FR2837976A1 - Reacteur nucleaire comportant au niveau de ses structures des materiaux a changement de phase - Google Patents
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Abstract
La présente invention concerne un réacteur nucléaire destiné à pallier les risques d'accident nucléaire comprenant un coeur de réacteur, caractérisé en ce qu'il intègre au niveau d'une au moins de ses structures au moins un matériau apte à absorber lors d'au moins un changement de phase appartenant au groupe des changements de phase solide-solide et solide-liquide, de la chaleur issue du corium formé lors d'une fusion accidentelle du coeur de réacteur. Ce matériau peut être intégré sous forme d'une ou plusieurs couches sur l'une au moins des surfaces d'une au moins desdites structures et/ ou sous forme d'inclusions dans la matière constitutive d'une au moins desdites structures. Un matériau particulièrement avantageux est l'alumine Al2O3 .
Description
cellule (6).
RÉACTEUR NUCLÉAIRE COMPORTANT AU NIVEAU DE SES
STRUCTURES DES MATÉRIAUX À CHANGEMENT DE PHASE
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention concerne un réacteur nucléaire présentant au niveau d'une au moins de ses structures telles que la cuve, l'enceinte de confinement...etc un ou plusieurs matériaux à changement de phase, dit MCP, qui sont aptes à absorber une partie de la chaleur résiduelle du c_ur du réacteur en cas de fusion accidentelle de celui-ci, par un mécanisme
d'absorption de chaleur par changement de phase.
Pour la bonne compréhension de l' invention, on prend à titre d'exemple le cas d'un réacteur à eau
sous pression, représenté sur la figure 1.
Sur cette figure, la référence 10 désigne la cuve du réacteur. Dans sa partie inférieure, la cuve contient le c_ur du réacteur 12 comprenant un assemblage de crayons de combustible nucléaire 14 et un
certain nombre d'équipements internes associés à celui-
ci, qui ne sont pas représentés sur cette figure. Cette cuve fait partie d'un circuit primaire 1 o circule de l'eau sous pression 2, mise en mouvement au moyen d'une pompe 3. L'eau en convection forcée sert à la fois à extraire l'énergie produite par les fissions nucléaires dans le c_ur et à refroidir les éléments combustibles qui y sont contenus. L'énergie, transportée par l'eau et transférée au cTrcuit secondaire 4, par le blais d'un générateur de vapeur 5, qui produit de la vapeur 6 qui est envoyée dans une turbine 7 couplée à un alternateur 8, pour produire de l'électricité. Le réglage et la réqulation de la pression du fluide dans le circuit primaire sont effectués au moyen d'un
pressuriseur 9.
L'ensemble du cTrcuit primaire 1 est enfermé dans une encointe 22, dite de confinement. Les éléments, tels que les pompes et les générateurs de vapeur, sont répartis dans différents compartiments de l'enceinte, non représentés ici, lesdits compartiments étant désignés sous le terme de casemates. La cuve du réacteur est également logée dans un compartiment appelé " puits de cuve " non représenté sur cette figure. En matière nucléaire, un accident grave désigne, pour un réacteur nualéaire, une situation de faible occurrence, o suite à une défaillance du système de refroidissement du c_ur du réacteur, ce dernier vient à fondre et former au fond de la cuve un bain de corTum, ledit bain étant susceptible de percer
la cuve et, par la suite, l'encointe de confinement.
On note, que le corTum désigne le mélange liquide ou solide d'oxydes d'uranium, de zirconium, de fer,.etc provenant, entre autres, du c_ur du réacteur en cas de fusion accidentelle de celui-ci et de la fusion des matériaux constituant le gainage des éléments combustibles du c_ur, les barres de contrôle et les structures internes à la cuve. Le corTum est le siège d'un dégagement de chaleur intense produit par la
désintégration des produits radioactifs.
Communément, deux phases de rétention du corTum peuvent être distinguées: - une phase d'accident grave avec rétention du corium dans la cuve du réacteur; et une phase d'accident grave avec rétention du corTum
en dehors de la cuve du réacteur.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
Dans l'art antérieur, de nombreux aménagements destinés à limiter les conséquences liées
à ce type d'accidents ont été envisagés.
Ainsi, le brevet US 4, 310, 385 [1] présente un réacteur nucléaire dont la cuve est reliée au moyen de vannes à un dispositif de refroidissement se présentant sous la forme d'un réceptacle fermé rempli en partie d'un matériau. En cas d' accident, se manifestant notamment par une augmentation de la température de la cuve, les vannes sont actionnées et le matériau est entraîné sous forme d'une boue épaisse en direction de la cuve. Au contact du corium, le matériau forme avec les constituants du corium un eutectique, ce qui a pour effet de diminuer la température dudit corTum et d'entraîner la cristallisation de ce dernier. Cette réalisation présente l'inconvénient majeur de nécessiter la mise en place d'un dispositif de refroidissement externe complexe et, également, d'une quantité d'eau importante pour constituer la bouillie, ladite quantité se vaporisant au contact du corium et pouvant entraîner
une surpression au niveau de la cuve.
Le brevet FR 2 784 784 [2] propose de disposer dans le fond d'une cuve de réacteur un dispositif de récupération du corium rempli d'un J matériau minéral poreux. Un tel matériau, du fait de sa porosité, permet de ralentir la vitesse de coulée du corium et, par la même occasion, la mise en contact du
corium avec la paroi de la cuve.
