FR3131060A1 - Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. - Google Patents
Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. Download PDFInfo
- Publication number
- FR3131060A1 FR3131060A1 FR2113633A FR2113633A FR3131060A1 FR 3131060 A1 FR3131060 A1 FR 3131060A1 FR 2113633 A FR2113633 A FR 2113633A FR 2113633 A FR2113633 A FR 2113633A FR 3131060 A1 FR3131060 A1 FR 3131060A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- tank
- nuclear reactor
- thermal insulating
- reactor
- pcm
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 36
- 239000012782 phase change material Substances 0.000 title claims abstract description 17
- 238000009413 insulation Methods 0.000 title abstract description 11
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 31
- 239000013529 heat transfer fluid Substances 0.000 claims description 28
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 23
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 238000012546 transfer Methods 0.000 claims description 11
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 10
- 229910000856 hastalloy Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 229910001026 inconel Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 229910002056 binary alloy Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 4
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 4
- 229910002058 ternary alloy Inorganic materials 0.000 claims description 4
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L Carbonate Chemical compound [O-]C([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims description 3
- 229910001030 Iron–nickel alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910003251 Na K Inorganic materials 0.000 claims description 3
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910000842 Zamak Inorganic materials 0.000 claims description 3
- HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N Zinc Chemical compound [Zn] HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910001297 Zn alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 230000005484 gravity Effects 0.000 claims description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 3
- BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N potassiosodium Chemical compound [Na].[K] BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011701 zinc Substances 0.000 claims description 3
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000000696 magnetic material Substances 0.000 claims description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 29
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 28
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 27
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 27
- 230000006870 function Effects 0.000 description 15
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 11
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 10
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 10
- 229910000619 316 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 9
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 6
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 3
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 3
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000016571 aggressive behavior Effects 0.000 description 2
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 2
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 238000004513 sizing Methods 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 239000010964 304L stainless steel Substances 0.000 description 1
- 206010001488 Aggression Diseases 0.000 description 1
- 229910000851 Alloy steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001152 Bi alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000799 K alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229920005830 Polyurethane Foam Polymers 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- POIUWJQBRNEFGX-XAMSXPGMSA-N cathelicidin Chemical compound C([C@@H](C(=O)N[C@@H](CCCNC(N)=N)C(=O)N[C@@H](CCCCN)C(=O)N[C@@H](CO)C(=O)N[C@@H](CCCCN)C(=O)N[C@@H](CCC(O)=O)C(=O)N[C@@H](CCCCN)C(=O)N[C@@H]([C@@H](C)CC)C(=O)NCC(=O)N[C@@H](CCCCN)C(=O)N[C@@H](CCC(O)=O)C(=O)N[C@@H](CC=1C=CC=CC=1)C(=O)N[C@@H](CCCCN)C(=O)N[C@@H](CCCNC(N)=N)C(=O)N[C@@H]([C@@H](C)CC)C(=O)N[C@@H](C(C)C)C(=O)N[C@@H](CCC(N)=O)C(=O)N[C@@H](CCCNC(N)=N)C(=O)N[C@@H]([C@@H](C)CC)C(=O)N[C@@H](CCCCN)C(=O)N[C@@H](CC(O)=O)C(=O)N[C@@H](CC=1C=CC=CC=1)C(=O)N[C@@H](CC(C)C)C(=O)N[C@@H](CCCNC(N)=N)C(=O)N[C@@H](CC(N)=O)C(=O)N[C@@H](CC(C)C)C(=O)N[C@@H](C(C)C)C(=O)N1[C@@H](CCC1)C(=O)N[C@@H](CCCNC(N)=N)C(=O)N[C@@H]([C@@H](C)O)C(=O)N[C@@H](CCC(O)=O)C(=O)N[C@@H](CO)C(O)=O)NC(=O)[C@H](CC=1C=CC=CC=1)NC(=O)[C@H](CC(O)=O)NC(=O)CNC(=O)[C@H](CC(C)C)NC(=O)[C@@H](N)CC(C)C)C1=CC=CC=C1 POIUWJQBRNEFGX-XAMSXPGMSA-N 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 239000004020 conductor Substances 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000001934 delay Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 239000011551 heat transfer agent Substances 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000011496 polyurethane foam Substances 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 150000004760 silicates Chemical class 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
Abstract
Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. L’invention consiste essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire intégrant un système qui garantit à la fois: - une évacuation de la puissance résiduelle de manière totalement passive dès l’instant initial de l’accident ; - une évacuation de la puissance à travers la cuve primaire; - la présence d’une source froide finale avec un réservoir intégrant un échangeur divisé en plusieurs tubes parallèles entre lesquels un matériau MCP est inséré, le réservoir étant entouré d’une couche isolante thermique qui puisse être détachée de manière passive en cas d’atteinte d’une température seuil prédéterminée. Figure pour l’abrégé : Fig. 7A
Description
La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis avec du métal liquide, notamment avec du sodium liquide dits RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») et qui font partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération.
Plus particulièrement, l’invention a trait à une amélioration de la fonction d’évacuation de la puissance résiduelle de ces réacteurs nucléaires.
L’invention s’applique en particulier aux réacteurs de petite ou moyenne puissances ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), typiquement d’une puissance de fonctionnement entre 100 et 500 MWth pour un réacteur calogène et entre 50 et 200 MWe pour un réacteur électrogène.
On rappelle ici que la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (« decay heat » en anglais) est la chaleur produite par le cœur postérieurement à l'arrêt de la réaction nucléaire en chaîne et constituée par l'énergie de désintégration des produits de fission. En effet, en cas de perte de l’alimentation électrique, la réaction neutronique en chaine est interrompue grâce à la chute des barres de contrôle au sein d’un réacteur. Cependant une partie de la puissance thermique est encore présente, elle est appelée puissance résiduelle. Bien que décroissante, cette puissance doit impérativement être évacuée pour éviter une montée en température trop élevée dans le cœur du réacteur.
Bien que décrite en référence à un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide, l’invention s’applique à tout autre métal liquide, tel que le plomb, comme fluide caloporteur d’un circuit primaire de réacteur nucléaire.
Dans les réacteurs nucléaires, les fonctions fondamentales de sûreté qui doivent être assurées en permanence sont le confinement, la maîtrise de la réactivité, l'évacuation de la chaleur et de la puissance résiduelle.
Pour l’évacuation de la puissance résiduelle, il est constamment recherché l’amélioration de la passivité et la diversification des systèmes pour garantir une meilleure fiabilité globale. L’objectif est de préserver l’intégrité des structures, à savoir les première (gaine des assemblages de combustible) et deuxième (cuve principale) barrières de confinement, et ce même en cas de manque de tension électrique généralisée sur une longue durée (Station Blackout), qui correspond à un scénario de type Fukushima, avec une perte totale des moyens de refroidissement alimentés par l’électricité.
Plus particulièrement, l’évacuation de la puissance résiduelle d’un réacteur à métal liquide de manière totalement passive au travers de la cuve principale est actuellement envisagée. Si cet objectif apparaît non atteignable pour un réacteur de grosse taille, à cause de la puissance trop élevée, il peut être considéré de manière réaliste pour les réacteurs de petite puissance (SMR) afin de garantir une amélioration intrinsèque de la sûreté et des systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle, ci-après appelés systèmes d’EPuR, au travers de la cuve principale.
