L'APR-1400, pour -1400, est un modèle de réacteur nucléaire à eau pressurisée de génération, développant et conçu par Korea Electric Power Corporation (KEPCO).
Depuis , le parc mondial d'APR-1400 se décompose comme suit :
8 réacteurs en service commercial : quatre en Corée du Sud (les unités et 4 de la centrale de Shin-Kori, et les unités et 2 de la centrale de Shin-Hanul) ; et quatre aux Émirats arabes unis à la centrale de Barakah ; 4 en construction au Corée du Sud : deux à la centrale de Shin-Kori (unités et 6), et deux à la centrale de Shin-Hanul (unités et 4) ; 2 en projet en Pologne pour équiper la deuxième centrale nucléaire du pays.
KEPCO développe à partir de l'APR-1400 un modèle de moindre puissance (environ ) nommée APR-1000. Quatre unités sont en projet en Tchéquie : deux à la centrale nucléaire de Dukovany (unités et 6) et deux autres à la centrale nucléaire de Temelín (unités et 4).
Histoire
Initialement connu sous le nom de (KNGR), ce réacteur de génération III est développé à partir du modèle antérieur sud-coréen OPR-1000 (lui même dérivé du réacteur américain System 80+ conçu par Combustion Engineering).
La conception de l'APR-1400 commence en 1992. Il est certifié par la en . La demande de certification du concept est ensuite transmise à la Commission de réglementation nucléaire des États-Unis (NRC) en et acceptée en pour évaluation technique afin de déterminer la conformité du réacteur avec les exigences de sécurité américaines. En septembre 2018, la NRC publie son rapport final d'évaluation de la sécurité et approuve la conception standard, concluant que la conception était techniquement acceptable et valable pour . En , la NRC approuve une règle pour certifier la conception standard de l'APR-1400. En , le réacteur reçoit son certificat de conception valable pour 15 ans.
En , l'organisation (EUR) approuve les modifications apportées à la conception de l'APR-1400 pour le refroidissement d'urgence, ce qui permet au modèle d'être construit dans des pays hors d'Europe avec la certification EUR.
Conception L'APR-1400 est un réacteur à eau pressurisée (utilisant de l'eau légère), évolutif et basé sur la précédente conception sud coréenne le réacteur OPR-1000. En Corée du Sud, le réacteur a produit une puissance électrique brute de 1455 MWe avec une puissance thermique de 3983 MWth (4000 MWth nominal).
La conception a été développée pour répondre à 43 contraintes, les principaux développements étant l'évolution de la capacité, l'augmentation de la durée de vie et le renforcement de la sécurité. Les améliorations de la conception visent également à répondre aux objectifs économiques et aux exigences en matière de licence. Par rapport à l'OPR-1000, les principales caractéristiques sont les suivantes :
Puissance électrique nette : 1400 MW (augmentation de 40 %) Durée de vie nominale : 60 ans (augmentation de 50 %) Base de conception sismique : 0,3 g (augmentation de 50 %) Fréquence des dommages au cœur : moins de 10-5/an (divisée par 10) Assemblages combustible du cœur : 241 (augmentation de 36 %)
Plusieurs autres changements ont été incorporés, comme le passage à un système de contrôle d'accès entièrement numérique et la mise en œuvre de nouveaux systèmes dans le système d'injection de sécurité (SIT).
Cœur du réacteur Le cœur du réacteur APR-1400 est constitué de 241 assemblages combustibles, 93 assemblages d'éléments de contrôle et 61 assemblages d'instrumentation dans le cœur. Chaque assemblage de combustible comporte 236 barres de combustible agencées dans une grille de 16 x 16 (un certain espace est occupé par des tubes de guidage pour les barres de contrôle) contenant du dioxyde d'uranium (avec un enrichissement moyen de 2,6 w/o), qui est capable de produire une densité de puissance volumétrique moyenne de 100,9 W/cm3. Le cœur peut également être chargé jusqu'à 30% de combustible MOX, moyennant des modifications mineures. Le cœur est conçu pour un cycle de fonctionnement de 18 mois avec un taux de combustion de décharge allant jusqu'à 60 000 MWD/MTU, avec une marge thermique de 10 %. Pour les assemblages d'éléments de contrôle, 76 pastilles de carbure de bore sont utilisées dans les barres de contrôle à pleine résistance, tandis que 17 superalliages Inconel-625 sont utilisés dans les barres de contrôle à résistance partielle.
