FR2605786A1 - Barriere thermique - Google Patents
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Abstract
LA BARRIERE THERMIQUE AGENCEE POUR UN RECIPIENT 3 QUI CONTIENT DES MATIERES RADIOACTIVES ET EST ENTOURE DE PAROIS DE PROTECTION 5 ESPACEES DUDIT RECIPIENT 3, COMPREND UNE BANDE 10 DE MATIERE FLEXIBLE, RESISTANT A LA CHALEUR ET AUX RADIATIONS, S'ETENDANT ENTRE LEDIT RECIPIENT 3 ET LES PAROIS DE PROTECTION 5 POUR RETENIR DES COURANTS DE CONVECTION DANS L'ESPACE ANNULAIRE 6 DEFINI ENTRE LE RECIPIENT 3 ET LES PAROIS DE PROTECTION 5, LA BANDE 10 ETANT EGALEMENT QUELQUE PEU PERMEABLE AU GAZ, DE MANIERE A RETENIR DES COURANTS DE CONVECTION DANS LADITE CAVITE DE REACTEUR 8, MAIS NE MAINTENANT PAS DE DIFFERENCES DE PRESSION DE GAZ DANS CELLE-CI. APPLICATIONS : REACTEURS NUCLEAIRES.
Description
-- 1 --
BARRIERE THERMIQUE
La présente invention concerne de manière générale une barrière thermique flexible, résistant aux radiations, qui est capable d'empecher de façon essentielle des courants de convection d'un gaz relativement chaud d'entrer dans une atmosphère plus froide, tout en étant perméable au gaz. Elle réduit également la transmission de chaleur due à un rayonnement et une conduction thermiques entre les deux zones. Elle est particulièrement utile dans des centrales à réacteur nucléaire & métal liquide pour isoler l'atmosphère relativement froide dans la cavité du réacteur vis-à-vis des courants de convection de gaz chaud générés dans l'espace annulaire
entre la cuve du réacteur et la cuve de protection.
De l'art antérieur on connatt des barrières thermiques pour une utilisation dans des centrales à réacteur à métal liquide. En termes généraux, de telles barrières thermiques couvrent l'espace annulaire entre la cuve du réacteur et la cuve de protection afin d'empecher la libre convection de gaz chauds générés dans cet espace annulaire d'entrer dans l'atmosphère sensiblement plus froide dans la cavité du réacteur. Bien qu'il soit possible de faire fonctionner un réacteur à métal liquide sans une telle barrière thermique, les -courants de convection, générés par la paroi extérieure, chaude à presque 480 C de la cuve du réacteur, augmenteraient fortement la charge thermique sur le système de refroidissement de la cavité du réacteur. La différence de la charge thermique calculée pour une centrale typique avec et sans un tel dispositif étant de 15 120 Cal./h contre 126 000 Cal./h (60 000 contre 500 000 BTU/h), la fourniture d'une telle barrière thermique est une caractéristique
fortement souhaitable sinon essentielle.
Dans l'art antérieur, de telles barrières thermiques ont été généralement formées par une configuration chevauchante de panneaux d'isolation segmentés coulissants, montés sur le bord supérieur de la cuve de protection. Chacun de ces panneaux est appuyé par un ressort contre la paroi de la cuve du réacteur pour absorber une dilatation thermique différentielle entre la cuve du réacteur et la cuve de protection. Les panneaux qui sont en contact avec la cuve du réacteur sont composés d'une Isolation rigide, de sorte que leurs bords en contact avec la cuve ne frottent pas contre la cuve du réacteur et résistent & l'usure due au frottement auquel ils sont soumis par la dilatation thermique différentielle longitudinale et
latérale entre la cuve de protection et la cuve du réacteur.
Malheureusement, de telles barrières thermiques de l'art antérieur sont d'une mécanique complexe (en quelque sorte comme le dlaphragme Iris d'une caméra) et comportent le risque de présenter une fuite thermique due à l'usure ou un grippage des panneaux coulissants ou encore la rupture d'un ressort. Etant donné que de telles barrières thermiques se trouvent dans une zone autour de la cuve du réacteur qui est quasiment inaccessible après le démarrage de la centrale en raison des niveaux très élevés de radiation ambiante, l'exécution de réparations sur de telles barrières de l'art antérieur est extrêmement difficile sinon impossible. Il a certes été proposé de parer aux problèmes liés à de telles barrières de l'art antérieur en éliminant la barrière et en remplissant partiellement l'espace annulaire entre la cuve du réacteur et la cuve de protection avec des matières d'isolation, mais cet espace annulaire doit rester libre pour fournir un passage sans obstacle pour le sodium liquide qui peut s'échapper dans la cuve de protection. Il doit également rester libre pour permettre l'inspection de routine des soudures de la cuve par une camera
télécommandee sur roues qui se déplace dans l'espace annulaire.
De toute évidence, 11 existe un besoin d'une barrière thermique améliorée capable d'isoler de façon fiable la cavité du réacteur vis-à-vis des courants de convection générés par les parois extérieures de la cuve du réacteur, et ce pendant toute la durée de vie de la centrale sans_ entretien prévu. Idéalement, une telle barrière devrait être d'une construction simple et relativement peu coûteuse et facile à installer sur quasiment toutes les conceptions existantes de réacteurs à métal liquide, avec un minimum de soudures
supplémentaires sur la cuve de protection ou la cuve du réacteur.