De multiples autres alternatives, pour remédier aux conséquences d'un accident nucléaire par fusion du c_ur, existent dans l'art antérieur,
notamment celles engageant de grandes quantités d'eau.
Toutefois, pour ce genre d' alternatives, il existe touj ours un risque d' explosion. En effet, lorsque les particules de corium entrent en contact avec l'eau, un film de vapeur se forme ainsi autour de chaque particule, ce qui peut créer des conditions favorables à une explosion dite " explosion vapeur " provoquant
une onde de choc très énergétique.
Ainsi, les réacteurs nucléaires pourvus de dispositifs destinés à pallier les risques d'accident nualéaire présentent tous un ou plusieurs des inconvénients suivants: - ils nocessitent la mise en _uvre de dispositifs externes tels que ceux, par exemple, explicités dans le brevet US 4, 310, 385; - ils engendrent, pour refroidir le corTum, de grandes quantités d'eau, ce qui peut amener à des phénomènes de surpression pouvant dans le cas extrême aboutir à
une dogradation des structures du réacteur.
EXPOSE DE L' INVENTION
L' invention a précisément pour but un réacteur nucléaire présentant un équipement tel qu'en cas de fusion du c_ur, il ne nécessite ni la mise en jeu de dispositifs externes ni de grandes quantités d'eau pour assurer le refroidissement du corium, tout en préservant l'intogrité des structures du réacteur pendant un temps caractéristique. Ce temps caractéristique correspond à une période de temps, pendant laquelle l'intégrité des structures sera préservée, ce qui donne aux opérateurs du réacteur une
période de temps pour réagir.
Conformément à l' invention, ce résultat est obtenu au moyen d'un réacteur nualéaire comprenant un c_ur de réacteur, caractérisé en ce qu'il intègre au niveau d'une au moins de ses structures au moins un matériau apte à subir au moins un changement de phase
appartenant au groupe des changements de phase solide-
solide et/ou solide-liquide, ledit matériau étant apte à absorber lors de l'un au moins de ces changements de phase de la chaleur résiduelle du corium formé lors
d'une fusion accidentelle du c_ur de réacteur.
Selon l'invention, la chaleur résiduelle du corium correspond à la chaleur de décomposition radioactive des produits de fission constitutifs du c_ur de réacteur. Cette chaleur évolue, selon une exponentielle décroissante, en fonction du temps et correspond, généralement, suite à l'arrêt du réacteur aux premiers instants de l 'accident, à 6-7 % de la puissance thermique du c_ur du réacteur nucléaire. A titre d'exemple, la chaleur résiduelle du corTum pour un réacteur REP à 1000 MW(el), aux premiers instants suite à l'arrêt du réacteur, est de l'ordre de 200 à
230 MW (th).
Dans un réacteur nucléaire ainsi réalisé, le corium formé lors d'une fusion accidentelle du coeur transière sous forme d'un flux thermique sa chaleur résiduelle audit matériau, qui va absorber, à température constante, une partie de cette chaleur sous forme de chaleur de changement de phase et subir, par ce biais un changement de phase. Par conséquent, en transférant au moins en partie sa chaleur, le corTum peut cristalliser sur la surface de la structure avec laquelle il est en contact et former une croûte constituant ainsi une résistance thermique. On réalise, de ce fait, grâce au réacteur de linvention, le refroidissement contrôlé du corium et on assure, par la même occasion, les chutes de températures nécessaires dans les structures du réacteur et, éventuellement, l'intégrité désirce des structures du réacteur de facon passive, c'est-à-dire sans mise en jeu de dispositifs à activer de l'extérieur, autrement dit, en excluant les probabilités additionnelles d'une déLicience du système d'activation et/ou l'erreur humaine. De plus, le refroidissement du corium, grâce à l' invention s'effectue de manière sèche, c'est-à-dire sans mise en jeu de grandes quantités d'eau. Enfin, les changements de phase subis par les matériaux à changement de phase, selon l'invention, n'engendrent pas de formation de vapeur, du fait qu'ils font partie des changements de phase solide-solide et/ou solide- liquide, ce qui permet de pal l ier les risques de surpress ion dus à la production de gaz au sein de l'encointe de confinement
du réacteur.
Par exemple, les structures du réacteur précédemment mentionnées sont la cuve, éventuellement le bandage d'isolation thermique entourant la surface externe de la cuve, l'encointe de confinement et éventuellement le dispositif de récupération du corium
placé dans et/ou sous la cuve.
De préférence, le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés à la fois au niveau de la cuve et/ou de son bandage d' isolation thermique
et au niveau de l'enceinte de confinement.
Le réacteur ainsi conçu permet d'assurer le refroidissement du corium pour n'importe quelle phase d'accident grave nucléaire, c'est-à-dire les accidents avec rétention du corium en cuve et les accidents avec
rétention du corium hors cuve.
Tout type de matériaux, y compris des mélanges de matériaux, apte à absorber de la chaleur rés iduel le du corTum par changement de phase sol ide solide et/ou solide-liquide peuvent être utilisés dans
le cadre de l' invention.
Toutefois, le choix des matériaux, selon l' invention, s'effectuera, avantageusement, en fonction de caractéristiques thermiques, notamment la température de changement de phase ou les températures de changement de phase si le matériau est apte à subir plusieurs changements de phase dans le domaine de température considéré et la ou les chaleurs latentes de changement de phase, par unité de volume, qui définissent la capacité du matériau à absorber de la
chaleur, pour subir le changement de phase en question.
