont rejetés dans le fleuve après traitement et contrôle. L'activité rejetée est très inférieure à celle admissible :
- rejets d'cfflucnts liquides en 1971 (activité en Ci)
Rejet annuel Rejet annuel admissible
CH1N0N SÏ-LAUIUvNT Rejet annuel
Rejet annuel admissible 2 900
2,25 803
Les déchets solides actifs (360 m3 en 197!) sont stockés provKoircnienl dans les centrales ou envoyés au centre de LA I1AGU1I.
5.4 Coût du ItWh nucIcViire
Le coût moyen du VWli nucléaire et celui des tranches thermiques 250 MW et de la moyenne des tranches se comparent coome suit (en c/kY/h) :
Année 1971 Moyenne des
tranches 250 MW
Moyenne des
centrales nucléaires Moyenne f^'néi<:!e Dépenses directes d'exploitation
Amortissement Combustihlc
0,84 1,66 2,71 5,21
1,70 5,47 1,55 8,72
1,11 2,15 2,57 5,83 Le coûl du kWh nucléaire varie suivant les centrales, ainsi en 1971 :
Disponibilité
Chinon 1 Chinon 2 Chinon 3 St-Lauient 1 St-Lanrent 2
Disponibilité 4 3 % 58% 45 % 5C % 5 1 %
Dépenses directes d'exploitation 4,48 1,66 1,55 0,96 i,58
Amortissement 16,37 5,64 4,17 6,07 4,5
Combustible 1,67 1,49 1,28 129 1,46
22,52 8,79 7 8,32 7,54
L'évolution dans le temps du prix de revient d'une l-aiiche comme CHINON 7 permet de se rendre compte du poids des mises au point dans les premières années et d" l'influence des indisponibilités.
Disponibilité en 7<<
Prix de revient (c. courants) du kWh (c. constants 1971)
1966 1967 1968 1969 1970 1971 Disponibilité en 7<<
Prix de revient (c. courants) du kWh (c. constants 1971)
29,2 19,52 24,8
66,5 9,41 11,6
64,8 11,23 13,4
6,59 7,3
90,3 7,74 8,2
58 8,79 8,79 Dans les années à venir le prix de revient sera encore abaissé à la suite des améliorations apportées et par une meilleure utilisation.
- 1 2 -
6 - RAISONS D'ABANDON DE LA FILIERE
A terme, l'énergie éleclrique sera fournie essentiellement par l'énergie nucléaire qui seule permet de faire face à la croissance des besoins.
Si ces dernières années, HDF a pu bénéficier de contrats pétroliers intéressants, à terme, les prix ne poinront qu'augmenter du l'ait de l'accroissement des besoins de produits pétroliers en général et de l'augmentation du prix de revient d'extraction.
EDF se doit de se préparer à cette mutation, mais pas à n'importe quel prix. Si sur des prototypes, on peut accepte] de payer un i rlain surcoût, on ne peut le faire lorsqu'on veut lancer des séries.
Au moment d'engager un programme dé développement de centrales nucléaires qui seules doivent permettre de faire face à la croissance de la consommation, notre établissement fut confronté à un choix économique et à un choix technique.
Choix technique : l'utilisation de l'uranium naturel avec les limites technologiques qu'il impose conduit à des réacteurs de glande taille comprenant un grand nombre d'éléments combustibles relativement séparés dans un grand nombre de canaux, donc raisons d'une complexité certaine (DRG - manutention"), les possibilités d'augmentation de taille ne laissant pas espérer de gain sensible. Enfin, la réalisation de plusieurs centrales du même type (effet de série) ne laissait, que peu d'espoir d'une diminution sensible des investissements.
D'autre part, les centrales thermiques qui servaient de base de comparaison étaient des centrales de 600 MW à prix spécifique relativement peu élevé cl alimentées par un fuel-oil dont le prix d'une façon globale avait fortement diminué depuis 1967.