-3- Enfin, la barrière devrait etre capable de bloquer de tels courants de convection uniformément sur toute sa superficie en dépit des changements dimensionnels substantiels entre la cuve de protection, la cuve du réacteur et le reste de l'installation de réacteur, en vertue de la dilatation thermique différentielle, et elle devrait également posséder un certain degré de permeabilité au gaz, de manière à ne pas casser ou se déformer suite & une pression de gaz différentielle entre l'espace annulaire et la cavité du réacteur, pression qui pourrait se former pendant l'échauffement ou le refroidissement du réacteur ou en cas d'une fuite Importante de
sodium dans l'espace annulaire.
D'une manière générale, l'invention est une barrière thermique pour l'utilisation dans une centrale nucléaire, qui satisfait à tous les critères cités précédemment au moyen d'une bande annulaire d'une 1 5 matière flexible résistant à la chaleur et à la radiation, cette bande isolant la cavité du réacteur des courants de convection générés entre la cuve du réacteur et la cuve de protection. La bande comprend de préférence une couche de matière Isolante formée à partir de fibres d'une matière réfractaire, par exemple un mélange d'oxyde d'aluminium et de silice. Cette couche peut être enveloppée dans un tissu métallique flexible, tel que du tissu en acier inoxydable, afin de protéger la couche de fibres isolantes d'une abrasion par frottement lorsque la couche fléchit en réponse à la dilatation thermique différentielle de la cuve de protection. Un tel tissu confère également de la résistance à la traction et au cisaillement à la bande qui en résulte. La bande est de préférence montée au-dessus de l'ouverture annulaire entre la cuve du réacteur et la cuve de protection avec suffisamment de mou pour éviter qu'elle ne soit tendue comme résultat à une dilatation thermique
différentielle entre ces deux cuves.
La bande peut être montée de façon détachable ou permanente entre la cuve du réacteur et la cuve de protection au moyen de plusieurs organes de serrage qui peuvent prendre la forme d'une série de barres angulaires arquées. Aussi bien le bord Intérieur que -4- le bord extérieur de la bande peut comprendre des ensembles supérieurs et Inférieurs d'oeillets recevant des vis, ces oeillets coïncidant avec des trous recevant des vis dans les organes de serrage. Les bords de la bande peuvent etre fixes à travers l'ouverture annulaire entre la cuve du réacteur, la cuve de protection et la cavité du réacteur par plusieurs vis qui s'étendent à travers les trous dans les organes de serrage et à travers les oeillets dans les bords de la bande. Tandis qu'une certaine compression de la bande le long de ses bords est souhaitable pour limiter la libre convection de courants de gaz chaud, des entretoises recevant des vis sont positionnées de préférence à travers les oeillets supérieurs et inférieurs adjacents dans la bande, afin d'empêcher les forces de compression exercées par les organes de serrage de surcomprimer la couche le long des bords de la
bande, ce qui pourrait créer des fuites thermiques.
Le tissu métallique utilisé pour envelopper la couche de matière Isolante peut etre tissé à partir de fil en acier inoxydable No. 304. Afin de recevoir des conduits s'étendant entre les deux cuves, tels que des conduits de débordement et de compensation de sodium, la bande peut par ailleurs comprendre.une ou plus d'une structure de manchon ou gaine qui entoure de manière lache les conduits. La bande peut également comprendre une ou plus d'une couture de fixation autour de sa circonférence pour empêcher la couche de matière isolante de froncer ou de se resserrer suite à la 2 5 flexion qu'elle subit en raison d'une dilatation thermique différentielle. Enfin, la bande comprenant de préférence une couche de matièlre isolante pour empêcher de manière essentielle des courants de convection, générés entre les deux cuves, d'entrer dans la cavité du réacteur, l'épaisseur et la densité de la couche sont choisies de sorte qu'il existe un certain degré de perméabilité au gaz. Une telle perméabilité au gaz permet un échappement des gaz pendant la chauffe et le refroidissement normaux du réacteur et empocherait des différences de pression nuisibles de se former en cas d'un débordement accidentel de sodium dans l'espace annulaire
entre la cuve du réacteur et la cuve de protection.
La figure 1A représente une vue de côté en coupe transversale d'un réacteur à métal liquide avec la barrière thermique de l'invention montée entre la cavité du réacteur et l'espace annulaire se trouvant entre la cuve du réacteur et la cuve de protection, la figure lB représente un agrandissement de la vue de côté en coupe transversale de la barrière thermique Illustrée dans la figure lA, montrant comment elle fléchit en réponse & la dilatation et la 1 0 contraction thermiques différentielles de la cuve de protection, la figure 1C représente une vue, agrandie encore davantage, en coupe transversale de la bande Illustrée dans la figure 1A sans les barres de serrage ni les vis, montrant comment les bords intérieurs et extérieurs de la bande sont construits, 1 5 la figure 2A représente une vue partielle de dessus de la barrière thermique de la figure 1A comme elle apparattrait si la bague de protection contre les radiations, se trouvant au-dessus d'elle, était retirée, montrant de quelle manière la bande de la barrière est attachée à la bague d'étanchéité et au rebord supérieur du prolongement de la cuve de protection, la figure 2B représente une vue de dessus de la bande de la barrière thermique, montrée sans les organes de serrage, la figure 3 représente une vue agrandie en coupe transversale de la bande illustrée dans la figure 2B le long de la ligne 3-3, montrant comment les sections arquées formant la bande sont Jointes les unes aux autres, la figure 4 représente une vue de dos de l'une des structures de manchon ou gaine de la bande qui peuvent recevoir soit le conduit de débordement de sodium soit le conduit de compensation de sodium du réacteur, et la figure 5 représente une autre configuration de montage de la barrière de l'invention, comme elle pourrait être montée dans un réacteur & métal liquide possédant une cuve de réacteur supportée
par le sol.
