Scram

Bouton SCRAM sur le Experimental Breeder Reactor I.

SCRAM ou scram est le terme anglais utilisé pour désigner un arrêt automatique d'un réacteur nucléaire – bien que l'acception de ce terme ait été étendue par la suite pour couvrir l'arrêt automatique d'autres systèmes complexes, tels que les baies ou encore d'importants réseaux de modélisme ferroviaire. Dans l'exploitation des réacteurs nucléaires commerciaux, cet arrêt automatique (en anglais « scram » ou « reactor trip ») fait référence à une insertion rapide des barres de contrôle afin d’arrêter le réacteur[1]. L’arrêt automatique (ou scram) peut également être utilisé lors de procédures d'arrêts de routine, programmés.

Le terme « scram » serait l'acronyme de safety control rod axe man (en français : personne chargée de la sécurité des barres de contrôle), inventé par Enrico Fermi lorsque le premier réacteur nucléaire est construit sous les gradins du Stagg Field (en) de l'université de Chicago[2]. La traduction littérale du terme anglais « scram » est « fichez le camp, dégagez ».

Mécanisme

Réacteur à eau bouillante (REB)

Dans un Réacteur à eau bouillante, les barres de contrôle sont insérées par le fond de la cuve, de bas en haut. Pour cela, un groupe d'accumulateur hydraulique pressurisés se décharge dans les tubes de contrôle qui permettent le mouvement des barres d'absorption neutronique[3] (barre de contrôle). Celles-ci sont donc poussées vers le haut par le flot de liquide hydraulique jusqu'à atteindre la position d'insertion complète. La pression du liquide présent dans ces accumulateurs est donc toujours supérieure à celle de la cuve du réacteur pour permettre leur insertion.

Réacteur à eau pressurisée (REP)

Puissance résiduelle

La puissance résiduelle désigne l'énergie dégagée par le combustible et par les isotopes radioactifs présents dans le coeur après l'insertion totale des barres de contrôle. La température d'un réacteur, même à l'arrêt complet peut donc augmenter, amenant l'eau du coeur à se transformer en vapeur, ce qui représente un risque pour l'intégrité des assemblages de combustible[4].

Notes et références

  1. ↑ (en) « Reactor Protection & Engineered Safety Feature Systems », The Virtual Nuclear Tourist (consulté le )
  2. ↑ (en) Edwin Blackburn, « “Scram!” - Reactor veteran recalls account of the birth of a key word in the nuclear vernacular », ORNL Reporter, Oak Ridge National Laboratory, vol. 19,‎ (lire en ligne, consulté le )
  3. ↑ https://www.nrc.gov/docs/ML1125/ML11258A345.pdf
  4. ↑ « Sûreté et puissance résiduelle » [PDF], sur Comissariat à l'Energie Atomique, (consulté le )

Voir aussi

Articles connexes

Liens externes

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