La comparaison écononiiciue se présentait donc ainsi :
Coûts d'inveslissemenls (F/k\V)
Centrale classique Centrale lueléaiic
Coûts d'inveslissemenls (F/k\V)
2x600 MW (c)
Eau ordinaire PWR 2x890 MW (é)
Projet SL900 graphite gsz 2x890 MW (é)
Coûts d'inveslissemenls (F/k\V) 768 105! 1316
Coût moyen du l;Wh (c/kWh)
Investissements 1,42 1,94 2,43
Frais d'exploitation 0,77 0.72 0,89
Combustible Total
l , 5 l ( D 1,98(2) 0,98 3,64
0,87 4,19 Combustible
Total 3,70 4,17
0,98 3,64
0,87 4,19
Coûts calculés aux conditions économiques du 1er avril 1970, hors taxes, avec une durée d'amortissement de 30 ans pour le thermiciue classique et de 20 ans pour le nucléaire et un prix de thermie fuel de 0,65 c (1) ou 0,85 c (2).
C'est ainsi que sur ces critères techniques et économiques et malgré les performances obtenues par les centrales gaz graphite, EDF s'orienta après de nombreuses études vers les réacteurs à uranium enrichi et à eau légère.
Toulefois, il n'y a pas lieu de regretter le clioix lait en 19?? ; il n'y en avait pas d'autre ; attendre e'eut été dépendre dès le départ de l'ctninper. alors que ce propratmne à permis au C1ZA, à El)l; et aux industriels d'acquérir une expérience précieuse de travail dans le domaine nucléaire avec toute la rif.ueur que cela nécessite, tant au point île vue éludes, que pour les essais et les mises au point. Les équipes formées ont pu se reconvertir facilement aux réacteuis à eau légère et ainsi pouvoir aujourd'hui discuter avec nos nouveaux partenaires.
démarre
'expérience acquise directement sur la filière sert également pour la filière 11TK qui -, USA et mérite d'être examinée de près.
Gronde- ! ict.irino Fr: '>•:*} Autre; pays
i!
C e n t i m e sII
Centralesh
Centulest "
ï
P P
» nP
19GG C a l d r r I iall 2x45 90
»
1957
1953 Cal..!:r Hall 2x15 100
1950 Cli6[':-lcross 3x45 315 G 2 40 40
19G0 Clurulcrois 1x45 360 G 3 49 80
1961
1962 Rcrkc-ky
Bradv.oll
2x133
2x1 SO 1 0 3 6
10 G 3 EDS: 1 70 159 L- lina 200
1 9 6 4 Hunieiston 2x160 135S
1 9 0 5 Trawsfynydd
Dung ritss A
Hinklry Point A 2x250
2x275
2x250 2 9 0 S
E D F 2 200 350 l o U i t/ura 1GG
1 9 6 6 Sizevirïll 2x290 3 4 8 6
19G7 Olriljury 1x300 378G r:DF 3 480 830
1 9 6 3 Cldbuiy 1x300 4 0 8 6
19G9 St L a u r e n t 1 4 S0 1310
1 9 7 0 Wylfa 600 4CSG
1 9 7 1 Wylfa 600 5 2 8 6 St L a m e n t 2 515 1825
1 9 7 2 Bugoy 540 2365 VandUlos 489
Tableau 1 — RéaUcuis de la fiiiàre ur.miunvrirsphilG-g:•/ dans le monde.
IP
on MW
IP
on MW
I pi
! ! • ! !M 11»
r -
"C
•C'
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f 11?
I P !
bor
!