On se référera aux figures 1A et lB, dans lesquelles les memes composants sont désignés par les mêmes chiffres à travers toutes les figures, la barrière thermique de l'invention est particulièrement adaptée à une utilisation en association avec une Installation de réacteur à métal liquide 1. De telles installations de-réacteur comprennent en général une cuve de réacteur 3 contenant un bassin de sodium liquide, et une cuve de protection 5 qui entoure la cuve de réacteur 3 afin d'empêcher qu'un débordement accidentel de sodium ne
découvre le coeur 14 du réacteur nucléaire de la cuve de réacteur 3.
Un espace annulaire 6 est definl entre la paroi extérieure de la cuve de réacteur 3 et la paroi intérieure de la cuve de protection 5. Cet espace annulaire 6 est rempli avec un gaz Inerte, tel que de l'azote, qui ne réagit pas avec le sodium liquide dans la cuve de réacteur 3. Une structure 7 généralement cylindrique de cavité de réacteur entoure la cuve de protection 5, définissant ainsi encore un autre espace annulaire 8 entre la paroi extérieure de la cuve de protection 5 et la paroi Intérieure de la structure de cavité 7. A l'instar de l'espace annulaire 6, cet espace 8 est rempli avec de l'azote. En raison de sa situation entre la cuve de réacteur 3 chaude et l'isolation (non représentée) -sur l'extérieur de la cuve de protection 5, l'atmosphère d'azote dans l'espace annulaire 6, entre
la cuve de réacteur 3 et la cuve de protection 5, approche 480'C.
Par contre, la température de l'atmosphère d'azote dans l'espace annulaire de cavité 8 n'est que d'environ 50'C. Comme Il sera décrit de manière plus détailelée ci-après, la barrière thermique 10 de l'invention est montée entre les espaces annulaires 6 et 8 afin d'empêcher les courants de convection chauds d'azote dans l'espace annulaire 6 de se mélanger & l'atmosphère, et de réchauffer 3 0 celle-cl, dans l'espace annulaire 8 défini par la structure 7 de
cavité de réacteur.
L'intérieur de la cuve de réacteur 3 comprend un cône 11 de support de coeur formé par une plaque de support 12 possédant plusieurs trous 13 conduisant le sodium liquide. Ce cone 11 de - 7 - support de coeur supporte le coeur nucléaire 14 dans le bain de sodium liquide se trouvant dans la cuve de réacteur 3. La portion Intérieure supérieure de la cuve de réacteur 3 comprend & la fols un conduit 15 de débordement de sodium et un conduit 17 de compensation de sodium qui maintiennent le niveau de sodium & l'intérieur de la cuve de réacteur 3 entre des limites supérieure et inférieure prescrites et fournit également un refroidissement supplémentaire du sodium & l'lntérleur de la cuve de réacteur 3 pendant des conditions anormales. Dans des circonstances de fonctionnement normales, le niveau de sodium 19 est au-dessous des conduits 15 et 17 de débordement et de compensation de sodium, mais nettement au-dessus du niveau supérieur du coeur nucleaire 14. Le bord supérieur de la cuve de réacteur 3 est entouré d'un rebord de support 23. Ce rebord 23 est posé sur une saillie de support 37 qui fait partie de la 1 5 structure 7 de cavité du réacteur. La portion supérieure de la cavité 8 du réacteur est étanchée en ce qui concerne les radiations au moyen d'un couvercle de fermeture 24 en forme de disque, qui est
posé sur cette portion supérieure.
La cuve de protection 5 du réacteur à métal liquide 1 possède généralement une forme cylindrique et entoure la cuve de réacteur 3 a partir des conduits 15 et 17 de débordement et de-compensation de sodium jusqu'à la portion la plus basse de cette cuve. Dans sa portion inférieure, la cuve de protection 5 comprend une jupe de support 25 pour supporter la cuve 5 concentriquement à la cuve de réacteur 3 et sans contact avec celle-cl. En haut de la cuve de protection, un prolongement 27 de cuve de protection est prévu pour prolonger l'espace annulaire 6 entre la cuve de réacteur et la cuve de protection afin de permettre l'inspection de certaines soudures de la cuve de réacteur avec une caméra télécommandée sur roues qui se déplace dans cet espace annulaire. Ce prolongement 27 de cuve de protection comprend un rebord Inférleur 29 qui est boulonné à un rebord supérieur 30 de la cuve de protection elle-méme, ainsi qu'un rebord supérieur 32. Comme Indiqué dans la figure 1A, un bord de la - 8 barrière thermique 10 en forme d'anneau est monté autour de ce
rebord supérieur 32.