Avantageusement, selon l'invention, la ou les températures de changement de phase du matériau sont comprises entre la température des structures en fonctionnement nominal du réacteur, au niveau desquelles le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés, et la température limite de résistance de la matière constitutive desdites structures. Communément, le fonctionnement nominal d'un réacteur est un régime d' exploitation définie de telle sorte, que le réacteur nucléaire effectue les fonctions correspondantes définies par un projet (par exemple, production d'électricité,...etc), o tous les paramètres caractérisant le fonctionnement du réacteur nualéaire (température, pression,...etc) ne dépassent pas des
limites définies par ledit projet.
La température limite de réoistance de la matière constitutive des structures est le température à laquelle la structure nest plus capable d' assurer
ses fonctions.
Par exemple, la température limite de résistance peut correspondre à la température de fusion, la température de rupLure fatigue,.etc de
ladite matière.
Par exemple, lorsqu'un matériau, selon l' invention est disposé sous forme d'une couche sur la surface externe d'une cuve en acier d'un réacteur, la ou les températures de changement de phase du matériau en question sont comprises de préférence entre 80 et 1500 C, 80 C correspondant à une température d' ambiance externe à la cuve, le réacteur fonctionnant en régime nominal, et 1500 C correspondant à la
température de fusion de l'acier.
A titre d'exemples de matériaux à changement de phase solide-liquide, on peut citer le nitrate de magnéaium hexahydraté Mg(NO3) 2. 6H2O, qui présente une chaleur de changement de phase par unité de volume conséquente de liordre de 266 MJ/m3 et une
température de changement de phase à 89 C.
Toutefois, de prétérence, le ou les matériaux, selon l'invention, sont des matériaux à changement de phase solide-solide. Ces changements de phase sont particulièrement avantageux, dans le cadre de l' invention, dans la mesure o ils permettent une absorption de chaleur sous forme de chaleur de changement de phase et de chaleur sensible, ce que les matériaux à changement de phase solide-liquide, qui s'écoulent, suite audit changement, ne peuvent pas
faire de façon optimale.
A titre d'exemples, on peut citer comme matériaux aptes à subir des changements de phase solide-solide des matériaux choisis parmi les oxydes simples ou mixtes tels que Al2O3, PbO.TiO2 les sels tels que ZnS et les matériaux organiques tels que le pentaéryChritol. Ces matériaux peuvent se définir, notamment, par un intervalle de température, à lextérieur duquel le matériau ne sera plus apte à absorber, de facon optimale, une partie de la chaleur du corTum. Par exemple, si un de ces matériaux présente une température de fusion comprise dans ledit intervalle, ce matériau ne sera plus à même, du fait de sa fusion d'assurer en partie, à un endroit donné, labsorption de la chaleur du corium et ne présente plus de résistance structurelle. Il ne sera donc plus efficace, de façon optimale, dans le cadre de
l' invention.
On note, que plus grand sera cette intervalle possible de températures, plus le matériau sera apte à absorber de la chaleur du corTum, notamment
par mécanisme sensible.
Des matériaux particulièrement avantageux à changement de phase solidesolide, selon l' invention ont, de préférence, une chaleur latente de changement de phase par unité de volume allant de 50 à 900 MJ/m3 et sont aptes à absorber de la chaleur résiduelle du corTum dans un intervalle de température de 70 C à
2000 C.
Un matériau à changement de phase particulièrement avantageux remplissant les conditions
suscitées est Al2O3.
Le matériau alumine est particulièrement intéressant dans le cadre de cette invention. En effet, il présente un changement de phase solidesolide à une température d' environ 1000 C et une fusion à une température de l'ordre de 2030 C. De ce fait, en plus d' assurer une absorption de chaleur du corTum par chaleur de changement de phase à sa température de changement de phase, il est susceptible dabsorber, d'une façon importante, une autre partie de la chaleur du corium par chaleur sensible, du fait notamment de l'écart important entre la température de changement de
phase et la température de fusion de l'alumine.
Des caractéristiques thermiques précises concernant les matériaux cités ci-dessus seront exposés
dans lexposé détaillé de l' invention.
En ce qui concerne les modes dintégration du ou des matériaux à changement de phase au niveau des structures de réacteur, ils peuvent être intogrés sous forme d'au moins une couche sur l'une au moins des surfaces de l'une au moins desdites structures et/ou sous forme d' inclusions dans la matière constitutive
d'une au moins desdites structures.
Dans le cas le plus simple, un matériau selon l' invention peut être déposé sous forme d'une simple couche disposée, par exemple, sur la surface non en contact direct avec le corium d'une au moins desdites structures ou dispersé de manière inclusive
dans la matière constitutive desdites structures.
Pour des cas plus complexes, plusieurs matériaux peuvent ne former qu'une seule couche sur une des surfaces desdites structures ou plusieurs couches, dont chacune est constituée d'un matériau distinct ou encore être disposés, sous forme d'inclusions, directement dans la matière constitutive desdites structures. Lorsque plusieurs matériaux à changement de phase sont intégrés au niveau d'une au moins des structures du réacteur sous forme d'inclusions, chacune des inclusions peut comprendre une superposition de
couches de matériaux distincts.
Il est bien entendu que selon l' invention, les différentes alternatives proposces ci-dessus peuvent être combinées au sein d'un même réacteur en fonction des conditions thermiques et physico-chimiques
particulières d'un cas considéré.
De préférence, le réacteur nucléaire selon linvention est caractérisé en ce que le ou les matériaux à changement de phase sont intogrés de telle
sorte à ne pas être en contact direct avec le corium.