°c
k W / k g k W / l i t r o
Calrtsr 4x43 18.8 2.4 c:c 1 CC0 7 150/345 14.5 330
Chapel cross 4x45 18.4 2.4 0.68 1 000 7 150/345 14.5 330
G 2 - G 3 2x40 15 2.36 0.S5 1 200 31 15 140/330 10 334
Berkeley 2x138 25 2.4 0.54 3 265 432 28 9 160/345 20 3~2
3rao\wll 2x150 28 2.2 0.53 é2 624 440 29.3 10 ISO 300 52 272
Chinon 1 70 22.5 2.1 0.62 1 136 440 14x35 25 145/320 13 313
Hunterston A 2x160 23 2.3 0.57 3 284 9.2 11 205/414 41 374
Hinklsy Point A 2:<250 26 2.6 0.75 4 500 437 2S.6 14 131/375 47.5 333
ChiP on 2 200 27.4 3.6 0.94 1 970 13x40 25 193/335 32 340
Lztina 2C0 29 2.62 0.71 2 923 425 2D.3 14 180/390 54 371
Trau-sfynydd 2x250 28.8 3.1 0.8 3 740 435 2S.G 18 202/391 57.5 380
Toka: Mura 1GS 2S.8 3.1 0.8 23.7x41 15 207/385 45 355
Dirn^cness A 2x275 32.8 2.8 0.75 3 932 ••'.52 28 IS 250<410 98 3S3
SizevvoU A 2x230 30.5 2.S6 0.S2 3 7S8 453 23 20 214 -110 43.5 304
Chir.en 3 480 31 3.8 1.0 3 CC0 445 23x43 23 240'331 52 333
Oldcury A 2x200 30 3.0 0.53 3 320 450 23 25 250/412 97 4C0
Wylfa 2x590 31.4 2.78 0.74 6 155 451 23 28 247,414 47 401
St L s u - n t 1 4E0 29.5 3.37 1.16 2 933 500 23x43 20.5 225.400 34 2?9
St Laurent 2 515 30.3 3.68 1.2 2S33 510 23x43 26.5 235'410 35 4C0
Vandeîlos 480 29.5 3.68 1.2 2 993 510 23x43 27 217/400 33.5 320
Sugoy 540 29 5.9 1.7 852 50C/3C5 on 77x95 43 225'333 33 387
Nomb:e do Puissance; noue Encryie cumulée!
rr'vcteurs installée brute Grancle-brc1"giit' 26 5286 61,7 % 228,2 "(Wii 80,3 %
Fronce 8 2365 28 % 33,4 TWh 13,4 %
Italie 1 200 2,3 % 11,7 TWh 4 %
Japon 1 166 2 % G,G TWh 1,9%
Fspsgru 1 480 6 % 1,2 TWh 0,4 %
37 8497 MW 280 TWh
Tab!;,u 3 - RiV.irti1.ion entre les ciivvis pays des piji;.f..-hcùs installées ot (!.:• éneryte produit-- par le:, niccteuis o? i.; î.l-.ire uranium naturel - graphite - eaz.
en
GO
40
20 :
-I.
\
""
-
"
1 2 3 t. G 6 /' B 0 10 i.r.i
CHI WON 3 St LAURENT 1
1 2 3 4 5 6 7 E 9 10 ens
St LAt! f; HOT 2 100
%
80
CO
20
_ _ ; ,
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I i
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! !
—
-
— -
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•-
- — -
1 2 3 4 D S 7 8 ans 1 2 3 4 5 6 7 8 ans 1 2 3 4 5 6 7 8 r-ns
blcau 4 — Evolution du cocfficiûnt do disponibilité en fonction dy l'âge.