En ce qui concerne la structure 7 de cavité de réacteur, une saillie de support 37 est prévue & l'extrémité supérieure de cette structure 7. Le rebord de support 23 étant posé sur la saillie de support 37, cette sailie 37 supporte la totalité du poids de la cuve de réacteur 3. La portion supérleure 39 de la saillie de support 37 est formée à partir d'une structure de plaque d'acier remplie avec du béton en serpentine résistant à la chaleur, afin que la saillie 37 puisse supporter le poids de la cuve de réacteur 3 et conserver ses capacités de bouclier en dépit des températures de 480'C qu'elle subit en raison de sa proximité avec la cuve de réacteur 3. Hormis la saillie de support 37, les parois 7 de la cavité de réacteur sont formées de béton ordinaire préalablement armé. L'inclusion d'une matière résistant à la chaleur, telle que du béton en serpentine, dans les parois 7 de la cavité du réacteur n'est pas nécessaire puisque cette zone de l'lnstallation est refroidie par l'atmosphère de la cavité du réacteur. Afin de protéger davantage la saillie de support 37 des températures de 480'C de la cuve de réacteur, la paroi intérieure de la portion supérieure 39 est revetue d'un isolant 43 en alumine-silice entre parois en tôle. Pour fournir une marge de sécurité supplémentaire au personnel travaillant à proximité de la cuve de réacteur 3, une bague de protection 45 contre les radiations (qui est de préférence formée & partir de pastilles de carbure de bore) est également disposée entre le rebord supérleur 32 du prolongement 27 de la cuve de protection et la surface inférieure de la portion supérieure 39 de la saillie de support 37. A l'instar de la paroi exposée de la portion supérieure 39 de la saillie de support 37, cette bague 45 de protection contre les radiations est également revêtue d'un isolant en alumine- silice entre parois en tôle. Directement derrière la bague de protection 45 se trouve une bague d'étanchéelté 50 qui se termine par une extrémité coudée 51. Comme les parois exposées de la saillie 37 et de la bague de protection 45, la paroi intérieure de - 9 - la bague d'étanchéité 50 est également revêtue d'un isolant 52 entre parois en tôle. Caomme indiqué dans la figure 1A, le bord extérieur de la barrière thermique 10 en forme d'anneau est connecté à
l'extrémité coudée 51 de la bague d'étanchéelté 50.
Lors du fonctionnement, le sodium liquide dans la cuve de réacteur 3 est mis en circulation continuellement à partir du bas de la cuve 3 par les trous 13 de la plaque 12 de support du coeur et par le corps du coeur 14 lul-mete au moyen d'une pompe (non représentée) située à l'extérieur de la cuve 3 et connectée a la 1 0 cuve 3 par des tuyaux de circuit primaire (non représenté). La chaleur transmise à ce sodium liquide par le coeur nucléaire 14 est continuellement évacuée de la cuve de réacteur 3 au moyen d'un échangeur de chaleur (également pas représenté) qui se trouve dans les tuyaux du circuit primaire. Dans des conditions de 1 5 fonctionnement normales, la température du sodium liquide dans la cuve de réacteur 3 dépasse 480'C. Cette chaleur est transférée par les parois en acier Inoxydable de la cuve de réacteur 3 et chauffe l'atmosphère d'azote dans l'espace annulaire 6 entre la cuve de réacteur 3 et la cuve de protection 5 jusqu'à une température qui approche 480'C. Si l'on permettait à l'azote chaud dans l'espace annulaire 6 de se mélanger librement à l'azote beaucoup plus froid entre les parois de la structure 7 de cavité de réacteur et la cuve de protection 5, la charge calorifique sur le système de refroidissement (non représenté) de la cavité du réacteur serait considérable. Pour éviter qu'un tel transfert de chaleur ne se produise suite & un flux de convection entre les espaces annlualres 6 et 8, la barrière thermique 10 en forme d'anneau conforme à l'invention est disposée entre ces espaces. Plus particulièrement, le bord intérieur de la barrière thermique en forme d'anneau est serré sur le rebord supérieur 32 du prolongement 27 de la cuve de protection, tandis que le bord extérieur de la barrière 10 est serré sur l'extrémité coudée 51 de la bague d'étanchéité 50 s'étendant vers le bas à partir de la saillie de support 37. Comme il sera décrit de façon plus détaillée ci-après, la largeur de la barrière
- 10 -
thermique 10 annulaire est sélectionnée de sorte qu'un certain degré de mou radial soit obtenu lorsque ses bords intérieur et extérieur sont connectés au rebord 32 et à la bague d'étanchéité 50. De plus, un certain degré de mou circonférentiel est prévu entre les goujons qui relient les bords intérieur et extérieur de la barrière thermique 10 au rebord 32 et à la bague d'étanchéité 50. Ce mou radial et clrconférentiel, associé à la flexibilité de la barrière thermique 10, permet à la barrière 10 de suivre de manière efficace des changements dimensionnels des parois de la cuve de protection S et de la bague d'étanchéité 50, changements résultant d'une
dilatation et d'une contraction thermiques différentielles.
On se référera aux figures lB et 2A. La barrière thermique 10 de l'invention comprend généralement une bande annulaire 62 d'une matière flexible résistant à la chaleur. La bande 62 est formée par une couche 64 de fibres non tissées d'une matière réfractaire, par exemple un mélange d'oxyde d'aluminium et de silice, qui est prise en sandwich entre une couche supérieure et une couche Inférieure 66a, 66b d'un tissu résistant à la chaleur, tel que du tissu en acier inoxydable. Des fibres non tissées d'un mélange d'oxyde d'aluminium et de silice sont préférées à d'autre types connus de fibres d'isolation, telles que les fibres de verre, et cela pour un certain nombre de raisons. Tout d'abord, des fibres d'oxyde d'aluminium-silice dans cette forme non tissée possèdent un facteur R relativement plus élevé qui minimise à son tour la masse de la bande 62 qui en résulte. Par ailleurs, la demanderesse a fait l'expérience que le facteur R d'une couche 64 formée par de telles fibres reste essentiellement le même, même si i'épaisseur de la couche est modifiée par une force de compression externe. Il réduit également de manière significative la perte de chaleur à la cavité de réacteur 7 et 8 due à un rayonnement et une conduction thermiques à partir de la cuve de réacteur 3 par la barrière thermique 10 elle-même. De plus, des fibres d'oxyde d'aluminlum-silice ont montré une excellente résistance à la dégradation par radiation, contrairement à d'autres types de matières isolantes, par exemple
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des fibres de verre. Enfin, tout en bloquant de manière efficace des courants de convection, une telle couche est également perméable au gaz. Une telle perméabilité au gaz empêche des changements subits (pouvant survenir pendant le démarrage de la centrale, le ravitaillement en combustible, ou suite & des débordements accidentels de sodium) de la pression du gaz dans l'espace annulaire
6 de rompre la barrière 10.