On évite ainsi, initialement, l' interaction entre les constituants du corTum et les MCP et, de ce fait, un refroidissement trop brutal, ce qui limiterait l'étalement du corium et par conséquent la surface
d'échange thermique.
Par exemple, lorsque le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés sous forme d'une ou plusieurs couches à la surface d'une au moins des structures du réacteur, lesdites couches sont disposées de préférence sur la surface non en contact direct avec
le corium.
Par exemple, lorsque le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés sous forme dinclusions dans la matière constitutive d'une au moins desdites structures, lesdits matériaux sont protégés d'un contact direct avec le corium grâce à un revêtement disposé sur la surface en contact avec le corium de ladite structure. Ainsi, quand un ou plusieurs matériaux à changement de phase sont disposés sous forme d' inclusions dans la matière, par exemple du béton, de l'enceinte de confinement, le revêtement va permettre à la fois d'éviter un contact direct entre lesdits matériaux et le corium et un contact direct entre le béton et le corium. Alors, le fait que le corium ne puisse pas, selon ce mode de réalisation de l'invention, arriver en contact direct avec l'enceinte de confinement évite la formation concomitante de grandes quantités de gaz, notamment lorsque l'enceinte de confinement est en béton. En effet, le corium au contact direct avec du béton peut le décomposer, produisant ainsi des aérosols, des gaz combustibles (H2, CO).etc. Cette production brutale de gaz et daorosols à l'intérieur du réacteur pourrait entraîner une augmentation de la pression de l'enccinte de
confinement et un éventuel endommagement de celle-ci.
Pour les matériaux à changement de phase disposés sous forme d' inclusions dans l'une au moins des structures du réacteur, cela nécessite la mise en place des matériaux à changement de phase dès la fabrication des matériaux de structure de réacteur . nuclealre. La présente invention a ainsi également pour objet de tels matériaux de structure pour réacteur nucléaire comprenant une matrice dans laquelle sont intogrées des inclusions d'au moins un matériau à changement de phase solide-solide et/ou solide-liquide, la matrice pouvant être par exemple, une matrice en béton, lorsque le matériau de structure est destiné à l'enceinte de confinement, en acier, lorsque le matériau de structure est destiné à la cuve, ou en isolant thermique, lorsque le matériau est destiné au bandage d' isolation thermique, le matériau isolant étant généralement constitué de matériaux inorganiques
ayant de faibles conductivités thermiques.
La réalisation de tels matériaux de structure est tout à fait à la portée de l'homme du métier. Quel que soit le mode d'intégration envisagé desdits matériaux, un intérêt de la présente invention réside dans le fait que l'intégration des MCP peut s'appliquer aux designs des installations nucléaires en projet sans nécessiter de modifications
trop importantes.
De plus, la présente invention est applicable à tout type de réacteurs et est particulièrement appréciable notamment pour les réacteurs à eau bouillante pour retenir le corium dans la cuve, dans la mesure o la rétention du corium à l'extérieur de la cuve pour ce type de réacteurs est peu applicable, en raison, notamment, des barres de
contrôle placées en-dessous de la cuve du réacteur.
Enfin, pour des réacteurs à faible puissance, par exemple de 1'ordre de 200 MWth, la rétention du corTum dans la cuve du réacteur sera
facilitée avec les MCP selon l' invention.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La figure 1 représente une représentation d'un réacteur à bouales de type à eau pressurisée dans
son enceinte de confinement, déjà décrite précédemment.
La figure 2 est une vue en coupe verticale, qui représente un réacteur à cuve particulier du type de celui de la figure 1, lors de la survenance d'un accident conduisant à une fusion du c_ur du réacteur avec les deux phases d'accident grave suivants: - rétention du corium en cuve;
- rétention du corTum hors cuve.
La figure 3 représente une vue détaillée en coupe, illustrant une partie de la paroi de la cuve dun réacteur entourée d'un bandage d' isolation thermique, ledit bandage intogrant un matériau à changement de phase, selon un mode de réulisation
particulier de l' invention.
La figure 4 représente une vue détaillée en coupe illustrant une partie de la paroi de la cuve d'un réacteur intégrant, selon un mode particulier de réalisation de l'invention, des matériaux à changement de phase sous forme de couches distinctes déposées sur
la surface externe de ladite paroi.
La figure 5 représente une vue détaillée en coupe illustrant une partie de la paroi d'une enceinte de confinement d'un réacteur, et plus spécifiquement le radier, ladite enceinte intégrant selon un mode particulier de l' invention, des matériaux à changement
de phase.
La figure 6 représente une vue détaillée en coupe illustrant une inclusion de matériaux à changement de phase pouvant être intégrée dans une des structures du réacteur, selon un mode particulier de
l' invention.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
Comme dit précédemment, la figure 2 représente une vue détaillée en coupe verticale d'un réacteur nueléaire du même type que celui de la figure 1. Toutefois, l' invention n'est pas limitée à ce type de réacteur et concerne de facon générale tout type de réacteurs, tels que les réacteurs à eau sous pression, les réacteurs à eau bouillante, les réacteurs à gaz,
les réacteurs aux sels fondus...etc.
Sur cette figure, la référence 10 désigne, touj ours, la cuve du réacteur. Dans sa partie centrale, la cuve 10 contient le c_ur du réacteur 12 et un
certain nombre déquipements internes associés à celui-
ci, qui ne sont pas représentés sur ladite figure.