Les systèmes EPuR utilisés actuellement dans les réacteurs refroidis au sodium ne sont pas totalement passifs, car de fait ils mettent en œuvre un contrôle-commande et/ou des interventions humaines. De plus, ces systèmes utilisent souvent des circuits de circulation de sodium avec une source froide en air qui peuvent présenter des défaillances. En outre, les systèmes actuels ne disposent pas de solutions diversifiées par rapport aux puits de chaleur fournissant le refroidissement ultime du réacteur en cas d’accident, que l’on désigne aussi par source froide finale. Elles peuvent être sensibles aux agressions internes, externes et à la malveillance.
De manière générale, on peut classer en trois catégories les systèmes d’EPUR réalisés ou connus dans la littérature :
A/ ceux agencés dans les boucles en amont du système de conversion de l’énergie ;
B/ ceux agencés au moins en partie à l’intérieur de la cuve primaire du réacteur ;
C/ ceux agencés à l’extérieur de la cuve primaire ou secondaire du réacteur.
Les systèmes A/ dégagent la chaleur à des échangeurs de type métal liquide/air : [1]. Leurs inconvénients majeurs sont qu’ils nécessitent la mise en œuvre d’un nombre minimal de deux échangeurs, impliquent un fonctionnement principalement actif par convection forcée avec de faibles performances en convection naturelle, et requièrent l’utilisation d’une source froide finale de type échangeur métal liquide/air avec des risques d’interaction chimique en cas de fuites du métal liquide et d’agression externe à la source froide finale.
Les systèmes B/ dégagent également la chaleur évacuée à une source froide finale du type échangeur métal liquide/air.
Certains de ces systèmes B/ consistent à agencer soit le collecteur froid, soit le collecteur chaud à l’intérieur de la cuve primaire : [1]. Outre les inconvénients majeurs précités pour les systèmes A/, ils présentent également le risque de contact avec le métal liquide radioactif en cuve, et nécessitent l’arrêt du réacteur en cas de manutention des composants constitutifs de ces systèmes B/.
La demande de brevet JP2013076675A divulgue également un système B/ qui est présenté comme un système de refroidissement passif dont une partie traverse la dalle. La solution proposée présente de nombreux inconvénients, dont l’étanchéité à réaliser à travers la dalle, un possible transfert de chaleur vers le dôme, la nécessité d’arrêt du réacteur en cas de manutention des composants du système et un poids supplémentaire à soutenir par la dalle.
Les systèmes C/ comprennent des échangeurs, faisceaux de tuyaux, ou écoulement d’air qui sont agencés à l’extérieur de la cuve primaire ou secondaire (de sécurité).
Dans le contexte de l’invention la cuve de sécurité peut être un récipient métallique en tant que tel ou un liner métallique.
Les systèmes C/ connus à l’extérieur de la cuve secondaire présentent les inconvénients majeurs suivants :
- un fonctionnement nécessairement actif, c’est-à-dire par convection forcée ;
- une efficacité limitée du fait que le fluide interne utilisé (huile thermique) n’est pas un bon caloporteur ;
- une instabilité chimique du fluide caloporteur à des températures supérieures à 300-350°C ;
- un refroidissement peu performant car effectué principalement par le rayonnement de la cuve secondaire.
La demande de brevet JP2013076675A précitée divulgue un système C/ à l’extérieur de la cuve de sécurité: il comprend un collecteur de chaleur et un écoulement de fluide descendant et ascendant, au moyens de tubes dans lesquels circule le liquide caloporteur, autour de la cuve primaire, respectivement formés entre le collecteur de chaleur et un silo et entre le collecteur de chaleur et un vase de protection, de l'air extérieur étant introduit dans le passage d'écoulement descendant pour s'écouler vers le bas, puis vers le haut jusqu’au fond du silo pour être finalement évacué vers l'extérieur. La conception de ce système implique les inconvénients mentionnés ci-avant, à savoir une efficacité moindre car l’air n’est pas un bon caloporteur et le refroidissement est moins performant car effectué par la cuve de sécurité. En outre, il y a un risque d’agression externe à la source froide finale, exposée à l’extérieur.
La demande de brevet KR20150108999 A divulgue un système C/ à l’extérieur de la cuve secondaire. Ici encore, la source froide finale est exposée à l’extérieur. De plus, la solution divulguée souffre de nombreuses lacunes. Tout d’abord, les composants du système doivent être soudés à la cuve secondaire. En outre, le fonctionnement du système suppose une transition de phase du fluide caloporteur, ce qui entraine une forte variation de densité, donc des efforts mécaniques internes à la tuyauterie et il est inefficace dans la phase précédant le percement de la cuve et la fusion du cœur.
La demande FR3104311A1 propose un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système EPuR avec source froide à matériau à changement de phase (MCP) qui pallie les inconvénients des systèmes A/, B/, C/ précités, en ne modifiant pas ou seulement à minima les réacteurs nucléaires, y compris leurs bâtiments.
On a représenté en figures 1 à 4, un réacteur nucléaire 1 refroidi au sodium liquide (SFR), avec une architecture de type à boucles, avec un système 2 d’évacuation d’au moins une partie à la fois de la puissance nominale, condition dans laquelle le réacteur fonctionne au 100 % de la puissance prévue par son design et de la puissance résiduelle du réacteur selon l’enseignement de cette demande FR3104311A1. Ce système 2 qui fonctionne pendant la phase de fonctionnement normal du réacteur présente deux avantages majeurs:
- pas de mise en route générale du système à effectuer en cas d’accident ;
- un refroidissement partiel du puits de cuve, comme détaillé ci-après.
Un tél réacteur SMR 1 comporte une cuve primaire 10 ou cuve de réacteur remplie du sodium liquide, dit liquide primaire, et à l’intérieur de laquelle est présent le cœur 11 où sont implantés une pluralité d’assemblages combustible 110 qui génèrent l’énergie thermique par les fissions du combustible, et des assemblages 11 de protections neutroniques latérales (PNL).
La cuve 10 soutient le poids du sodium du circuit primaire ainsi que des composants internes.
Le supportage du cœur 11 est assuré par deux structures distinctes permettant de dissocier les fonctions de supportage et d'alimentation en fluide de refroidissement du cœur :
- une première structure mécano-soudée en pression appelée sommier 12 dans laquelle sont positionnés les pieds des assemblages combustibles 110 et qui est alimenté en sodium froid (400°C) par des pompes primaires ;
- une seconde structure mécano-soudée appelé platelage 13 sur lequel le sommier vient en appui; le platelage prend généralement appui sur une partie de la paroi interne en partie basse de la cuve primaire 10.
Typiquement, le sommier 12 et le platelage 13 sont réalisés en acier inoxydable AISI 316L.
Les gaines des assemblages 110 constituent la première barrière de confinement tandis que la cuve 10 constitue la deuxième barrière de confinement.
Comme représenté, la cuve primaire 10 est de forme cylindrique d’axe central X prolongé par un fond hémisphérique. Typiquement, la cuve primaire 10 est réalisée en acier inoxydable AISI 316L avec une teneur en bore très faible afin de prémunir les risques de fissuration à haute température. Sa surface externe est rendue hautement émissive par un traitement de pré-oxydation, effectué pour faciliter le rayonnement de la chaleur vers l’extérieur pendant la phase l’évacuation de la puissance résiduelle.
Un bouchon 14, dit bouchon couvercle cœur, est agencé à l’aplomb du cœur 10.
Dans un tel réacteur 1, l’extraction de la chaleur produite lors des réactions nucléaires au sein du cœur 11, est réalisée en faisant circuler le sodium primaire grâce à des moyens de pompage 150, agencés dans la cuve de réacteur 10, vers des échangeurs intermédiaires 15 agencés à l’extérieur de la cuve 10 dans l’exemple illustré.