Dans la réalisation préférée, la couche 64 est formée par du CerawoolD d'une épaisseur d'environ 50,8 mm (deux pouces) et possédant une densité d'environ 128 kg/m3 (huit pounds par foot cube). Une telle isolation non tissée de CerawooiV d'oxyde d'aluminlum-silice est disponible chez JohnsManville Insulation Center à Denver, dans le Colorado. Les couches supérieure et inférieure 66a, 66b du tissu résistant & la chaleur, qui sont posées sur les surfaces supérieure et Inférleure de la couche 64, sont de préférence formées de bande tissée à partir de fil en acier inoxydable No. 304. Une telle matière tissée en acier Inoxydable est disponible chez la Division de Structures Tissees de Hitco à Compton, en Californie. Comme pour les fibres d'oxyde d'aluminlum-silice, décrites précédemment, qui forment la bande 62, on a constaté qu'un tel tissu en acier Inoxydable présente une excellente résistance & la chaleur et aux radiations, ainsi qu'une combinaison de force, de flexibilité et de permeabilité au gaz nécessaires pour créer, en combinaison avec la couche non tissée 64, une bande 62 qui est d'un poids léger et perméable au gaz, tout en possédant un important degré de force de tension et de résistance à
l'abraslon mécanique et aux chocs.
On se référera encore aux figures lB et 2A. Les bords extérieurs et intérieurs de la bande annulaire 62 sont fixés entre l'extrémité coudee 51 de la bague d'étanchéité 50 et le rebord supérieur 32 du prolongement 27 de la cuve de protection au moyen de plusieurs barres de serrage 68 et 70 légèrement arquées qui sont fixées respectivement par plusieurs vis 71 et 72. La manière dont les barres de serrage extérieures et Intérieures 68, 70 et leurs vis
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respectives 71, 72 fixent les bords de la bande 62 ressort le mieux de la figure 1C. Aussi bien le bord extérieur que le bord intérieur de la bande 62 comprend plusieurs oeillets supérieurs et inférieurs 76a, 76b et 78a et 78b respectivement. Ces oeillets supérieurs et inférieurs 76a, 76b et 78a et 78b coïncident les uns avec les autres de sorte que des vis peuvent être insérées complètement à travers les bords de la bande 62. Afin d'assurer que la force de serrage appliquée par les vis extérieures et Intérieures 71, 72 ne comprime pas outre mesure les bords de la bande annulaire 62, des entretoises extérieures et Intérieures 73, 74 coïncident avec l'ensemble des oeillets supérieurs et Inférleurs extérieurs 76a, 76b et des oeillets supérieurs et inférieurs intérieurs 78a et 78b. Ces oeillets sont à leur tour montés autour des portions supérieures et inférieures 80a, 80b du bord extérieur et autour des portions 1 5 supérieures et inférieures 82a, 82b du bord Intérieur de la bande annulaire 62. Lorsque les vis extérieures et Intérieures 71, 72 sont Insérées à travers les trous (non représentés) dans les barres de serrage extérieures 68 et dans le rebord supérieur 32, à travers les oeillets extérieurs et intérieurs 76a, 76b et 78a, 78b, et à travers les entretoises extérieures et Intérieures 73, 74 et lorsque ces vis sont finalement vissées dans des trous (également pas représentés) se trouvant dans l'extrémité coudee 51 de la bague d'étanchéité et dans les barres de serrage Intérieures 70, le résultat final est
représenté dans la figure lB.
2 5 La figure 1C montre également la structure spécifique des portions de bord extérieures et intérieures 80a, 80b et 82a, 82b de la bande 62. Les couches latérales extérieures et Intérieures 84 et 88 comprennent respectivement des bords supérieurs et inférieurs 86a, 86b et 90a, 90b. Ces bords supérieurs et Inférieurs 86a, 86b et 90a, 90b sont reliés respectivement au moyen de coutures de scellage 87 et 91. Ces coutures 87, 91 sont de préférence formées à partir d'un fil flexible en acier Inoxydable No. 304, ce qui est le cas
pour toutes les autres coutures dans la bande 62 décrites ci-après.
La configuration qui précède plie avantageusement vers l'intérieur
2605/86
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tous les bords rugueux de la structure tissée en acier Inoxydable formant les couches 66a, 66b, empêchant ainsi ces bords de s'accrocher & une surface rugueuse dans le réacteur et de s'effilocher. Les bords peuvent également être ourlés pour fournir une protection supplémentaire contre un effilochement. On se référera à nouveau & la figure lB. Au moins une couture circulaire 92 de fixation ou de piquage se trouve & peu près à la ligne centrale radiale de la bande annulaire 62. Cette couture 92 de fixation ou de piquage est destinée & assurer que la couche 64 de fibres non tissées ne fronce pas ou ne se resserre pas entre les couches supérieure et inférieure 66a, 66b de la bande en tissu en acier inoxydable. Si la couture de fixation 92 n'existait pas, la flexion constante de la bande annulaire 62 provoquée par la dilatation et la contraction thermiques différentielles de la cuve 1 5 de protection 5 (indiquée par traits mixtes dans la figure lB) risquerait d'entratner une répartition non uniforme de la matière formant la couche 64 entre les couches supérieure et Inférieure 66a, 66b en tissu résistant & la chaleur. Cela pourrait résulter à son tour en des fuites thermiques dans la bande annulaire 62. Néanmoins, la présence d'une couture de fixation 92 centrale empêche qu'un tel froncement ou un tel resserrement de la couche 64 ne se produise entre les couches supérieure et Inférieure 66a, 66b en tissu en acier inoxydable. Des coutures de piquage supplémentaires peuvent êtreutilisées pour une protection supplémentaire contre un
froncement ou un resserrement.