Circuit primaire Comme l'OPR-1000 et les modèles précédents de C-E, l'APR1400 possède deux boucles de refroidissement du réacteur. Dans chaque boucle, le réfrigérant primaire chauffé quitte la cuve du réacteur par un tuyau, passe par un générateur de vapeur et retourne à la cuve du réacteur par deux tuyaux, chacun équipé d'une pompe de refroidissement du réacteur. Dans la boucle 2, il y a un pressuriseur sur la branche chaude, où une bulle de vapeur est maintenue pendant le fonctionnement. Les boucles sont disposées symétriquement, de sorte que les circuits chauds sont diamétralement opposées sur la circonférence de la cuve. Comme les générateurs de vapeur sont surélevés par rapport à la cuve, la convection naturelle fera circuler le liquide de refroidissement du réacteur en cas de dysfonctionnement de la pompe de refroidissement. Le pressuriseur est équipé d'une soupape de décharge pilotée qui non seulement protège contre la surpression du système de refroidissement du réacteur, mais permet également une dépressurisation manuelle en cas de perte totale d'alimentation en eau.
Circuit secondaire Chaque générateur de vapeur comporte 13 102 tubes en superalliage Inconel 690 ; ce matériau améliore la résistance à la fissuration par corrosion sous contrainte par rapport à l'Inconel 600 utilisé dans les conceptions antérieures. À l'instar de la conception du système 80+, qui a connu une évolution tardive, le générateur de vapeur intègre un économiseur d'alimentation en eau qui préchauffe l'eau avant de l'introduire dans le générateur de vapeur. Par rapport à la conception de l'OPR-1000, le générateur de vapeur dispose d'un stock d'alimentation en eau secondaire plus important, ce qui prolonge le temps de séchage et offre plus de temps pour une intervention manuelle de l'opérateur, si nécessaire. La marge de l'obturation des tubes est de 10 %, ce qui signifie que l'unité peut fonctionner à pleine puissance même avec 10 % des tubes du générateur de vapeur obturés. Chacune des deux conduites de vapeur principales du générateur de vapeur contient cinq soupapes de sécurité, une soupape de décharge de la vapeur et une soupape d'isolement.
Événements marquants En 2012, une enquête est ouverte concernant certaines pièces installées dans cinq réacteurs OPR-1000 dont la certification aurait été falsifiée, suivie en 2013 de quatre OPR-1000 supplémentaires. Un des composants concerné est un câblage de contrôle de sûreté, qui a également été installé dans des réacteurs APR-1400 alors en construction (les unités 3 et 4 de la centrale de Shin-Kori). Leur changement entraine un retard de démarrage de deux réacteurs d'un an.
Réacteurs APR-1400 dans le monde Les caractéristiques des réacteurs sont données dans le tableau ci-après, les données sont principalement issues de la base de données PRIS () de l’Agence international de l'énergie atomique (AIEA).