Le c_ur 12 est formé d'un grand nombre d'assemblages, notamment un assemblage de crayons de combustible nucléaire 14, partiellement fusionné en corTum 11. Ces assemblages reposent sur une plaque
perforée 16.
Un bandage d' isolation thermique 18 est disposé sur la surface externe 10b de la paroi 10a de la cuve 10. Ce bandage 18 est destiné, par ailleurs, à maintenir la température à l'extérieur de la cuve de 60
à 80 C pendant le fonctionnement nominal du réacteur.
A l'extérieur de la partie inférieure 10d de la cuve 10 est prévu un dispositif de récupération 20, destiné à récupérer le corTum 11, lorsque celui-ci perce la paroi
de la cuve et est évacué à l'extérieur de celle-ci.
Enfin, la référence 21 désigne le puits de cuve, constituant un compartiment de la cuve du
réacteur.
On a représenté en lla, llb et llc, le cheminement du corTum produit par la fusion du c_ur 12 lors de survenance d'un accident grave. Lorsque le corTum 11 arrive au niveau de la plaque perforée 16, le corTum 11 s'étale sur celle-ci et arrive, en fondant au travers de cette plaque, en contact avec la surface interne lOc de la cuve, ledit trajet étant référencé lla. Il s'agit de la phase d'accident avec rétention du corTum dans la cuve. En cas d'élévation trop importante de la température, la paroi lOa de la cuve 10 parvient, à être fondue et percée par le corTum, qui traverse le bandage d' isolation thermique 18 et se retrouve au niveau du dispositif de réaupération 20, le trajet dudit corTum étant référencé llb. A ce moment-là, il s'agit de la phase d'accident avec rétention du corium hors cuve. Toutefois, si la température du corium parvient à être supérieure à la température de fusion
de la matière constitutive du puits de cuve 21, c'est-
à-dire généralement à la température de fusion du béton, au contact de la surface interne le corium peut entraîner le perçage de ce puits de cuve (trajet référencé llc) et arriver au contact de l'encointe de
confinement, non représentée sur cette figure.
Ctest la raison pour laquelle la présente invention se propose de minimiser les risques de perçage de la cuve et de l'enceinte de confinement par intégration d'un ou plusieurs matériaux à changement de phase, dit MCP, au niveau d'une au moins des structures du réacteur, telles que la cuve, le bandage d' isolation
thermique, l'enceinte de confinement.
Ainsi est représenté sur la figure 3 un mode particulier, selon l'invention, d'intégration d'un matériau à changement de phase. Plus précisément, ladite figure représente une vue détaillée d'une partie de la cuve 10, représentée sur la figure 1. Sur la surface externe lOb de la paroi lOa de la cuve 10, c'est-à-dire la paroi non en contact direct avec le corium, est disposé un bandage d' isolation thermique 18, au sein duquel est dispersé dans la matière constitutive dudit bandage des inclusions 26 d'un
matériau ou mélange de matériaux à changement de phase.
Lorsque le corTum arrive au contact de la surface interne lOc de la paroi lOa de la cuve, la chaleur du corium est dégagée sous forme d'un flux thermique qui traverse la paroi lOa de la cuve en direction du bandage d' isolation thermique. Le matériau à changement de phase incorporé au niveau dudit bandage absorbe une partie de la chaleur du corTum sous forme de chaleur sensible et, lorsque la ou les températures de changement de phase sont atteintes, sous forme de chaleur de changement de phase. Ce changement de phase s'effectue à une température constante, autrement dit, en fixant une chute de température désirée entre la surface interne lOc de la paroi lOa de la cuve 10 en contact avec le corTum et la surface externe lOb de la paroi lOa de la cuve 10 en contact avec le bandage d' isolation thermique 18. Par conséquent, du fait de l'absorption d'une partie de sa chaleur, le corium voit sa température s'abaisser, ce qui se manifeste par l'apparition d'une croûte de corium sur la surface interne lOc de la paroi lOa de la cuve 10. Cette croûte est référencée 28 sur la figure 3. Cette croûte constitue une résistance thermique au passage de la chaleur résiduelle issue du corium, ralentit ainsi la fusion et, éventuellement, le percage de la paroi de la
cuve sous l'effet de la chaleur résiduelle du corTum.
L'intégration de MCP au sein du bandage d' isolation thermique facilite ainsi la rétention du corium en cuve. I1 est bien entendu que les inclusions de MCP, tel qu'on va le décrire sur la figure 6, peuvent être constituées de différents matériaux à changement de phase, entraînant par la méme occasion une absorption de chaleur par un mécanisme plus complexe
(par exemple, par mécanisme péritectoïde).
Une variante d'intogration de matériaux à changement de phase au niveau dela cuve d'un réacteur
selon l' invention est représentée sur la figure 4.
Sur la surface externe lOb de la paroi lOa de la cuve 10, trois couches 30, 32 et 34 de matériaux
distincts A, B et C sont superposées l'une sur l'autre.
Les températures de changement TA, TB et Tc, quelque soit le type de changement envisagé dans les matériaux constitutifs A, B et C, sont telles que TA<TB<Tc. Ainsi lorsque le corium arrive au contact de la surface interne lOc de la paroi lOa de la cuve 10, la chaleur du corium se dogage sous forme d'un flux thermique en direction de l'extérieur. Une partie de cette chaleur est successivement absorbée par les différents matériaux, qui subissent chacun un changement de phase donné. L' absorption d'une partie de cette chaleur se traduit par une diminution de température du corium, qui peut cristalliser en partie et former une croûte 23 sur la surface interne lOc de la paroi lOa de la cuve. Comme dit précédemment, cette croûte constitue une résistance thermique au passage du flux thermique issu du corTum et protège ainsi la cuve dune éventuelle fusion et d'une libération du corium hors de la cuve. La mise en place des MCP au niveau de la cuve, contribue par ses effets à préserver
lintégrité de ladite cuve.