Ainsi, l’extraction de la chaleur est réalisée par le sodium secondaire parvenant froid par son conduit d’amenée 152 à un échangeur intermédiaire 15 avant d’en ressortir chaud par son conduit de sortie 151. La chaleur extraite est ensuite utilisée pour produire de la vapeur d’eau dans des générateurs de vapeur non représentés, la vapeur produite étant amenée dans une ou plusieurs turbines et alternateurs également non représentés. La(les) turbine(s) transforme(nt) l’énergie mécanique de la vapeur en énergie électrique. De manière générale, la chaleur extraite du cœur par le sodium peut être échangée avec un fluide par des systèmes d’échangeurs, le fluide ayant pour fonction de faire tourner une turbine électrique et/ou de produire de la chaleur pour une application différente de celle électrogène.
La cuve de réacteur 10 est séparée en deux zones distinctes par un dispositif de séparation constitué d’au moins une cuve 16 agencée à l’intérieur de la cuve réacteur 10. Ce dispositif de séparation est également connu sous l’appellation de redan et est en acier inoxydable AISI 316L. En général, tel qu’illustré en , le dispositif de séparation est constitué d’une unique cuve intérieure 16 dont la forme est cylindrique au moins dans sa partie haute.
Le redan 16 est généralement soudé au sommier 12 comme montré en figures 3 et 4.
Tel qu’illustré en , la zone de sodium primaire délimitée intérieurement par la cuve interne 16 collecte le sodium sortant du cœur 11: elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus chaud et elle est donc couramment appelée zone chaude 160 ou collecteur chaud. La zone 161 de sodium primaire délimitée entre la cuve interne 16 et la cuve de réacteur 10 collecte le sodium primaire et alimente les moyens de pompage : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus froid et est donc couramment appelée zone froide ou collecteur froid 161.
Tel qu’illustré en , la cuve 10 de réacteur est ancrée et fermée par une dalle de fermeture 17 supportant les différents composants, tels que les moyens de pompage non représentés, certains composants du système d’évacuation 2, comme précisé ci-après, et le bouchon couvercle cœur 18. La dalle de fermeture 17 est donc un couvercle supérieur qui enferme le sodium liquide à l’intérieur de la cuve primaire 10. Typiquement, la dalle 17 est en acier non allié (A42).
L’étanchéité de la cuve primaire 10 est garantie par un joint métallique entre la dalle de fermeture 17 et le bouchon couvercle de cœur 18.
Le bouchon couvercle de cœur 18 est un bouchon tournant qui embarque tous les systèmes de manutention ainsi que toute l’instrumentation nécessaire à la surveillance du cœur comprenant les barres de contrôle dont le nombre dépend du type de cœur et de sa puissance, ainsi que les thermocouples et les autres dispositifs de surveillance. Typiquement, le bouchon couvercle 18 est en acier inoxydable AISI 316L.
L’espace compris entre la dalle de fermeture 17 et les niveaux libres du sodium, couramment appelé ciel de pile, est rempli d’un gaz neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l’Argon.
Un système de support et de confinement 3 est agencé autour de la cuve primaire 10 et en dessous de sa dalle de fermeture 17.
Plus précisément, comme montré en figures 3 et 4, ce système 3 comprend un puits de cuve 30, à l’intérieur duquel sont insérés de l’extérieur vers l’intérieur une couche en matériau isolant thermique 31, un revêtement de type liner 32 et la cuve primaire 10 du réacteur.
Le puits de cuve 30 est un bloc de forme générale extérieure de parallélépipède qui soutient le poids de la dalle 17 et donc des composants qu’elle-même supporte. Le puits de cuve 30 a pour fonctions de fournir une protection biologique et contre les agressions externes et également d’assurer un refroidissement de l’environnement externe pour maintenir des faibles températures. Typiquement, le puits de cuve 30 est un bloc de béton.
La couche de matériau isolant thermique 31 garantit l’isolation thermique du puits de cuve 30. Typiquement, la couche 31 est en mousse polyuréthane ou des silicates.
Le revêtement liner 32 garantit la rétention du sodium primaire en cas de fuite par la cuve primaire 10 et la protection du puits de cuve 30. Autrement dit, le liner 32, qui garantit la rétention du sodium primaire en cas de fuite par la cuve primaire s’apparente ici à une cuve de sécurité. Le liner 32 est en appui contre le puits de cuve 30 et sa partie haute est soudée à la dalle de fermeture 17. Typiquement, le liner 32 est en acier inoxydable AISI 316L.
L’espace E entre le revêtement liner 32 et la cuve primaire, appelé espace inter-cuves, est rempli d’un gaz thermiquement conducteur, comme de l’azote, afin de refroidir la surface de la cuve primaire 10 et également améliorer légèrement le transfert thermique vers le système d’EPuR. Il doit être suffisant pour permettre l’emplacement des systèmes d’inspections utilisés. Typiquement, l’épaisseur de l’espace inter-cuves E est variable entre environ 30 et 50 cm selon l’application. Dans l’application SFR divulguée, l’épaisseur E d’environ 30 cm est considérée.
On décrit maintenant le système 2 d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) au travers de la cuve primaire 10 selon cette demande FR3104311A1.
Le système EPUR 2 va permettre d’évacuer de manière complètement passive la puissance résiduelle à l’extérieur de la cuve primaire 10 en captant le rayonnement thermique émis par cette dernière dans l’espace inter-cuves E.
L’ensemble du système 2 selon cette demande FR3104311A1, et particulièrement le stockage thermique, doit être dimensionné pour respecter les deux modes de fonctionnement:
- en régime permanent (fonctionnement normal ou puissance nominale), de sorte à assurer la circulation naturelle du fluide caloporteur ;
- en régime EPuR (puissance résiduelle), fonction d’évacuation de la puissance résiduelle en situation accidentelle, i.e. avec perte partielle ou totale (Station blackout comme cas enveloppe) des moyens d’alimentation électriques de sorte à évacuer suffisamment de la puissance du cœur pour que celui ne monte pas trop en température pendant une durée cible, typiquement 7 jours comme actuellement envisagé.
Le système 2 comprend tout d’abord un circuit fermé 4 rempli d’un métal liquide, qui comprend :
- une nappe 40 d’une pluralité de tuyaux 400 en U, agencés dans l’espace inter-cuves E qui sont répartis autour de la cuve primaire 10 et qui s’étendent chacun le long de la cuve primaire 10 avec le fond des U en regard du fond de cette dernière,
- un premier collecteur 41, dit collecteur froid auquel est soudé directement à chacun des tuyaux de la nappe par sa branche 401 du U, dite branche froide, le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture 17,
- un deuxième collecteur 42, dit collecteur chaud auquel est soudé directement à chacun des tuyaux de la nappe par l’autre des branches 402 du U, dite branche chaude, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture 17, et de préférence à l’aplomb du premier collecteur froid 41,
- un échangeur monotube 43 dont une extrémité 431 est reliée au collecteur chaud 42 et l’autre extrémité 432 est reliée au collecteur froid 41.
La dalle de fermeture 17 soutient, sur sa partie supérieure les poids des pièces qui supportent les collecteurs froid 41 et chaud 42.
La dalle de fermeture 17 présente des ouvertures de différents types pour permettre l’insertion de chaque tuyau 400 de la nappe. Ainsi, chaque tube 400 rentre et sort par le haut de la dalle 17.
