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Dessins et plans, Combustibles nucléaires, Combustibles nucléaires -- Éléments, Réacteurs nucléaires
Réacteur avancé au gaz AGR
Les réacteurs avancés au gaz ou AGR (Advanced Gas-cooled Reactor) sont des réacteurs nucléaires développés en Grande-Bretagne. Ils correspondent à la seconde génération des réacteurs britanniques à caloporteur gaz. Comme les UNGG français et les réacteurs Magnox britanniques auxquels ils succèdent, ces réacteurs sont à modérateur graphite et caloporteur CO2. Le combustible utilisé dans ces réacteurs est constitué de pastilles de dioxyde d'uranium (UO2) d'enrichissement compris entre 2,5 et 3,5 %. Ces pastilles sont enserrées dans des gaines en acier inoxydable. Le caloporteur CO2 est chauffé et atteint 640°C en sortie du cœur. Le générateur de vapeur est en dehors de la cuve en acier, dans l'enceinte pressurisée en béton. Les barres de contrôle s'insèrent dans des logements prévus dans la structure de graphite. Le système d'arrêt secondaire repose sur l'injection d'azote dans le caloporteur ainsi que l'emploi de bore qui est un absorbeur neutronique.
Dessins et plans, Dépôts de déchets radioactifs, Déchets radioactifs, Déchets radioactifs -- Élimination dans la mer, Nouvelle Zemble (Russie), Novaïa Zemlia (Russie)
La Nouvelle Zemble
Lieux où des déchets radioactifs ont été déversés en Nouvelle Zemble, Russie : 1) Deux réacteurs sans combustible nucléaire ; 2) Deux réacteurs sans combustible nucléaire, et 60% du combustible nucléaire du brise-glace Lénine dans des conteneurs ; 3) Six réacteurs contenant de l'uranium, dix sans combustible nucléaire, onze milles conteneurs de déchets radioactifs ; 4) Le sous-marin K-27 et deux réacteurs ; 5) Trois réacteurs avec du combustible nucléaire, et trois sans.
Réacteur nucléaire à eau bouillante
Réacteur nucléaire à eau bouillante : 1 Cuve du réacteur, 2 Élément de combustible nucléaire, 3 Barres de contrôle, 4 Pompes de circulation, 5 Moteurs des barres de contrôle, 6 Vapeur, 7 Eau d'alimentation, 8 Turbine haute pression, 9 Turbine basse pression, 10 Génératrice, 11 Excitatrice, 12 Condenseur, 13 Eau froide, 14 Pré-réchauffeur, 15 Pompe à eau d'alimentation, 16 Pompe à eau froide, 17 Enceinte (ou caisson) en béton, 18 Raccordement au réseau électrique.
Réacteur nucléaire à eau bouillante
Vue schématique d'un réacteur nucléaire à eau bouillante de type Mark 1.
Réacteur nucléaire canadien CANDU
Architecture du réacteur nucléaire à l’uranium naturel à eau lourde conçu au Canada dans les années 1950 et 1960 : réacteur nucléaire à l'uranium naturel (non enrichi) à eau lourde pressurisée développé par Énergie atomique du Canada Limitée. L'acronyme « CANDU » signifie CANada Deuterium Uranium en référence à l'utilisation de l'oxyde de deutérium (eau lourde) et du combustible à l'uranium naturel. 1) Combustible, 2) Calandre, 3) Barres de compensation, 4) Pressuriseur, 5) Générateur de vapeur, 6) Pompe d'eau d'alimentation, 7) Pompe caloporteur, 8.Machine à manutention de combustible, 9) Eau lourde (modérateur), 10) Canal, 11) Vapeur vive, 12) Eau légère pressurisée, 13) Enceinte étanche.