Expliqué : Quelle est la signification de Kakrapar-3 ?
KAPP-3, qui a atteint la criticité mercredi matin, est la première unité de 700 MWe en Inde et la plus grande variante développée localement du réacteur à eau lourde sous pression.
KAPP-3 est la première unité de 700 MWe (mégawatt électrique) du pays et la plus grande variante développée localement du réacteur à eau lourde sous pression (PHWR). (Photo d'archive) La troisième unité du projet d'énergie atomique de Kakrapar (KAPP-3) au Gujarat atteint sa « première criticité » – un terme qui signifie le déclenchement d'une réaction de fission nucléaire contrôlée mais soutenue – à 9h36 mercredi. Le Premier ministre Narendra Modi a félicité les scientifiques nucléaires indiens pour cette réalisation, décrivant le développement du réacteur indigène comme un brillant exemple de Make in India et un pionnier pour de nombreuses réalisations futures.
Pourquoi cette réalisation est-elle importante ?
Il s'agit d'un événement marquant dans le programme nucléaire civil indien étant donné que KAPP-3 est la première unité de 700 MWe (mégawatt électrique) du pays et la plus grande variante développée localement du réacteur à eau lourde sous pression (PHWR).
Les PHWR, qui utilisent de l'uranium naturel comme combustible et de l'eau lourde comme modérateur, sont le pilier du parc de réacteurs nucléaires de l'Inde. Jusqu'à présent, le plus gros réacteur de conception indigène était le PHWR de 540 MWe, dont deux ont été déployés à Tarapur, dans le Maharashtra.
L'opérationnalisation du premier réacteur indien de 700MWe marque une montée en puissance technologique significative, à la fois en termes d'optimisation de sa conception PHWR - la nouvelle unité de 700MWe répond à la question des marges thermiques excédentaires - et d'une amélioration des économies d'échelle, sans changements significatifs à la conception du réacteur de 540 MWe. (« Marge thermique » fait référence à la mesure dans laquelle la température de fonctionnement du réacteur est inférieure à sa température de fonctionnement maximale.)
Quatre tranches du réacteur de 700MWe sont actuellement en construction à Kakrapar (KAPP-3 et 4) et Rawatbhata (RAPS-7 et 8). Les réacteurs de 700 MWe constitueront l'épine dorsale d'un nouveau parc de 12 réacteurs auxquels le gouvernement a accordé un agrément administratif et une sanction financière en 2017, et qui doivent être mis en place en mode parc.
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Source : NPCIL Alors que l'Inde s'efforce d'augmenter sa capacité nucléaire existante de 6 780 MWe à 22 480 MWe d'ici 2031, la capacité de 700 MWe constituerait la composante la plus importante du plan d'expansion. Actuellement, la capacité nucléaire représente moins de 2 % de la capacité totale installée de 3 68 690 MW (fin janvier 2020).
Source : NPCIL Alors que le secteur nucléaire civil se prépare pour la prochaine frontière - la construction d'un réacteur à eau pressurisée (REP) de 900 MWe de conception indigène - l'expérience de l'exécution de la conception plus grande du réacteur de 700 MWe sera utile, en particulier en ce qui concerne l'amélioration de la capacité de fabrication de grands récipients sous pression. Cela s'ajoute aux usines d'enrichissement isotopiques en cours de développement pour fournir une partie du combustible d'uranium enrichi nécessaire pour alimenter ces réacteurs de nouvelle génération au cours de la prochaine décennie, ont déclaré des responsables du ministère de l'Énergie atomique.
Quand ont commencé les travaux de ce projet de 700 MWe ?
La première coulée de béton a eu lieu en novembre 2010, et cette unité devait initialement être mise en service en 2015.
La société d'État Nuclear Power Corporation of India Ltd (NPCIL) avait attribué le contrat de construction de réacteurs pour KAPP-3 et 4 à Larsen & Toubro pour une valeur initiale du contrat de Rs 844 crore. Le coût initial de deux unités de 700 MWe était fixé à 11 500 crores de Rs, et le tarif par unité a été initialement calculé à 2,80 Rs par unité (kWh) aux prix de 2010 (un coût d'environ 8 crores de Rs par MWe). Ce coût devrait avoir connu une certaine escalade.
L'investissement en capital pour ces projets est financé avec un ratio dette/fonds propres de 70:30, la partie capitaux propres étant financée par des ressources internes et par un appui budgétaire.