Dans le cas d’un réacteur à boucles comme illustré, certains tuyaux 400 peuvent contourner les branches du circuit primaire si elles sortent/rentrent des côtés de la cuve primaire 10.
Comme montré en , les branches froides 401 des tuyaux 400 en U sont complètement insérées à l’intérieur de la couche thermiquement isolante 31 afin de limiter sa montée en température, et d’éviter des phénomènes d’inversion de circulation du fluide et au final de permettre la circulation naturelle du métal liquide à l’intérieur interne de chaque tuyau 400.
La nappe de tuyaux a un diamètre qui est fonction du diamètre de la cuve primaire 10 et une hauteur suffisante pour avoir une surface nécessaire pour l’évacuation de la chaleur recherchée.
Autrement dit, le nombre total et la dimension des tuyaux 400 en forme de U qui composent la nappe 40 dépend du diamètre de la cuve primaire 10 et de la puissance du cœur 11 du réacteur nucléaire. Par exemple, le pas des tuyaux de la nappe peut être égal à 10 cm, ce qui est un bon compromis pour la fabrication et l’absorption de la chaleur par rayonnement.
Par exemple également, le diamètre externe de chaque tuyau 400 est fixée à une dimension standard de 5 cm, afin de minimiser les pertes de charge, réduire l’encombrement des tuyaux dans l’inter-cuves E et maximiser la surface exposée à la cuve primaire 10. L’épaisseur de chaque tuyau dépend des contraintes mécaniques exercées par le métal liquide interne et par son poids.
Le matériau de chaque tuyau 400 doit présenter des caractéristiques de bonne émissivité du côté de la branche chaude 402 qui absorbe la chaleur. Typiquement, le matériau des tuyaux est choisi parmi l’acier inoxydable AISI 316L, les aciers ferritiques, le nickel, l’Inconel®, l’Hastelloy®. Ce matériau dépend du fluide interne utilisé pour le circuit fermé 4.
Ce fluide interne caloporteur C est un métal liquide, stable chimiquement, de faible viscosité, bon conducteur et caloporteur thermique, compatible chimiquement avec toute la tuyauterie du circuit 4 et apte à fonctionner en convection naturelle dans un intervalle de température entre 150-600 °C. Typiquement, le métal liquide du circuit 4, peut être choisi parmi un alliage NaK, Pb-Bi, le sodium ou un des alliages ternaires des métaux liquides, …
Comme montré en , les collecteurs froid 41 et chaud 42 ont une forme générale toroïdale centrée autour de l’axe central (X) de la cuve primaire 10. Ces collecteurs 41, 42 sont en appui sur des pièces de support 44 directement soudées à la dalle de fermeture 17.
Chaque échangeur monotube 43 a pour fonction d’évacuer la chaleur absorbée par le fluide interne du système 2 en le refroidissant à sa sortie et en permettant à la fois d’évacuer un niveau suffisant de puissance nominale de façon à garantir le mouvement de convection naturelle du fluide caloporteur en permanence et une évacuation de la puissance résiduelle. Comme illustré, chaque échangeur monotube 43 est de préférence un tube de forme droite. Typiquement, chaque échangeur monotube 43 est en acier inoxydable AISI 316.
Comme illustré en figures 2 et 5, le système EPUR selon l’invention 2 comprend également une source froide 5 configurée pour absorber la chaleur évacuée par le rayonnement de la cuve primaire 10 à travers la totalité de la nappe 40 de tuyaux 400. Le dimensionnement de la source froide 5 dépend à la fois de la puissance du cœur 11 du réacteur qui détermine de fait la puissance résiduelle à évacuer, et de la durée du transitoire à tenir envisagée, qui nécessite donc une inertie thermique suffisante. Le point de fonctionnement en nominal (puissance nominale) influence également le dimensionnement de la source froide 5.
La source froide 5 comprend au moins un réservoir 50, de forme cylindrique, agencé à distance de la cuve primaire 10 et à un niveau supérieur par rapport à la dalle de fermeture 17. Chaque réservoir cylindrique 50, 50.1, 50.2 contient un matériau à changement de phase (MCP) de type solide-liquide dans lequel est inséré l’échangeur monotube 43. Chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 disperse par échange par convection naturelle avec l’extérieur et par rayonnement de ses parois vers l’extérieur une partie de la puissance évacuée pendant la phase accidentelle et la totalité de la chaleur évacuée par le système 2 pendant le fonctionnement à puissance nominale du réacteur.
Comme illustré, chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 a une forme générale cylindrique et est de préférence posé sur une base de béton pour soutenir son poids ainsi que celui du matériau MCP 51 et de l’échangeur monotube 43.
Les parois externes de chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 sont de préférence à haute émissivité pour augmenter la chaleur émise par rayonnement. Typiquement, chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 est en Hastelloy®-N ou en acier inoxydable 316.
Le dimensionnement de chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 dépend du matériau MCP qu’il contient et de la puissance à évacuer, en fonctionnement normal, ainsi qu’en cas d’EPuR.
De préférence, chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 est confiné dans un bâtiment de confinement 52. Ainsi, la source froide finale 5 du système 2 selon l’invention est protégée contre les possibles agressions externes.
Les parois internes du bâtiment de confinement 52 présentent de préférence des caractéristiques de forte émissivité, afin d’évacuer plus facilement la chaleur rayonnée par les parois externes du réservoir 50, 50.1, 50.2 qui y est logé.
Afin de mettre à distance optimale la source froide 5 de la cuve primaire 10, le circuit hydraulique 2 comprend une boucle de liaison 45, 45.1, 45.2 comprenant un ensemble de tuyauteries et le cas échéant de vannes entre les collecteurs froid 41 et chaud 42 et chaque échangeur monotube 43.
Plus précisément, comme illustré, chaque boucle de liaison 45, 45.1, 45.2 comprend une branche hydraulique 451 qui relie le collecteur froid 41 à l’extrémité froide 432 de l’échangeur monotube 43 en bas du réservoir 50 et une branche hydraulique 452 qui relie le collecteur chaud 42 à l’extrémité chaude 431 de l’échangeur monotube 43.
Ainsi, le collecteur froid 41 distribue l’écoulement du métal liquide interne de la branche froide 451 vers chaque branche froide 401 de chaque tube 400 à fond en U et le collecteur chaud 42 collecte le métal liquide interne qui provient de chaque branche chaude 401 de chaque tube 400 à fond en U pour l’amener à la branche chaude 452.
Autrement dit, le système proposé dans cette demande FR3104311A1 comprend un circuit intermédiaire supplémentaire par rapport aux installations existantes. Ce circuit supplémentaire permet de transférer la puissance du cœur vers le réservoir de stockage thermique externe au réacteur, ce stockage thermique évacuant à son tour la puissance thermique par perte thermique avec le bâtiment dans lequel il se trouve. Le fluide caloporteur qui circule par convection naturelle dans ce circuit est chauffé par la paroi externe de la cuve primaire 10 par rayonnement vers les nappes de tuyaux 400 placés autour de la cuve. Une fois chauffé, le fluide caloporteur se dirige vers la source froide 5 du système EPuR, où il est refroidi, ce qui lui permet de redescendre vers la cuve 10. Cette circulation naturelle fonctionne à la fois en régime permanent (fonctionnement normal du réacteur) et en régime EPuR. Le débit est plus élevé en régime EPuR car la puissance à évacuer est plus forte qu’en régime permanent.