On va se référerer maintenant aux figures 2B et 3 et & une
description de la structure globale de la bande annulaire 62. Cette
bande est formée par dlx sections arquées 94, trois sections de manchons ou gaines arqués 96a, 96b, 96c, et deux manchons d'isolation 98 et 101. Le nombre de sections arquées a été choisi pour minimiser le nombre de Joints devant être fermés sur place, tout en permettant une manipulation facile des sections par les Installateurs dans les parties fermées de cette zone pendant l'installation. Neanmoins, si les conditions le permettent, la bande
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62 peut également être formée par une seule section annulaire de matière. Les sections arquées 94 et les sections de manchons arqués 96a, 96c sont reliées les unes aux autres en tandem. Le bord restant de chaque section de manchon 96a, 96c est relié aux manchons 98 et 101 comme montre, ce qui est également le cas pour les deux bords de la section de manchon 96b. Les manchons d'isolation 98 et 101 entourent les sections du conduit 15 de débordement de sodium et du conduit 17 de compensation de sodium qui s'étendent en travers de la bande 62. Chacune de ces structures de manchon 98 et 101 est généralement formée par une section 99, 102 semicylindrique recevant un tuyau et par un couvercle supérieur 100, 103. Une
description plus détaillée des structures de manchons 98 et 101 est
fournie ci-après.
On se référera maintenant & la figure 3. Aussi bien les dix sections arquées 94 que les deux sections de manchon 96a, 96c sont lnterconnectees en tandem les unes aux autres au moyen du même type d'agencement de joint 105. Cet agencement de joint 105 est généralement formé par une structure terminale femelle 106 se trouvant sur chacune des dix sections arquées 94, et sur la section de manchon 96a. Chacune de ces structures terminales femelles comprend des rebords femelles supérieur et Inférieur 107a, 107b, et une couche terminale en C 109 comme montré. Cette structure terminale femelle 106 est maintenue aux extrémités de chacune des sections arquees 94 et de la section de manchon 96a mentionnées cl-dessus au moyen de coutures de fixation supérieure et inférieure a, 110b qui créent des ourlets supérieurs et Inférieurs dans les couches supérieure et inférieure 66a, 66b du tissu en acier inoxydable formant la bande annulaire 62. De préférence, ces coutures de fixation 110a, 110b ne s'étendent pas complètement à travers la bande annulaire 62, mais seulement à une profondeur nécessaire pour créer les ourlets mentionnés ci-dessus dans les couches supérieure et inférieure 66a, 66b du tissu résistant à la chaleur. Chacun des agencements de Joint 105 comprend par ailleurs une extrémité mâle 111 se trouvant à l'autre extrémité de chacune
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des dlx sections arquees 94 et à une extrémité de la section de manchon arquée 96c. Cette extrémité male 111 peut être reçue dans les rebords supérieur et inférieur 107a, 107b de l'extrémité femelle 106 et est montée de manière sOre dans l'extrémité femelle 106 au moyen d'une couture de Joint transversale 113 qui est de préférence cousue complètement à travers la bande 62 d'une manière circulaire et multiple. Afin d'empêcher des fuites thermiques importantes de se produire dans l'agencement de Joint 105, un joint d'étanchéité thermique 115 est fourni entre la couche terminale en C 109 de 1 0 l'extrémité femelle et l'extrémité male 111. Ce joint d'étanchéité thermique 115 est formé de préférence par la même épaisseur et la même densité de CerawoolOqui forme la couche 64 entre les couches
supérieure et inférieure 66a, 66b du tissu résistant à la chaleur.
Pour compléter l'agencement de joint 105, des coutures transversales 117 de fixation de couche sont prévues de chaque côté de la couture de joint transversale 113. Ces coutures 117 servent à renforcer les joints entre les sections arquées 94 et 96a, 96b, 96c, et donc à
renforcer la bande 62 dans son ensemble.
La figure 4 montre en détail les manchons 98 et 101 qui entourent les conduits 15 et 17 de débordement et de compensation de sodium. Chacun de ces manchons 98 et 101 comprend une plaque 120 de fermeture étanche. Cette plaque de fermeture 120 possède une ouverture circulaire 121 pour admettre un conduit, un rebord seml-clrculaire autour de sa portion Inférieure, et une portion supérieure généralement plate pour supporter le couvercle supérieur ou 103 mentionné précédemment. Un dispositif de serrage 125, entourant le rebord seml-clrculalre 122 en bas de la plaque de fermeture 120, est destiné à serrer le bord de l'une des sections semlcylindriques 99, 102 de bande qui est généralement formée de la même manière que l'une des sections arquées 94, mentionnees précédemment, de la bande annulaire.62. Chacune des structures de manchon 98 et 101 comprend également un agencement de rebord semi-circulaire dont la portion. supérieure est montée sur le prolongement 27 de la cuve de protection, et dont la portion
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Inférieure arrondie est montée sur le bord supérieur de la cuve de protection 5 elle-mgibe. L'autre extrémité de la section semi-cylindrique, mentionnée précédemment, de bande 99 ou 102 est montée autour de cet agencement de rebord semi-circulaire 127. De plus, on a prévu beaucoup de mou dans la section seml-cylindrique de bande de sorte que, lorsque la totalité de l'assemblage est cousu comme le montre la figure 4, une structure de manchon ou gaine est
formée autour des conduits 15 et 17 de débordement et de -
compensation de sodium, qui est capable de fléchir dans le sens radial et longitudinal en réponse à la dilatation et la contraction thermiques différentielles de la cuve de protection 5 par rapport à
la cuve de réacteur 3 et la bague d'étanchéité 50.
