Translation glossary: Divers

En 2010, on comptait 27 réacteurs à eau lourde sous pression (RELP) en service dans 6 pays, soit 17 au Canada*, pays où ce concept a vu le jour, et les autres en Argentine, en Corée du Sud, en Inde, au Pakistan et en Roumanie. Connu sous le nom de « CANDU » (CANada Deuterium Uranium), ce type de réacteur utilise l’eau lourde (D20, composé d’oxygène et de deutérium, l’isotope lourd de l’hydrogène) comme caloporteur et comme modérateur. L’eau lourde permet d’utiliser l’uranium naturel comme combustible, ce qui évite la coûteuse étape d’enrichissement de l’uranium. Par contre, la production d’eau lourde nécessite une installation spéciale pour séparer le D20 de l’eau ordinaire et porter sa teneur, qui est bien inférieure à 1 % à l’état naturel, à 99 %, soit la teneur en eau lourde de l’eau utilisée dans les réacteurs CANDU. Tout comme dans un REP, le caloporteur traverse un générateur de vapeur où il fait bouillir l’eau ordinaire circulant dans un second circuit. La technologie CANDU présente un avantage du fait que le combustible peut être rechargé pendant que le réacteur fonctionne, contrairement aux réacteurs à eau sous pression et aux réacteurs à eau bouillante, qui doivent être mis à l’arrêt. Cette caractéristique confère aux réacteurs CANDU une grande disponibilité, mais au prix d’une exploitation complexe. / CANDU — тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор производства Канады. В 1-м контуре CANDU используется не обычная, а тяжёлая вода, это позволяет (при достаточно больших размерах активной зоны и, соответственно, большом запасе ядерного топлива) использовать в качестве топлива обычный природный уран. Реакторы других типов используют только обогащённое ядерное топливо. В отличие от большинства водо-водяных реакторов (например, ВВЭР), CANDU — канальный реактор, это позволяет заменять использованное топливо свежим, не останавливая реактор.

Аббревиатура CANDU является зарегистрированным товарным знаком и расшифровывается как «CANada Deuterium Uranium», подчёркивая две основные особенности реактора — использование тяжёлой (дейтериевой) воды и природного урана.

Réacteur à eau sous pression (REP ou PWR)

Легководный ядерный реактор под давлением (PWR)

français vers russe

Dans les réacteurs à eau sous pression (REP), l’eau ordinaire (ou « eau légère ») sert à la fois de caloporteur et de modérateur. En cours d’exploitation, on la maintient à haute pression (environ 15,5 MPa ou 2 250 lb/po2) pour la conserver sous forme liquide. Sous l’action de puissantes pompes, elle circule dans une enceinte sous pression composée principalement de la cuve du réacteur et un circuit de tuyauterie primaire. En traversant le générateur de vapeur, elle cède sa chaleur à une eau circulant dans un circuit secondaire et la fait bouillir. La vapeur ainsi créée actionne le groupe turboalternateur qui produit l’électricité. / Легководный реактор, в котором вода находится под давлением, достаточным для предотвращения ее закипания и в то же время обеспечивающим высокую температуру теплоносителя (более 300°С). Тепловая энергия, вырабатываемая в активной зоне реактора, передается от твэлов теплоносителю (воде) первого контура. Теплоноситель поступает в теплообменники (парогенераторы), где отдает энергию во второй контур. Образующийся во втором контуре пар приводит в действие турбогенератор. В западных странах этот тип реактора обозначают PWR. Эксплуатирующиеся в России водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) относятся к типу реакторов с водой под давлением.

Réacteur à neutrons rapides (RNR ou FBR)

Реактор на быстрых нейтронах (FBR)

français vers russe

Les réacteurs de cette filière ne ralentissent pas les neutrons. En conséquence, il n'y a pas de modérateur. Pour le combustible, on utilise soit le plutonium comme matière fissile mélangé à de l'uranium naturel ou appauvri soit l'uranium enrichi.

D'ordinaire, un réacteur à neutrons rapides est constitué d'un c|ur proprement dit où se trouve le mélange fissile-fertile de plutonium et d'uranium sous forme d'oxydes mixtes (Mox) et d'un entourage du c|ur, une couverture, composée seulement de matière fertile.

Comme caloporteur, un réacteur rapide utilise le sodium liquide en dépit du fait que le sodium présente le gros inconvénient de s'enflammer en présence de l'air et d'exploser en présence de l'eau. Pour essayer de diminuer le danger, un réacteur rapide comporte deux circuits sodium et d'un circuit eau-vapeur. Le deuxième circuit sodium, non radioactif en l'absence de fuite sur le primaire, communique la chaleur au circuit eau-vapeur. / Энергетический реактор, работающий, в отличие от реактора на тепловых нейтронах, в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрый реактор обычно работает на плутониевом топливе и, преобразуя U 238, производит плутония больше, чем потребляет, т.е. имеет коэффициент воспроизводства больше единицы.

Réacteur à réfrigérant gazeux (RRG ou GCR)

Газоохлаждаемый реактор (GCR)

français vers russe

Réacteur européen à eau pressurisée (EPR)

Европейский реактор с водой под давлением (EPR)

français vers russe

Réacteur graphite-eau bouillante (LWGR )

Графито-водный ядерный реактор (ГВР)

français vers russe

Ядерный реактор на тепловых нейтронах, в к-ром замедлителем нейтронов служит графит, а теплоносителем вода. Замедлитель в Г.-в. р. выполняют в форме отд. вертик. колонн из графитовых кирпичей; в центре колонн размещается канал, разграничивающий тепловыделяющий элемент и теплоноситель от кладки замедлителя. Графитовую кладку помещают в герметичный корпус, заполняемый инертным газом для предотвращения выгорания графита. В Г.-в. р. может быть осуществлена самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция при использовании в качестве делящегося материала металлич. урана. Характеризуется малой энергонапряжённостью ед. объёма активной зоны. Мощн. до неск. ГВт. Г.-в. р. используют для выработки плутония, для энергетич. целей и как двухцелевой реактор. Г.-в. р.оборудованы первая в мире Обнинская АЭС, 1-й и 2-й энергоблоки Белоярской АЭС и др. Исключительно советское направление в реакторостроении, энергоблоки с реакторами этого типа, РБМК и маломощными ЭГП-6 строились только в СССР, последний был пущен в 1990 году. Довольно большое их количество эксплуатируется по настоящее время в России, работавшие на Украине и в Литве энергоблоки были закрыты.

Réacteur RBMK

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)

français vers russe

Le nom de cette filière est un sigle russe qui signifie « réacteur à eau bouillante de grande puissance ». Les réacteurs RBMK utilisent de l’eau ordinaire comme caloporteur et du graphite comme modérateur. Comme dans les REB, l’eau se vaporise en traversant le réacteur et la vapeur actionne le groupe turboalternateur.
Conçus de longue date, ces réacteurs ont souvent été construits sans les caractéristiques et les principes de sûreté exigés ailleurs et certains d’entre eux sont exploités ainsi. C’est dans un réacteur RBMK qu’est survenu en 1986 le tristement célèbre accident de Tchernobyl, en Ukraine.
Les réacteurs de ce type suscitent des inquiétudes particulières sur le plan de la sûreté parce qu’il est impossible de les modifier à un coût raisonnable pour les amener au niveau des pratiques de sûreté actuelles. / Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кг/см². Теплоноситель — кипящая вода.

Réacteur VVER

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)

français vers russe