Base de données établie par l'AIEA qui définit ainsi les termes :
La puissance nette correspond à la puissance électrique délivrée sur le réseau et sert d'indicateur en termes de puissance installée, La puissance brute correspond à la puissance délivrée par l'alternateur (= puissance nette augmentée de la consommation interne de la centrale), La puissance thermique correspond, à la puissance délivrée par la chaudière nucléaire
Le début de construction correspond à la date de coulage des fondations du bâtiment réacteur. Une tranche (nom utilisé pour un réacteur complet) est considérée comme opérationnelle après son premier couplage au réseau. La mise en service commercial est le transfert contractuel de l’installation du constructeur vers le propriétaire ; en principe après réalisation des tests réglementaires et contractuels et après fonctionnement continu à 100 % pendant une durée définie au contrat de construction. +Liste des réacteurs APR-1400 dans le mondePaysSiteUnitéStatutPuissanceDébut de constructionPremier raccordement au réseauMise en service commercialNette (MWe)Brute (MWe)Thermique (MWth) Corée du SudShin-Kori Saeul 1 (ex Shin-Kori 3) Opérationnel Saeul 2 (ex Shin-Kori 4) Opérationnel 19 août 2009 Saeul 3 (ex Shin-Kori 5) En construction 2026 - Saeul 4 (ex Shin-Kori 6) En construction 2027 - Shin-Hanul 1 Opérationnel 10 juillet 2012 2 Opérationnel 3 En construction 2032 4 En construction 2033 Émirats arabes unisBarakah 1 Opérationnel 2 Opérationnel 3 Opérationnel 4 Opérationnel PolognePątnów (Konin)1En projet~~~2En projet~~~
Corée du Sud Les deux premiers réacteurs APR-1400 sont approuvés en à la centrale de Shin-Kori. Initialement désigné comme les unités Shin-Kori 3 et 4, ils sont secondairement renommés Saeul 1 et 2. Leur construction débute en pour Shin-Kori 3 et en pour Shin-Kori 4. La mise en service prévue des deux unités est initialement prévue pour la fin 2013, et 2014, mais est retardé d'environ un an dû au remplacement de câblages de commande, qui avaient échoué à certains tests de sécurité. Shin-Kori 3 est finalement connecté au réseau électrique en et devient le premier APR-1400 à entrer en service commercial en . Shin-Kori 4 fait l'objet d'améliorations de design supplémentaires, ainsi qu'une hausse de sa résistance anti-sismique après les séismes de Gyeongju en 2016 et Pohang en 2017, repoussant sa première connexion au réseau le et sa mise en service le .
La construction d'une deuxième paire d'APR-1400 à Shin-Kori (unités 5 et 6, également renommées Saeul 3 et 4) devait commencer en 2014, mais les plans ne sont pas encore finalisés en . Finalement leur construction débute respectivement le et le .
Une troisième paire d'APR-1400 est autorisée à la centrale de Shin-Hanul (unités 1 et 2), dont les travaux commencent respectivement en et en . La date de démarrage de l'unité 1 est prévue pour , suivi de l'unité 2 environ un an plus tard. Une quatrième paire d'APR1400 est également approuvé à Shin-Hanul en 2014 (unités 3 et 4), et dont la construction doit commencer en 2017.
En , le nouveau président élu Moon Jae-in, promeut durant sa campagne un programme de sortie du nucléaire en Corée du Sud. Cela pousse KHNP à suspendre la conception de Shin-Hanul 3 et 4, ainsi qu'à suspendre en la construction de Shin-Kori 5 et 6. Un comité est nommé par le gouvernement pour se prononcer dans un délai de trois mois sur la future politique nucléaire du pays. En , le comité recommande de poursuivre la construction de la troisième paire d'APR-1400 Shin-Kori 5 et 6. Le président Moon annonce qu'il accepte la décision du comité, mais ajoute qu'aucune nouvelle construction ne sera autorisée, jetant le doute sur le sort de la quatrième paire d'APR-1400 Shin-Hanul 3 et 4.
En , le gouvernement du nouveau président Yoon Suk-yeol, favorable à l'utilisation de l'énergie nucléaire en Corée du Sud, annonce son intention de reprendre le projet de construction de Shin-Hanul 3 et 4 en 2025, qui débute effectivement le pour l'unité 3, et le pour l'unité 4.
Émirats arabes unis En , un consortium mené par KEPCO a obtenu le contrat de construction de quatre réacteurs APR1400 à Barakah, aux Émirats arabes unis. La construction du bloc 1 de Barakah a commencé en , celle du bloc 2 en , celle du bloc 3 en septembre 2014 et celle du bloc 4 en . Le bloc 1 a commencé à produire de l'électricité le et est entré en exploitation commerciale le .
Barakah 2 effectue sa première criticité le et est connecté au réseau pour la première fois le . Il entre en service le .
Pologne
Royaume-Uni