La figure 5 montre une autre configuration de montage pour la barrière thermique 10 de l'invention. Dans cette configuration particulière, le bord extérieur de la bande annulaire 62-est serré sur le rebord supérieur de la cuve de protection 5 par des organes de serrage intérieurs 70 comme décrit précédemment; néanmoins, le bord extérieur de la bande annulaire 62 est serré sur une collerette 130. Des brides d'étanchéité (non représentées) sont prévues entre les collerettes 130 qui sont espacées de manière uniforme autour de la circonférence de la cuve de réacteur 3, de sorte qu'aucune fuite thermique ne se produit autour du bord extérieur de la bande 62. Là aussi, suffisamment de mou est prévu dans la bande annulaire 62, de sorte que la bande 62 fléchit en réponse à une dilatation et une contraction thermiques différentielles de la cuve de protection 5 par rapport aux collerettes 130 et aux brides d'étanchéité. Ce mhme mou empêchera également des contraintes de tension excessives, orientées radialement, de se former dans la bande 62 au cas o des perturbations sismiques secoueraient latéralement la cuve de réacteur 3 et la cuve de protection 5 par rapport à la cavité de
réacteur 34.
Tandis que les bords Intérieurs de la bande 62 peuvent être directement serrés contre une bride soudée autour de la cuve de réacteur, dans des réacteurs utilisant soit des cuves de réacteur
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supportées par le haut soit des cuves de réacteur supportées par le bas, les configurations de serrage mentionnées ci-dessus sont préférées, car elles minimisent le nombre de nouvelles soudures qui doivent être exécutées sur la surface supérieure de la cuve de protection 5. Une telle réduction & un minimum des soudures est importante puisque chaque nouvelle soudure exécutée sur une cuve-de protection 5 ou une cuve de réacteur 3 doit satisfaire à des normes d'inspection rigoureuses. Bien entendu, si on le souhaite, la bande annulaire 62 peut être montée entre le rebord supérieur 32 de la cuve de protection 5 et un rebord supérieur ou saillie de support
prévue autour de la portion supérieure de la cuve de réacteur 3.
Toute configuration de montage qui positionne la bande 62 entre la cavité cylindrique 8 du réacteur et l'espace annulaire 6 avec un mou
adéquat, se trouve dans le cadre de l'invention.
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Claims (11)
1. Agencement de barrière thermique (10) en association avec un récipient (3) qui contient des matières radioactives et est entouré de parois de protection (5) espacées dudit récipient (3), caractérisé par une bande (10, 62) de matière flexible, résistant & la chaleur et aux radiations, s'étendant entre ledit récipient (3) et les parois de protection (5) pour retenir des courants de convection dans l'espace annulaire (6) défini entre le récipient (3)
et les parois de protection (5).
2. Agencement selon la revendication 1, ledit récipient étant une cuve (3) de réacteur nucléaire entourée d'une cuve de protection <5) et espacée de celle-ci et lesdits courants de convection étant générés dans l'espace annulaire (6) entre ces cuves, caractérisé en ce que ladite bande (10, 62) de matière flexible, résistant & la chaleur et aux radiations est également quelque peu perméable au gaz, de manière & retenir les courants de convection dans ladite cavité de réacteur (8), male ne maintient pas de différences de
pression de gaz dans celle-ci.
3. Agencement selon la revendication 2, caractérisé en ce qu'un bord (82a, 82b) de la bande (62) en matière flexible, résistant à la chaleur est monté sur le rebord supérieur (32) de la cuve de
protection (5).
4. Agencement selon la revendication 2 ou 3, ledit équipement de réacteur comprenant par ailleurs une bague d'étanchéité (50), caractérisé en ce que ladite bande (62) est de forme annulaire et connectée entre un rebord supérieur (32) de la cuve de protection
(5) et ladite bague d'étanchéité (50).
5. Agencement selon l'une quelconque des revendications 2, 3 ou
4, caractérisé en ce que ladite bande (62) comprend une couche (64)
de fibres formées & partir d'une matière réfractaire.
6. Agencement selon la revendication 5, caractérisé en ce que ladite couche (64) est recouverte par un tissu (66a, 66b)
métallique, résistant & la chaleur.
- 19 -
7. Agencement selon la revendication 5 ou 6, caractérisé en ce que lesdites fibres sont formées & partir d'un mélange d'oxyde
d'aluminium et de silice.
8. Agencement selon la revendication 6, caractérisé en ce que ledit tissu (66a, 66b) est formé & partir de fil en acier Inoxydable.