Notons, qu'il est tout à fait envisageable que, dans le cas o des MCP sont déposés sous forme de couches distinctes, chacune des couches peut être constituée d'un mélange de MCP, chacun des MCP y
effectuant différents changements de phase.
Enfin, l'intérêt de la présente invention est qu'elle prévoit, de manière prétérentielle, l'intégration de matériaux à changement de phase au niveau de structures externes à la cuve, telles que
l'enceinte de confinement.
Comme lillustre la figure 5, on peut disposer, selon l' invention, des MCP au niveau de l'enceinte de confinement, et plus spécifiquement du
radier, qui est la partie inférieure de l'enceinte.
Selon un mode particulier de l' invention, illustré par la figure 5, un MCP est intégré dans l'enceinte de confinement 22 sous forme d' inclusions 36. Le corTum narrive pas en contact direct avec l'enceinte de confinement en béton 22 mais via un revêtement 38 recouvrant la surface interne 22b de la partie inférieure 22a de ltenccinte 22, ledit revêtement assurant, entre autres, un étalement du corTum 40 sur la plus grande surface possible. Le fait que le corTum ne soit pas directement en contact avec le béton constitutif de l'enceinte de confinement est particulièrement avantageux, dans le sens o cela évite la production brutale de gaz, issue de la dégradation des structures de l'enceinte par contact avec le corTum, ladite production pouvant entraîner une surpression éventuelle de l'enceinte de confinement. En effet, la production brutale de gaz entraîne, notamment, un processus d'entraînement de particules de corTum, qui, en lévitant, vont chauffer l'aLmosphère de l'encointe et donc entraîner la surpression éventuelle
de l'enceinte.
On peut envisager, également, selon l'invention, dintogrer des MCP au niveau d'autres structures du réacteur, telles qu'au niveau des dispositifs de réaupération du corium à l'extérieur de
la cuve, le cas échéant.
La figure 6 illustre, de manière détaillée, une inclusion 42, de forme sphérique, constituée par la superposition de couches successives 44, 46, 48 de matériaux à changement de phase distincts, les températures de changement de phase étant différentes de l'extérieur vers l intérieur de l' inclusion. Ainsi, lorsque ce genre d' inclusions est disposé au niveau du bandage, comme sur la figure 3 ou au niveau de lenceinte de confinement, comme sur la figure 5, on améliore ainsi, de manière importante l'absorption et
la dissipation de la chaleur résiduelle du corTum.
Comme explicité précédemment, les MCP seront choisis, conformément à l'invention, selon des critères thermiques, tels que l'intervalle de température de fonctionnement, leurs températures de changement de phase, les valeurs de chaleurs latentes de changement de phase. La chaleur absorbée pour un MCP subissant au cours de l'accident nueléaire un seul changement de phase a-p, par exemple du type solide solide, peut être définie par l'équation suivante: TTR r2 Qabs = mMCP- ( | CPa(T) ÀdT + | cpp(T).dT)) + AHTr Tl TITI
Avec T1: température du MCP en début d'accident.
T2: température du MCP à la limite de son fonctionnement. TTr: température de changement de phase du MCP a-.
mMCp: masse de MCP introduit.
CPa: chaleur spécifique du MCP en phase a.
Cp: chaleur spécifique du MCP en phase p.
HTr: chaleur latente de changement de phase a-.
La première partie de l'équation exposée ci-dessus correspond à l'absorption de chaleur par le matériau par mécanisme sensible, cette partie comprenant deux termes correspondant respectivement à l' absorption par mécanisme sensible de la phase a et de
la phase du MCP.
La seconde partie de l'équation correspond à l'absorption par chaleur latente de changement de phase du MCP, lorsque la température de changement de
phase est atteinte.
Il est bien entendu que cette équation comprendra un nombre de termes beaucoup plus important,
dans le cas o plusieurs MCP seront mis en jeu.
L1Lre dexemple, le Lableau 1 c1-dessous regroue des maL61aux avanLageux chagemenL de abase solide-solide susceL1Lles d'@Le uL111saL1es dans le cadre de 1'1venL10n avec leurs caracL61sL1ques Lbem1gues at rdsenLanL an changemenL de abase gap. a s 2837976 e.:. a En.,
= _ _ _
. O O -m O An m O _ O En = oo
é I- I; On.
-0 - m 0, a Les matériaux explicités dans le tableau 1 ci-dessus sont particulièrement intéressants, dans la mesure o ils présentent tous une température de fusion élevée, ce qui leur permet d'absorber la chaleur résiduelle du corium de façon optimale par mécanisme d' absorption de chaleur lors d'un changement de phase notamment solide-solide et d' absorption de chaleur sensible. L' invention va maintenant être décrite par l'exemple suivant donné à titre illustratif et non limitatif.
EXEMPLE.
Cet exemple est extrait de simulations basées sur des calculs thermiques conservateurs prenant comme installation de référence l' installation nucléaire de Zion située près de Chicago, état de l' Illinois, USA. Cette installation comporte deux réacteurs à eau sous pression chacun ayant un système
de cTrculation primaire à 4 boucles.