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Que signifie atteindre la criticité ?
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Les réacteurs sont le cœur d'une centrale atomique, où se produit une réaction de fission nucléaire contrôlée qui produit de la chaleur, qui est utilisée pour générer de la vapeur qui fait ensuite tourner une turbine pour créer de l'électricité. La fission est un processus dans lequel le noyau d'un atome se divise en deux ou plusieurs noyaux plus petits, et généralement en quelques particules de sous-produit. Lorsque le noyau se divise, l'énergie cinétique des fragments de fission est transférée à d'autres atomes du combustible sous forme d'énergie thermique, qui est finalement utilisée pour produire de la vapeur pour entraîner les turbines. Pour chaque événement de fission, si au moins un des neutrons émis provoque en moyenne une autre fission, une réaction en chaîne auto-entretenue aura lieu. Un réacteur nucléaire atteint la criticité lorsque chaque événement de fission libère un nombre suffisant de neutrons pour entretenir une série continue de réactions.
Félicitations à nos scientifiques nucléaires pour avoir atteint la criticité de la centrale atomique de Kakrapar-3 ! Ce réacteur KAPP-3 de 700 MWe de conception indigène est un brillant exemple de Make in India. Et un pionnier pour de nombreuses réalisations futures de ce type !
- Narendra Modi (@narendramodi) 22 juillet 2020
Quels sont les jalons de l'évolution de la technologie PHWR de l'Inde ?
La technologie PHWR a commencé en Inde à la fin des années 1960 avec la construction du premier réacteur de 220 MWe, Rajasthan Atomic Power Station, RAPS-1 avec une conception similaire à celle du réacteur Douglas Point au Canada, dans le cadre de la coopération nucléaire indo-canadienne. opération. Le Canada a fourni tout l'équipement principal de cette première unité, tandis que l'Inde a conservé la responsabilité de la construction, de l'installation et de la mise en service.
Pour la deuxième unité (RAPS-2), le contenu en importations a été considérablement réduit et l'indigénisation a été entreprise pour les équipements majeurs. Après le retrait du soutien canadien en 1974 après Pokhran-1, les ingénieurs nucléaires indiens ont achevé la construction et la centrale a été rendue opérationnelle avec une majorité de composants fabriqués en Inde.
À partir de la troisième unité PHWR (Madras Atomic Power Station, MAPS-1), l'évolution et l'indigénisation de la conception ont commencé. Les deux premières unités de PHWR utilisant une conception standardisée de 220 MWe développée localement ont été installées à la centrale atomique de Narora.
Cette conception standardisée et optimisée comportait plusieurs nouveaux systèmes de sécurité qui avaient été intégrés dans cinq autres centrales atomiques à deux unités d'une capacité de deux unités de 220 MWe situées à Kakrapar, Kaiga et Rawatbhata.
Pour réaliser des économies d'échelle, la conception du PHWR de 540 MWe a ensuite été développée et deux de ces unités ont été construites à Tarapur. D'autres optimisations ont été réalisées lors de la mise à niveau vers une capacité de 700 MWe, KAPP-3 étant la première unité de ce type.
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L'unité 700MWe marque-t-elle une évolution en termes de sécurité ?
La technologie PHWR a plusieurs caractéristiques de sécurité inhérentes. Le plus grand avantage de la conception PHWR est l'utilisation de tubes de force à paroi mince au lieu des grands récipients sous pression qui sont utilisés dans les réacteurs de type récipient sous pression. Il en résulte une répartition des limites de pression sur un grand nombre de tubes de force de petit diamètre, diminuant ainsi la gravité des conséquences d'une rupture accidentelle de la limite de pression.
De plus, la conception du PHWR de 700 MWe a amélioré la sécurité grâce à un « système d'élimination de la chaleur de désintégration passive » dédié, qui peut éliminer la chaleur de désintégration (libérée à la suite de la désintégration radioactive) du cœur du réacteur sans nécessiter aucune action de l'opérateur. Cela s'apparente à une technologie similaire adoptée pour les centrales de génération III+ pour annuler la possibilité d'un accident de type Fukushima qui s'est produit au Japon en 2011.
L'unité PHWR de 700 MWe, comme celle déployée à KAPP, est équipée d'un confinement chemisé d'acier pour réduire les fuites éventuelles, et d'un système de pulvérisation de confinement pour réduire la pression de confinement en cas d'accident de perte de fluide caloporteur.
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