Cenî'dlcs Ann6i>
l)ou;ccnt.''(jc d'inilis-ioni-
bililé
73,9 VG,0 30,3 63,7 67.7 35,4 2\->
57,5 19,2
48,9
Enln linn
|)Ki'LM„tr,;n(i
Gi'n^iii -ur cl? v.'.p-_;jr niltlNiirc
Ir.st.ïllaiori (k: prof! iclion
do l'ànciuii:
4 G0 3,0 0,1 0,5 1,1 2,5 0,2 0
8,'J Autres caur-i'S
CHINON 1 (2)
1954 1066 1056 1967 1938 1959 1970 1971 1972 Iv'.oyenne
l)ou;ccnt.''(jc d'inilis-ioni-
bililé
73,9 VG,0 30,3 63,7 67.7 35,4 2\->
57,5 19,2
48,9 28
0 0 0 0 0 R.4 0 9,4
4,3
0 24,1
0 12,3
7,4 7,3 0,8 15,1
9,9 39,5
!1,5 25,7 02,3 51,3 33,6 13,4 57,1 9,5
33,9
Ir.st.ïllaiori (k: prof! iclion
do l'ànciuii:
4 G0 3,0 0,1 0,5 1,1 2,5 0,2 0
8,'J 4,4 O 1,1 1,3 5,9 0,8 0,9 0,2 0,3
1,6
CHINON 2
1955 1C3S 1967 1968 1S69 1970 1971 1972 Moycnno
74.5 7(1,8 33,5 35,2 11,5 9,7 42,0 23,3
35,5 28
0 0 0 0 0 R.4 0 9,4
4,3
0 24,1
0 12,3
7,4 7,3 0,8 15,1
9,9 24,3 17,7 29,1 17,8 2,7 1,1 32,7 7,9
16,2 48 15,3
2,0 0,4 0,5 0,8 0,4 0
6,5
29,5 2,8 0,8 3,8 0,5
8,5 2,2 12,7 1.5 4,7 0,9 0,6 0,1 0,3
2,9
CHINON3
1C68 1959 1970 1971 1972 Moyenne
76,8 79,3 71,8 65,5 43,3
65,1 1,9 0,1 16,0 15,7 10,7
8,8
13,4 0 0 9,0
4,6 29,6 75 53,3 33,6 26,4
43,6 48 15,3
2,0 0,4 0,5 0,8 0,4 0
6,5
29,5 2,8 0,8 3,8 0,5
8,5 14,8
1,4 1,7 2,4 0.7
4,2
SAINT LAURENT 1
1969 1970 1971 1972 Moyenne
70,3 90,8 49,0 34,0
61,6 1,9 0,1 16,0 15,7 10,7
8,8
13,4 0 0 9,0
4,6 51,5 96,8 46,7 15,4
52.8 1,3 0 2.G 7,6
3,1 4,1 0 0,3 1,5
1,1
SAINT LAURENT 2
1971 1972 Moyenne
1G,1 38,4
35,2 0 13,3
11,4 13,4 19,5
18,0 2,7 2,5
2,5 0 3,1
2,7
(1 ) Frite en com;>tc 3 mois ploies, jiptès !e premier coupl.'.?2.
12I Les indisponibilités ducs PU renouviillemunt t!u combustible - f;ûi rfoctour fi l'arrfit • s.ont camptucs, cS.ins "fii'iii^ratpurs ete vapeur".
Tab! tau 5 - Ventilation des indisponibilités (1)
1C0
1 500 1G>-,
2500
0 1C0
1 500 1G>-,
2500
0 Doce mciycnno <iiinuel!e
(mrem) 1C0
1 500 1G>-,
2500
0
mo 300 2B0 300 340
540-0 391
5?oo
2 Dose maximale ture^s'iréc
(mrem}
1C0
1 500 1G>-,
2500
0
3500 55 00 0500 inoo
340
540-0 391
5?oo
Nombre de c?s cî': dérv^rement 2
de 5 rem 0
1G>-,
2500
0 0 1 0 0 3
391
5?oo
2
Nombre de do":ori!am'n^lion externes efîcviu'-t-f. per le service m:clk:2! c':s ceiLUe!er*
118 60 54 41 89
TahL;'i.i 6 — Evolution o'."1 l'irradiation oxierns iiu personnel et du nombr» do C3S de dc'ConW'imiii.Uiarci externes cUeciuctE; par le sou'icc médical des eentnlcç.