Des données concernant les paramètres de fonctionnement nominal de l' installation, les caractéristiques physiques de la cuve, du plénum inférieur, ledit plénum correspondant à la partie inférieure de la cuve du réacteur et du circuit
primaire sont disponibles dans le tableau 2 ci-dessous.
TABLEAU 2
Paramètre Valeur Paramètre Valeur
C_UR PLENUM
INFERIEUR
Puissance (MWth) 3250 Masse(en kg) 39463 Masse d'UO2 98250 Diamètre 4,389 (en kg) (en m) Masse de Zr 20185 Epaisseur de 0,137 (en kg) paroi (en m) Masse de l'acier 9526 Volume 15 (en kg) (en m3)
C WE CIRCUIT
PRIMAIRE
Volume total 125 Volume de 360 (en m3) l'eau (en m3) Surface de paroi 154, 820 Volume de 20 (en m2) vapeur (en m3) Masse(en kg) 250000 Cet exemple est une simulation de fusion du coeur avec rétention du corium en cuve. L'événement pris en compte pour la simulation correspond à la séquence accidentelle analogue à celle de TMI'79 (prise en compte du couplage de la défaillance des équipements et des fautes humaines), qui s'est ensuivie d'une fusion partielle du c_ur de l'ordre de 15 % de la masse totale du coeur, dont la composition équivaut sensiblement à 20 % en poids d'oxyde de zirconium et 80% en poids d'oxyde d'uranium. Selon ces caleuls, qui ne seront pas explicités dans le cadre de cet exemple, on arrive, dans ces conditions, à un contact direct entre le corTum et la cuve dans un intervalle de temps de 2 à 3 heures après l'arrêt du réacteur. Selon cet exemple, on considérera un MCP fictif placé dans le bandage disolation thermique tel que sa quantité de chaleur latente de changement de phase par unité de masse ou unité de volume est celle d'un matériau existant, c'est-à-dire de l'ordre de 200 kJ/kg ou 800 MJ/m3 avec une température de premier changement de phase TTR de C. Des calculs complexes non explicités ont permis d'évaluer la puissance et la quantité de chaleur résiduelle du corium en fonction du temps après l'arrêt du réacteur, en considérant que seulement 15 % de la masse totale du c_ur est en fusion. Ces résultats sont
répertoriés dans le tableau 3 ci-dessous.
TABLEAU 3.
Temps après l'arrêt 4 du réacteur (en h) Puissance du corTum 30,7 27,6 24, 8 22,3 (MWth) Quantité de chaleur 116,6 104,8 94,2 84,7 dégagée (GJ) Ainsi, l'on peut constater que la quantité de chaleur résiduelle du corium est très élevée et est tout à fait apte à engendrer la fusion de l'acier de la
paroi de cuve d'épaisseur 130 à 150 mm.
I1 a été évalué que la quantité de chaleur résiduelle du corium est apte à engendrer le percage de la cuve, au bout de 2 heures après le premier contact entre le corium et la cuve. Cette quantité de chaleur est de l'ordre de 170 à 180 GJ, correspondant à la quantité de chaleur dégagée durant cet intervalle de
temps (Tableau 3).
La masse de MCP fictif retenu ci-dessus nécessaire pour dissiper 1 % de la quantité de chaleur
du corium est évaluée à environ 9.103 kg.
Les MCP incorporés au niveau du bandage d'isolation thermique agissent en tant qu'absorLant
dénergie pour préserver le système thermique paroi-
croûte et imposent de ce fait un délai pour la fusion de l'acier. Le rôle des MCP est donc de faciliter la cristallisation du corium, par absorption d'une partie de l'énergie résiduelle du corTum et maintenir, de ce fait, d'une part, la croûte du corTum cristallisé et, d'autre part, des chutes de température désirces dans les structures du réacteur pour ralentir la fusion de l'acier. En d'autres termes, la fraction de la quantité de chaleur résiduelle du corium dissipée par les MCP pendant un temps caractéristique correspondra, en fonction de l'échelle de dégradation du c_ur (soit la fraction de la masse totale du c_ur fondue et retrouvée au fond du plénum inférieur) à une masse de croûte de corTum MCR d'épaisseur CR. La présence de cette croûte contribue à diminuer le flux thermique
rayonné en direction de la paroi de la cuve.
Selon des calculs complexes non explicités selon le présent exemple, on a pu évaluer les données thermiques suivantes, c'est à dire la surface de contact Sc (m2) du corium avec la surface de la cuve, l'épaisseur de croûte de corium CR (m) formée, la densité de flux F (MW/m2), l'épaisseur fondue d'acier de cuve fondu F (en m), pour une masse de croûte de corium fixée suite à la mise en place du matériau à changement de phase explicité ci-dessus. Ces données, dont le détail de calcul n'est pas explicité dans la présente demande, sont répertorices dans le tableau 4 ci-dessous, en prenant différentes valeurs de dégradation de coeur. Les valeurs exposées dans le tableau 4 ci-dessous sont évaluées en considérant qu'il
s'est écoulé 2 heures après l'arrêt du réacteur.
TABLEAU 4.