Le matériau MCP agit comme un tampon thermique qui est adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide de l’échangeur monotube 43, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire (régime permanent) et pour passer à l’état liquide uniquement en situation accidentelle du réacteur nucléaire (régime EPuR) dégageant la puissance résiduelle.
Autrement dit, en régime permanent, il assure simplement le rôle d’échangeur thermique avec l’extérieur, de « point froid », pour maintenir l’écoulement du fluide caloporteur en convection naturelle. La puissance échangée doit être minimale, car elle est perdue pour le cycle, et toutefois suffisante pour maintenir le fluide caloporteur en mouvement de convection naturelle. L’utilisation dans le stockage d’un matériau MCP permet de bénéficier de sa chaleur latente lors de sa fonte en régime EPuR. Le matériau MCP contenu dans un réservoir 50, 50.1, 50.2 a pour fonction celle de tampon thermique, utile afin de limiter la montée en température du fluide caloporteur du système. Cet effet est obtenu grâce à la température quasi-constante du matériau pendant le changement de phase. Concrètement, si la température du fluide caloporteur du système monte moins rapidement, plus de chaleur est échangée entre la cuve et le fluide caloporteur par rayonnement : la fonction de refroidissement en cas d’EPuR est améliorée.
Pour améliorer le transfert de chaleur par la nappe des tubes et vers la source froide du système, le MCP doit avoir une conductivité thermique importante.
Pour un bon fonctionnement en situation accidentelle, le matériau MCP doit présenter des caractéristiques à la fois d’inertie thermique élevée (chaleur spécifique ainsi que densité élevées), de chaleur latente élevée, de point de fusion entre 250 et 400 °C, de température d’utilisation entre 150 °C (état solide) et 600 °C (état liquide).
Le matériau MCP doit aussi être chimiquement compatible avec le fluide interne du circuit fermé 2, de sorte qu’en cas d’interaction, suite à une fuite par l’échangeur monotube 43, aucun problème n’apparaît.
Typiquement, le matériau MCP est choisi parmi le cadmium lorsque le fluide caloporteur interne au circuit fermé 2 est un alliage NaK, ou le plomb, lorsque le fluide caloporteur est un alliage Pb-Bi.
Ainsi, ce type de stockage permet d’atteindre une plus forte densité énergétique par unité de volume qu’un stockage de type chaleur sensible basé sur la seule augmentation de température du matériau. Le système 2 reste entièrement passif car l’écoulement de fluide est dû à la convection naturelle uniquement et le refroidissement externe se fait par rayonnement et par convection naturelle au niveau des parois externes du (des) réservoir(s) 50, 50.1, 50.2 stockant le MCP.
L’exemple de réalisation du stockage du matériau MCP dans cette demande FR3104311A1 est montré à la . L’échangeur monotube 43 est sous la forme d’une spire/d’un serpentin dans lequel circule le fluide caloporteur, et qui s’étend sur la hauteur d’un réservoir 50.
Le matériau 51 MCP est constitué d’une poudre ou d’un ensemble de sphères des petites dimensions qui améliorent la conduction de la chaleur tout en facilitant leur emplacement dans le réservoir 50 au sein et autour de l’échangeur monotube 43.
Avec une telle géométrie, le respect des deux modes de fonctionnement précités nécessite :
- un éloignement entre spire 43 et paroi externe 500 du réservoir 50 qui soit suffisant pour assurer une résistance thermique suffisante pour limiter les pertes thermiques vers l’extérieur en régime permanent. L’épaisseur de MCP entre la spire 43 et la paroi du stockage 500 est déterminée pour assurer toutefois une perte suffisante pour que la convection naturelle du fluide caloporteur soit maintenue.
- une longueur de spire et un diamètre de spire 43 suffisants pour échanger la puissance entre le fluide caloporteur et le MCP ;
- un volume de MCP suffisant pour assurer une limitation de la température du fluide caloporteur, et donc du cœur pendant la durée cible, typiquement de 7 jours.
Cet exemple de réalisation du stockage MCP n’est pas complètement satisfaisant car le respect des trois contraintes énumérées conduirait à un volume de stockage très important.
Une autre configuration possible est montrée à la : elle consiste à remplacer la spire 43 par de multiples tubes 430 agencés en parallèle et noyés dans le matériau 51 MCP, le tout étant entouré par une couche isolante thermique 433 déposée sur la paroi externe 500 du réservoir 50. Les tubes 430 permettent, d’améliorer la puissance échangée en augmentant la surface d’échange entre le fluide caloporteur et le MCP et le volume de MCP effectivement sollicité à chaque instant, et la couche isolante thermique 433 permet d’obtenir le bon niveau de perte thermique en régime permanent, bien que les tubes 430 qui sont à la périphérie soient proches de la paroi 500. Ces modifications permettent de bien respecter toutes les contraintes en régime permanent et en régime EPuR et de limiter la taille du réservoir de stockage 50 en exploitant tout le MCP, y compris celui à proximité de la paroi 500. Cette configuration permet de plus de limiter les pertes de charge lors du passage du fluide caloporteur dans le stockage, ce qui est favorable pour l’écoulement par convection naturelle du fluide caloporteur. Cela permet notamment de limiter la perte thermique nécessaire pour maintenir le mouvement de convection naturelle en régime permanent.
En revanche, en régime EPuR, cette configuration de la n’est pas complètement satisfaisante. En effet, la couche isolante 433 devient gênante pour évacuer la puissance vers l’extérieur du réservoir 50: elle retarde l’évacuation de puissance vers l’extérieur, ce qui induit une augmentation de la température dans le réservoir 50, et in-fine dans le circuit caloporteur et dans le stockage MCP.
Il existe donc un besoin d’améliorer les systèmes EPuR des réacteurs nucléaires refroidis au métal liquide, notamment afin d’améliorer les solutions d’évacuation de la chaleur depuis la source froide vers l’extérieur, comme celle proposée dans la demande de brevet FR3104311A1 et celle illustrée à la .
Le but de l’invention est de répondre au moins en partie à ce besoin.
Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, comprenant :
- une cuve dite cuve primaire, remplie d’un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur ;
- un puits de cuve agencé autour de la cuve primaire en définissant un espace inter-cuves ;
- une dalle de fermeture, pour enfermer le métal liquide à l’intérieur de la cuve primaire ;
- un système d’évacuation à la fois d’au moins une partie de la puissance nominale et de la puissance résiduelle du réacteur en situation accidentelle, le système comprenant :
un circuit fermé rempli d’un liquide caloporteur comprenant :
- une nappe d’une pluralité de tuyaux en U, agencés dans l’espace inter-cuves, en étant répartis autour de la cuve primaire et en s’étendant chacun le long de la cuve primaire avec le fond des U en regard du fond de cette dernière,
- un premier collecteur, dit collecteur froid, auquel est soudé chacun des tuyaux de la nappe relié par l’une des branches du U, dite branche froide, , le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture,
- un deuxième collecteur, dit collecteur chaud, auquel est soudé chacun des tuyaux de la nappe relié par l’autre des branches du U, dite branche chaude, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture,
- un échangeur dont une extrémité est reliée au collecteur froid et l’autre extrémité est reliée au collecteur chaud,
le circuit étant configuré pour que le liquide caloporteur y circule par convection naturelle et reste à l’état liquide en fonctionnement en situation accidentelle dégageant la puissance résiduelle ;
une source froide comprenant :
- au moins un réservoir agencé à distance de la cuve primaire et au-dessus de la dalle de fermeture, le réservoir contenant un matériau à changement de phase (MCP) de type solide-liquide dans lequel est inséré l’échangeur, le matériau MCP étant adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide de l’échangeur, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en situation accidentelle dégageant la puissance résiduelle ;
- une couche isolante thermique agencée pour être fixée de manière amovible sur au moins une partie de la paroi externe du réservoir en couvrant cette dernière et s’en détacher de manière passive lorsque la température de ladite paroi atteint une valeur seuil prédéterminée.
