BWRX-300
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| Type | |
|---|---|
| Génération |
III+ |
| Utilisation |
Production d'électricité, Production de chaleur |
| Statut |
en projet |
| Concepteur |
GE Hitashi Nuclear Energy (GEH) |
| Site web |
| Combustible | |
|---|---|
| Caloporteur |
eau légère |
| Modérateur |
eau légère |
| Neutrons |
thermiques |
| Puissance électrique |
300 MWe |
Le BWRX-300 est un petit réacteur nucléaire modulaire abrégé PRM ou SMR (Small Modular Reactor) d'une puissance de 300 MWe, et développé par GE Hitashi Nuclear Energy (GEH). Il s'agit d'un réacteur à eau bouillante dérivé du réacteur de forte puissance ESBWR également développé par GEH.
Fin 2024, débutent les pré-travaux du premier BWRX-300 dans la centrale nucléaire de Darlington au Canada.
De nombreux autres projets sont à l'étude au Canada, en Estonie, aux États-Unis, en Finlande, en Hongrie, en Pologne ou encore en Suède.
Le Département de l'Énergie des États-Unis (DOE) accorde en 2018 à GEH une subvention de 1,9 milliard de dollars pour effectuer des recherches sur les moyens de construire efficacement et de manière compétitive le BWRX-300. L'équipe de recherche comprend Bechtel, Exelon, GEH et le Massachusetts Institute of Technology (MIT)[1]. En 2020, il s'agit encore du seul PMR en cours de développement appartenant à la filière des réacteurs à eau bouillante[2].
Caractéristiques
Le BWRX-300 est une évolution de faible puissance d'une conception antérieure de GE Hitachi, le réacteur à eau bouillante ESBWR[3].
Comme la plupart des réacteurs à eau bouillante, le BWRX-300 à un circuit primaire à basse pression pour évacuer la chaleur du cœur du réacteur où se produit la fission nucléaire. Une caractéristique distincte du BWRX-300 est une circulation de l'eau dans le cœur du réacteur par convection naturelle ; là ou la plupart des réacteurs nucléaires ont une circulation active de l'eau à l'aide de groupes motopompes électriques. Ce système présente des avantages à la fois en termes de simplicité et d'économie[3].
Le combustible nucléaire prévu est de l'uranium faiblement enrichi à 3,81% en moyenne, et jusqu'à 4,95% au maximum. La durée d'un cycle avant le prochain rechargement est de 12 à 24 mois[3].
La durée de construction est estimée entre 24 et 36 mois, avec utilisation de techniques de construction modulaire[3]. L'îlot nucléaire d'un réacteur BWRX-300 occupe une surface équivalente à un terrain de football[4].
Sûreté
Ce réacteur serait refroidi par la circulation naturelle de l'eau, ce qui le distinguerait de la plupart des centrales nucléaires qui nécessitent un refroidissement actif avec des pompes électriques. Le BWRX-300 serait doté d'une sécurité passive, en ce sens qu'aucune alimentation externe ni action de l'opérateur ne serait nécessaire pour maintenir un état sûr, même dans des circonstances extrêmes[5].
Immédiatement après l'arrêt d'un réacteur nucléaire, près de 7% de sa puissance de fonctionnement précédente continuent d'être générée, à partir de la désintégration des produits de fission à courte demi-vie. Dans les réacteurs conventionnels, en situation de perte des pompes normales de circulation l'élimination passive de cette chaleur de désintégration est dépendante de circuits de secours[réf. nécessaire].
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