Echellede 0,05 0,1 0,15 0,2 0,3 dégradat i ondu c_ur, ( % en masse) Quantité de 59,67 119,32 178,98 238,64 357,96 chaleur dogagée par le bain de corium QRES (GJ) Masse de corTum 6,398 12,796 19,194 25,592 38,388 1 iquide Mc (103 kg) Hauteur du bain 0,364 0,526 0,67 0,76 0,94 H (en m) Surface de 4,706 6,7 8,66 9,83 12,18 contact Sc (m2) Masse de croûte 8, 949 8,949 8,949 8,949 8,949 de corium MCR ( en kg) Epaisseur de 0,202 0, 14 0,11 0,097 0,076 croûte de corium éCR ( en m) Densité de flux 0,44 0, 61 0,72 0,84 1,1 F ( en MW/m2) Epaisseur fondue 0,007 0,043 0,058 0,07 0, 081 d'acier de cuve fondu F (en m) Fraction d'acier 5,34 31,6 41,9 50, 6 59,3 fondu (96) En conclusion de 1'exemple présenté ci dessus, on peut constater qu'un MCP présentant une chaleur latente de changement de phase solide-solide par unité de volume de l'ordre de 800 MJ/m3 (similaire, à ce titre, à l'alumine) est apte à absorber des fractions de la quantité de chaleur résiduelle du corTum en cuve, ce qui permet d'engendrer, par refroidissement partiel du corium, une croûte de corium sur la paroi de la structure en contact direct avec le corTum liquide. Cette croûte permet de diminuer le flux thermique en direction de ladite paroi, de maintenir les chutes de température désirses et donc de ralentir
la fusion de la matière constitutive de ladite paroi.
Bien entendu, l' invention n'est pas limitée à l' installation de référence citée pour l'exemple de simulation explicité ci-dessus. Ainsi, comme on lta déjà observé, l' invention s'applique à tout type de réacteurs nucléaires et à tout type d' installations nucléaires.
Références citéus.
[1] US 4, 310, 385;
[2] FR 2 784 784.
Claims (17)
1. Réacteur nucléaire comprenant un c_ur de réacteur, caractérisé en ce qu'il intègre au niveau d'une au moins de ses structures au moins un matériau apte à subir au moins un changement de phase
appartenant au groupe des changements de phase solide-
solide et/ou solide-liquide, ledit matériau étant apte à absorber lors de l'un au moins de ces changements de phase de la chaleur résiduelle du corTum formé lors
d'une fusion accidentelle du c_ur de réacteur.
2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que lesdites structures sont la cuve (10), éventuellement le bandage d' isolation thermique (18) entourant la surface externe (lOb) de la cuve (10), l'enceinte de confinement (22), éventuellement le dispositif de réaupération du corTum
(20) placé dans et/ou sous la cuve (10).
3. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, caractérisé en ce que le ou les matériaux à changement de phase sont intogrés à la fois au niveau de la cuve (10) et/ou de son bandage disolation (lg) et au niveau de l'enceinte de
confinement (22).
4. Réacteur nucléaire selon l'une
quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce
que la ou les températures de changement de phase du matériau à changement de phase sont comprises entre la température desdites structures en fonctionnement nominal du réacteur des structures, au niveau desquelles le ou les matériaux à changement de phase sont intogrés et la température limite de résistance de
la matière constitutive desdites structures.
5. Réacteur nucléaire selon l'une
quelcouque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce
que le ou les matériaux sont des matériaux à changement
de phase solide-solide.
6. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications 4 à 5, caractérisé en ce que le ou les
matériaux à changement de phase sont choisis parmi les oxydes simples ou mixtes tels que A1203, les sels tels que ZnS et les matériaux organiques tels que le pentaéryChritol.
7. Réacteur nucléaire selon la revendication 5, caractérisé en ce que le ou les matériaux à changement de phase ont une chaleur latente de changement de phase par unité de volume allant de 50 à 900 MJ/m3 et sont aptes à absorber de la chaleur résiduelle du corTum dans un intervalle de température
de 70 à 2000 C.
8. Réacteur selon la revendication 6 ou 7, caractérisé en ce que le matériau à changement de phase
est A12O3.
9. Réacteur nucléaire selon l'une
quelconque des revendications précédentes, caractérisé
en ce que le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés sous forme d'une ou plusieurs couches sur l'une au moins des surfaces d'une au moins desdites structures et/ou sous forme dinclusions dans la matière constitutive d'une au moins desdites structures.
10. Réacteur nucléaire selon l'une
quelconque des revendications précédentes, caractérisé
en ce que le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés de telle sorte à ne pas être en contact
direct avec le corium.
11. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, caractérisé en ce que, lorsque le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés sous forme d'une ou plusieurs couches à la surface d'une au moins des structures du réacteur, lesdites couches sont disposoes sur la surface non en contact direct avec le
corium de ladite structure.
12. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, caractérisé en ce que, lorsque le ou les matériaux à changement de phase sont intégrés sous forme d'inclusions dans la matière constitutive d'une au moins desdites structures, ils sont protégés d'un contact direct avec le corTum grâce à un revêtement disposé sur la surface de ladite structure en contact
avec le corium.
13. Réacteur nualéaire selon la revendication 10, caractérisé en ce que, lorsque les matériaux à changement de phase sont intogrés sous forme d' inclusions dans la matière constitutive d'une au moins desdites structures, chacune de ces inclusions comportent une superposition de couches de matériaux distincts.
14. Matériau de structure pour réacteur nucléaire comprenant une matrice dans laquelle sont réparties des inclusions d'au moins un matériau à
changement de phase solide-solide et/ou solide-liquide.
15. Matériau de structure selon la revendication 14, caractérisé en ce que la matrice est
en béton.
16. Matériau de structure selon la revendication 14, caractérisé en ce que la matrice est
en acier.
17. Matériau de structure selon la revendication 14, caractérisé en ce que la matrice est
un isolant thermique.
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