Pour un fonctionnement en régime EPuR, cette température prédéterminée est supérieure à celle atteinte en régime nominal.
Avantageusement, la couche isolante thermique est agencée pour chuter par gravité lorsqu’elle se détache de la paroi externe du réservoir.
Selon un mode de réalisation avantageux, la couche isolante comprend une pluralité de panneaux isolants thermiques jointifs.
Selon un autre mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend au moins un dispositif passif de fixation amovible de la couche isolante thermique configuré pour fixer la couche isolante thermique jusqu’à la température seuil prédéterminée et pour la détacher de manière passive au-dessus de la température seuil.
Selon ce mode, le réacteur comprend de préférence au moins un dispositif passif de fixation amovible par panneau isolant thermique.
Selon ce mode et une variante de réalisation avantageuse, le réservoir est en matériau magnétique, le dispositif passif de fixation amovible comprend au moins un aimant permanent fixé sur chaque panneau isolant thermique, l’aimant étant aimanté à la paroi externe du réservoir au-dessous de la température seuil, la température de Curie à partir de laquelle l’aimant perd ses propriétés magnétiques étant déterminée en fonction de la température seuil.
De préférence, l’aimant permanent est en alliage Fe-Ni.
Selon un autre mode de réalisation avantageux, la paroi externe du réservoir comprend une pluralité d’ailettes recouvertes par la couche isolante thermique lorsque celle-ci couvre ladite paroi.
Avantageusement, au moins une de la pluralité des ailettes est insérée dans chaque panneau isolant thermique.
Selon un autre mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend en outre au moins un dispositif actif de fixation amovible de la couche isolante thermique configuré pour fixer la couche isolante thermique et être activé sur commande par un utilisateur pour détacher cette dernière de la paroi externe du réservoir, quelle que soit la température de cette dernière. . Autrement dit, le détachement de la couche isolante thermique peut être déclenché de manière active quand un opérateur le décide.
Selon ce mode, le dispositif actif de fixation amovible comprend de préférence au moins un dispositif passif de fixation amovible par panneau isolant thermique.
La source froide peut comprendre un ou plusieurs, notamment deux réservoirs distincts.
De préférence, un des deux échangeurs des deux réservoirs distincts est relié à une extrémité du collecteur qui est opposée à celle à laquelle est relié à l’autre des échangeurs.
Selon une variante de réalisation avantageuse, le(s) échangeur(s) est(sont) divisé(s) en de multiples tubes agencés en parallèle dans chaque réservoir et entourés par le matériau MCP. Le MCP peut être en contact directement avec les tubes ou indirectement. Dans ce dernier cas, la paroi de boites en acier peut être en contact avec la paroi d’un tube.
Selon une configuration avantageuse, le réacteur comprend une boucle de circulation comprenant au moins une branche hydraulique reliant le collecteur froid à l’extrémité de l’échangeur monotube et au moins une branche hydraulique reliant le collecteur froid à l’extrémité de l’échangeur, et le cas échéant une ou plusieurs autre(s) composant(s) fluidique(s).
Selon une autre configuration avantageuse, le réacteur comprend au moins un bâtiment de confinement pour confiner chaque réservoir du système d’évacuation.
Le liquide caloporteur du circuit d’évacuation de la puissance résiduelle est de préférence un métal liquide choisi parmi un alliage binaire plomb-bismuth (Pb-Bi), un alliage binaire sodium-potassium, tel que NaK, ou d’autres alliages ternaires des métaux liquides.
De préférence, le matériau MCP remplissant le(s) réservoir(s) est choisi parmi le plomb, le cadmium, le zinc ou un alliage de zinc de type zamak, l’étain et ses alliages avec le plomb, ou un mélange ternaire carbonate Li-Na-K.
Le(s) réservoir(s) du système d’évacuation est(sont) avantageusement en Hastelloy® ou en acier inoxydable ferritique, à base nickel, dont en Hastelloy® et Inconel®.
L’invention consiste donc essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire intégrant un système qui garantit à la fois:
- une évacuation de la puissance résiduelle de manière totalement passive dès l’instant initial de l’accident ;
- une évacuation de la puissance à travers la cuve primaire;
- la présence d’une source froide finale avec un réservoir intégrant un échangeur divisé en plusieurs tubes parallèles entre lesquels un matériau MCP est inséré, le réservoir étant entouré d’une couche isolante thermique qui puisse être détachée de manière passive en cas d’atteinte d’une température seuil prédéterminée.
La couche isolante thermique est de préférence constituée d’une pluralité de panneaux isolants thermiques qui entoure avantageusement toute l’enveloppe latérale du réservoir de stockage.
Le détachement de façon passive de la couche isolante thermique amovible peut, par exemple, être assuré par un aimant permanent fixé sur l’isolant et qui perd ses propriétés magnétiques à la température de Curie déterminée en fonction de la température seuil.
La couche isolante thermique amovible selon l’invention permet :
- de limiter les échanges thermiques vers l’extérieur en régime permanent tout en positionnant les tubes d’échangeur en proche paroi, ce qui permet de de mieux transférer la chaleur vers le stockage et de mieux utiliser la totalité du MCP;
- de modifier la résistance thermique entre le réservoir de stockage et l’extérieur de façon passive lors du passage du régime permanent au régime EPuR, ce qui maintient le caractère totalement passif du système ;
- dans la variante avec ailettes s’étendant depuis la paroi du réservoir vers l’extérieur, d’augmenter la puissance échangée vers l’extérieur de façon très importante dès le décrochage/détachement de la couche isolante thermique en combinant la suppression de la résistance thermique liée à l’isolant thermique entre la paroi du réservoir et l’extérieur avec une augmentation de la surface d’échange entre la paroi du réservoir et l’environnement extérieur.
Ces avantages permettent d’évacuer plus efficacement la chaleur du stockage comparativement à la solution selon la demande FR3104311A1: la température du matériau contenu dans le stockage monte moins rapidement et peut donc ralentir la montée en température du fluide caloporteur. L’efficacité du stockage est donc améliorée. Autrement dit, la mise en œuvre d’une couche isolante capable de se détacher de façon passive permet de réduire les dimensions nécessaires du stockage à la fois en fonctionnement normal pour permettre la convection naturelle du fluide caloporteur et en situation accidentelle pour évacuer la puissance résiduelle en limitant la montée en température du cœur et de la cuve primaire du réacteur pendant une durée définie, typiquement de 7 jours.
Par ailleurs, le système EPuR selon l’invention conserve les mêmes avantages que ceux selon la demande FR3104311A1, par la façon d’évacuer suffisamment la puissance de manière totalement passive, par l’extérieur de la cuve primaire, en exploitant son rayonnement à hautes températures, de l’ordre de 600 °C, vers l’espace inter-cuves et grâce au détachement de la couche isolante thermique du stockage du système EPuR.