9. Agencement selon l'une quelconque des revendications 4 & 8,
caractérisé en ce que la longueur radiale de la bande annulaire (62) connectée entre la bague d'étanchéité (50) et le rebord supérieur (32) de la cuve de protection (5) est supérieure à la distance maximale apparaissant entre ladite bague (50) et ledit rebord supérieur (32) comme résultat & une dilatation thermique différentielle, de sorte que la bande (62) continuera de couvrir la distance entre le rebord supérieur (32) de la cuve de protection (5) 1 5 et la bague d'étanchéité (50) Indépendamment de l'amplitude de la dilatation thermique différentielle apparaissant entre la cuve et la bague.
10. Agencement selon l'une quelconque des revendications 2 à 9,
caractérisé en ce que ladite bande (62) est formée par plusieurs
segnents arqués (94) connectés en tandem.
11. Agencement selon l'une quelconque des revendications 2 à
, caractérisé en ce que ladite bande (62) comprend au moins une structure de manchon (98, 101) pour couvrir des conduits (15, 17) qui s'étendent entre la cuve de réacteur (3) et la cuve de
2 5 protection (5).
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/923,232 US4783310A (en) | 1986-10-27 | 1986-10-27 | Heat barrier for use in a nuclear reactor facility |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
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Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
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Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20120132493A (ko) | 2010-02-05 | 2012-12-05 | 에스엠알, 엘엘씨 | 1차 냉각재의 자연순환을 가지는 원자로 시스템 |
| US10147506B2 (en) * | 2014-04-03 | 2018-12-04 | Bwxt Mpower, Inc. | Conformal core cooling and containment structure |
| CN114496317A (zh) * | 2022-02-18 | 2022-05-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种多功能一体化反应堆压力容器保温装置 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1940840A1 (de) * | 1968-08-12 | 1970-03-19 | Commissariat Energie Atomique | Einrichtung zum Verschluss eines Raumes zwischen zwei zueinander koaxialen Waenden |
| FR2194283A5 (fr) * | 1972-07-26 | 1974-02-22 | Creusot Loire | |
| US4170517A (en) * | 1974-09-03 | 1979-10-09 | Westinghouse Electric Corp. | Permanent seal ring for a nuclear reactor cavity |
| EP0049197A1 (fr) * | 1980-09-30 | 1982-04-07 | Commissariat à l'Energie Atomique | Dispositif de calorifugeage pour isoler la région supérieure de l'espace annulaire séparant les cuves principale et de sécurité d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides |
| FR2579818A1 (fr) * | 1985-03-26 | 1986-10-03 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides a cuve posee |
Family Cites Families (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3138561A (en) * | 1953-11-23 | 1964-06-23 | Johns Manville Fiber Glass Inc | Radiation resisting glass composition |
| FR2235329B1 (fr) * | 1973-06-26 | 1976-06-18 | Commissariat Energie Atomique | |
| US3926722A (en) * | 1973-06-29 | 1975-12-16 | Combustion Eng | Reactor vessel head support arrangement |
| FR2300289A1 (fr) * | 1975-02-05 | 1976-09-03 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif anticonvection pour espace etroit compris entre deux parois paralleles |
| FR2319074A1 (fr) * | 1975-07-24 | 1977-02-18 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'isolement thermique d'une cuve |
| FR2319073A1 (fr) * | 1975-07-24 | 1977-02-18 | Commissariat Energie Atomique | Structure calorifuge |
| FR2347749A1 (fr) * | 1976-04-06 | 1977-11-04 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur nucleaire |
| US4070221A (en) * | 1976-10-01 | 1978-01-24 | Combustion Engineering, Inc. | Multi-segmented sealing ring |
| US4303553A (en) * | 1978-09-28 | 1981-12-01 | Nippon Asbestos Co., Ltd. | Neutron-protection heat insulating material |
| US4251279A (en) * | 1979-03-05 | 1981-02-17 | Johns-Manville Corporation | Method of producing alumina-containing fiber and composition therefor |
| US4294878A (en) * | 1979-09-07 | 1981-10-13 | Johns-Manville Corporation | Process for rapid annealing of refractory fiber bodies and laminated body produced by process |
| US4360736A (en) * | 1980-04-15 | 1982-11-23 | Weissenfluh John A | Radiation shield |
| US4417925A (en) * | 1982-04-16 | 1983-11-29 | Combustion Engineering, Inc. | Ceramic fiber refractory mixture |
| US4676946A (en) * | 1984-12-05 | 1987-06-30 | Eastern Refractories Company, Inc. | Thermal insulating blanket |
-
1986
- 1986-10-27 US US06/923,232 patent/US4783310A/en not_active Expired - Fee Related
-
1987
- 1987-06-24 JP JP62157469A patent/JPS63115093A/ja active Pending
- 1987-06-26 FR FR8709095A patent/FR2605786A1/fr not_active Withdrawn
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1940840A1 (de) * | 1968-08-12 | 1970-03-19 | Commissariat Energie Atomique | Einrichtung zum Verschluss eines Raumes zwischen zwei zueinander koaxialen Waenden |
| FR2194283A5 (fr) * | 1972-07-26 | 1974-02-22 | Creusot Loire | |
| US4170517A (en) * | 1974-09-03 | 1979-10-09 | Westinghouse Electric Corp. | Permanent seal ring for a nuclear reactor cavity |
| EP0049197A1 (fr) * | 1980-09-30 | 1982-04-07 | Commissariat à l'Energie Atomique | Dispositif de calorifugeage pour isoler la région supérieure de l'espace annulaire séparant les cuves principale et de sécurité d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides |
| FR2579818A1 (fr) * | 1985-03-26 | 1986-10-03 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides a cuve posee |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4783310A (en) | 1988-11-08 |
| JPS63115093A (ja) | 1988-05-19 |
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