Le système présente donc des forts aspects de diversifications et rupture par rapport aux autres systèmes d’EPuR connus et utilisés, qui lui donnent des caractéristiques de sûreté passive améliorée et d’absence de délais d’intervention, étant donné la circulation du fluide interne permanente. Ainsi, en cas de manque de tension généralisée (MdTG), la fonction d’EPuR est assurée sans besoin de contrôle-commande, d’opérateur ou de source froide en contact avec l’extérieur du type eau ou air. On parle alors de sûreté intrinsèque ou en anglais de réacteur « walk-away safe ».
Le système selon l’invention marche en permanence, aussi bien en fonctionnement normal du réacteur à puissance nominale, qu’en situation accidentelle.
L’évacuation de la puissance résiduelle de manière totalement passive, dès le début de l’accident est garantie par la circulation naturelle permanente du fluide caloporteur interne qui a également lieu en fonctionnement normal. Cette circulation naturelle permanente est rendue possible grâce à la différence de densité du fluide entre les branches chaudes et froides des tuyaux en U, ainsi qu’à leur hauteur.
L’évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire est avantageuse car cette fonction peut aussi être garantie à priori en cas d’accident grave ou séisme, qui amènent à des déformations importantes des structures internes à la cuve. Dans de telles conditions extrêmes, des systèmes internes à la cuve, comme ceux existants ne pourraient pas correctement accomplir cette fonction de sûreté.
La diversification de la source froide, ainsi que le fonctionnement passif du système EPUR selon l’invention renforcent le concept de sûreté de l’installation vis-à-vis des agressions externes ainsi que de la défaillance d’un autre système.
En outre, la mise en œuvre d’un matériau MCP permet d’atteindre des dimensions plus compactes par rapport à une source froide finale du type métal liquide/air.
Si besoin, on peut envisager l’ajout de thermopompes pour améliorer le débit de circulation du liquide caloporteur interne au circuit fermé.
L’invention s’applique à tous les réacteurs nucléaires refroidis au sodium liquide, quelle que soit leur configuration, caractérisant le mode du circuit primaire, de petite ou moyenne puissances ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), typiquement d’une puissance de fonctionnement entre 100 et 500 MWth pour un réacteur calogène et entre 50 et 200 MWe pour un réacteur électrogène, à savoir :
- les RNR intégrés pour lesquels les pompes primaires et les échangeurs sont entièrement contenus à l'intérieur de la cuve principale renfermant le cœur et sont plongés dans le fluide de refroidissement de ladite cuve principale à travers la dalle de fermeture de cette cuve.
- les RNR partiellement intégrés (« hybrides ») pour lesquels seules les pompes primaires sont contenues à l'intérieur de la cuve principale renfermant le cœur;
- les RNR dits « à boucles » pour lesquels les pompes primaires et les échangeurs de chaleur intermédiaires sont placés dans des cuves dédiées à l'extérieur de la cuve principale du réacteur qui ne contient plus que le cœur et la structure interne, la cuve principale et la cuve composant étant reliées par des tuyauteries primaires.
Le liquide caloporteur du circuit EPuR est de préférence un métal liquide choisi parmi un alliage binaire plomb-bismuth (Pb-Bi), un alliage binaire sodium-potassium (NaK), le sodium ou d’autres alliages ternaires des métaux liquides.
Le matériau MCP remplissant le(s) réservoir(s) est de préférence choisi parmi le plomb, le cadmium, le zinc ou un alliage de zinc de type zamak, l’étain et ses alliages avec le plomb, ou un mélange ternaire carbonate Li-Na-K.
Le(s) réservoir(s) du système d’évacuation est(sont) de préférence en Hastelloy® ou en acier inoxydable ferritique, à base nickel, dont en Hastelloy® et Inconel®.
Les tuyaux et collecteurs chaud et froid du circuit, et le cas échéant les composants de la boucle, sont de préférence en un matériau choisi parmi l’acier inoxydable AISI 316L ou 304L, des aciers ferritiques, des alliages à base nickel, l’Inconel®, l’Hastelloy®.
Les applications privilégiées de l’invention sont les réacteurs de petite taille (SMR) de la filière GenIV, notamment les réacteurs refroidis au sodium et au plomb.
En dehors de l’aspect sûreté, l’invention peut également être mise en œuvre pour le fonctionnement normal pour une plus grande flexibilité pour le suivi de charge.
D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes.
Claims (19)
- Réacteur nucléaire (1) à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, comprenant :
- une cuve (10) dite cuve primaire, remplie d’un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur ;
- un puits de cuve (30) agencé autour de la cuve primaire en définissant un espace inter-cuves ;
- une dalle de fermeture (17), pour enfermer le métal liquide à l’intérieur de la cuve primaire ;
- un système (2) d’évacuation à la fois d’au moins une partie de la puissance nominale, de la puissance résiduelle du réacteur en situation accidentelle, le système comprenant :
un circuit fermé (4) rempli d’un liquide caloporteur comprenant :- une nappe (40) d’une pluralité de tuyaux (400) en U, agencés dans l’espace inter-cuves, en étant répartis autour de la cuve primaire et en s’étendant chacun le long de la cuve primaire avec le fond des U en regard du fond de cette dernière,
- un premier collecteur (41), dit collecteur froid, auquel est soudé chacun des tuyaux de la nappe par l’une (401) des branches du U, dite branche froide, , le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture,
- un deuxième collecteur (42), dit collecteur chaud, auquel est soudé chacun des tuyaux de la nappe par l’autre (402) des branches du U, dite branche chaude de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture,
- un échangeur (43) dont une extrémité (431) est reliée au collecteur froid et l’autre extrémité (432) est reliée au collecteur chaud,
une source froide (5) comprenant :
- au moins un réservoir (50, 50.1, 50.2) agencé à distance de la cuve primaire et au-dessus de la dalle de fermeture, le réservoir contenant un matériau (51) à changement de phase (MCP) de type solide-liquide dans lequel est inséré l’échangeur, le matériau MCP étant adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide de l’échangeur, à l’état solide en fonctionnement normal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en situation accidentelle dégageant la puissance résiduelle ;
- une couche isolante thermique (6) agencée pour être fixée de manière amovible sur au moins une partie de la paroi externe (500) du réservoir (50) en couvrant cette dernière et s’en détacher de manière passive lorsque la température de ladite paroi atteint une valeur seuil prédéterminée. - Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, la couche isolante thermique (6) étant configurée pour chuter par gravité lorsqu’elle se détache de la paroi externe du réservoir.
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1 ou 2, la couche isolante (6) comprenant une pluralité de panneaux isolants thermiques (60) jointifs.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications 1 à 3, comprenant au moins un dispositif passif (7) de fixation amovible de la couche isolante thermique (6) configuré pour fixer la couche isolante thermique jusqu’à la température seuil prédéterminée et pour la détacher de manière passive au-dessus de la température seuil.
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 3 en combinaison avec la revendication 4, comprenant au moins un dispositif passif de fixation amovible par panneau isolant thermique.
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 5, le réservoir étant en matériau magnétique, le dispositif passif de fixation amovible comprenant au moins un aimant permanent (7) fixé sur chaque panneau isolant thermique, l’aimant étant aimanté à la paroi externe du réservoir au-dessous de la température seuil, la température de Curie à partir de laquelle l’aimant perd ses propriétés magnétiques étant déterminée en fonction de la température seuil.
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 6, l’aimant permanent étant en alliage Fe-Ni.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la paroi externe du réservoir comprenant une pluralité d’ailettes (501) recouvertes par la couche isolante thermique lorsque celle-ci couvre ladite paroi.
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 3 en combinaison avec la revendication 8, au moins une de la pluralité des ailettes étant insérée dans chaque panneau isolant thermique.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant en outre au moins un dispositif actif (8) de fixation amovible de la couche isolante thermique configuré pour fixer la couche isolante thermique et être activé sur commande par un utilisateur pour détacher cette dernière de la paroi externe du réservoir, quelle que soit la température de cette dernière.
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 10, comprenant en outre au moins un dispositif passif de fixation amovible par panneau isolant thermique.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la source froide (5) comprenant un ou plusieurs, notamment deux réservoirs distincts (50.1, 50.2).
- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 12, un des deux échangeurs des deux réservoirs distincts étant relié à une extrémité du collecteur qui est opposée à celle à laquelle est relié à l’autre des échangeurs.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) échangeur(s) étant divisé(s) en de multiples tubes (430) agencés en parallèle dans chaque réservoir et entourés par le matériau (51) MCP.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant une boucle de circulation (45) comprenant au moins une branche hydraulique (451) reliant le collecteur froid à l’extrémité de l’échangeur monotube et au moins une branche hydraulique (452) reliant le collecteur chaud à l’extrémité de l’échangeur, et le cas échéant une ou plusieurs autre(s) composant(s) fluidique(s).
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins un bâtiment de confinement (52) pour confiner chaque réservoir du système d’évacuation.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le liquide caloporteur du circuit d’évacuation de la puissance résiduelle étant un métal liquide choisi parmi un alliage binaire plomb-bismuth (Pb-Bi), un alliage binaire sodium-potassium, tel que NaK, ou d’autres alliages ternaires des métaux liquides.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le matériau MCP remplissant le(s) réservoir(s) étant choisi parmi le plomb, le cadmium, le zinc ou un alliage de zinc de type zamak, l’étain et ses alliages avec le plomb, ou un mélange ternaire carbonate Li-Na-K.
- Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) réservoir(s) du système d’évacuation étant en Hastelloy® ou en acier inoxydable ferritique, à base nickel, dont en Hastelloy® et Inconel®.
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR2113633A FR3131060B1 (fr) | 2021-12-16 | 2021-12-16 | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. |
| JP2022200285A JP7446401B2 (ja) | 2021-12-16 | 2022-12-15 | 相変化材料熱貯留器と、相変化材料貯留器の周りの取り外し可能な熱絶縁層とを伴う受動的崩壊熱除去システムを組み込む、液体金属によって冷却される原子炉 |
| US18/066,405 US20230197301A1 (en) | 2021-12-16 | 2022-12-15 | Nuclear reactor cooled by liquid metal incorporating a passive decay heat removal system with a phase change material thermal reservoir and a removable thermally-insulating layer around the phase change material reservoir |
| CN202211627441.5A CN116266488A (zh) | 2021-12-16 | 2022-12-16 | 通过液态金属冷却的、包括被动衰变热排出***的核反应堆 |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR2113633 | 2021-12-16 | ||
| FR2113633A FR3131060B1 (fr) | 2021-12-16 | 2021-12-16 | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR3131060A1 true FR3131060A1 (fr) | 2023-06-23 |
| FR3131060B1 FR3131060B1 (fr) | 2023-12-08 |
Family
ID=80787400
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR2113633A Active FR3131060B1 (fr) | 2021-12-16 | 2021-12-16 | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20230197301A1 (fr) |
| JP (1) | JP7446401B2 (fr) |
| CN (1) | CN116266488A (fr) |
| FR (1) | FR3131060B1 (fr) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11837374B2 (en) * | 2021-04-14 | 2023-12-05 | Terrapower, Llc | Zamak stabilization of spent sodium-cooled reactor fuel assemblies |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013076675A (ja) | 2011-09-30 | 2013-04-25 | Toshiba Corp | 液体金属冷却原子炉用受動冷却システム |
| KR20150108999A (ko) | 2014-03-18 | 2015-10-01 | 한국과학기술원 | 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 |
| CN103923612B (zh) * | 2013-12-26 | 2017-10-27 | 深圳市爱能森科技有限公司 | 石英砂复合二元硝酸熔盐传热蓄热介质及其制备方法 |
| FR3104311A1 (fr) | 2019-12-09 | 2021-06-11 | Commissariat A L Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011242160A (ja) | 2010-05-14 | 2011-12-01 | Toshiba Corp | 液体金属冷却原子炉 |
| JP2020173201A (ja) | 2019-04-12 | 2020-10-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 非常用復水器システム |
-
2021
- 2021-12-16 FR FR2113633A patent/FR3131060B1/fr active Active
-
2022
- 2022-12-15 JP JP2022200285A patent/JP7446401B2/ja active Active
- 2022-12-15 US US18/066,405 patent/US20230197301A1/en active Pending
- 2022-12-16 CN CN202211627441.5A patent/CN116266488A/zh active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013076675A (ja) | 2011-09-30 | 2013-04-25 | Toshiba Corp | 液体金属冷却原子炉用受動冷却システム |
| CN103923612B (zh) * | 2013-12-26 | 2017-10-27 | 深圳市爱能森科技有限公司 | 石英砂复合二元硝酸熔盐传热蓄热介质及其制备方法 |
| KR20150108999A (ko) | 2014-03-18 | 2015-10-01 | 한국과학기술원 | 루프형 써모사이펀을 이용한 액체금속로 외벽냉각 장치 |
| FR3104311A1 (fr) | 2019-12-09 | 2021-06-11 | Commissariat A L Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| HOURCADE E ET AL.: "ASTRID Nuclear Island design: update in French-Japanese joint team development of Decay Heat Removal system", ICAPP, 2018 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR3131060B1 (fr) | 2023-12-08 |
| JP2023089972A (ja) | 2023-06-28 |
| CN116266488A (zh) | 2023-06-20 |
| JP7446401B2 (ja) | 2024-03-08 |
| US20230197301A1 (en) | 2023-06-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| FR3104311A1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) | |
| CN106683720B (zh) | 一种管壳式铅基合金冷却反应堆 | |
| RU2687288C1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
| WO2013107871A1 (fr) | Module sous-marin de production d'energie electrique | |
| FR3131060A1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide avec réservoir thermique à matériau à changement de phase (MCP) et couche isolante thermique amovible autour du réservoir à MCP. | |
| WO2013107874A1 (fr) | Module immergé de production d'énergie électrique | |
| EP0006802B1 (fr) | Chaudière nucléaire à métal liquide caloporteur | |
| WO2013107878A1 (fr) | Module de production d'énergie électrique | |
| FR3127840A1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide modulaire. | |
| WO2013107863A1 (fr) | Module immergé de production d'énergie | |
| WO2013107879A1 (fr) | Module immergé ou sous-marin de production d'énergie électrique | |
| McDaniel et al. | A Sodium-Cooled Thermal-Spectrum Fission Battery | |
| WO2013107873A1 (fr) | Module immergé de génération d'énergie électrique | |
| FR2944377A1 (fr) | Systeme d'arret a froid pour reacteur refroidi au sodium. | |
| FR3143827A1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide ou à sel(s) fondu(s) intégrant un système d’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) à travers la cuve primaire de réacteur, comprenant un module d’ailettes pivotantes à déclenchement passif ou actif, localisées dans l’espace inter-cuves. | |
| EP3945531B1 (fr) | Réacteur et procédé de sécurité pour réacteur en cas de fusion du coeur | |
| EP3945530A1 (fr) | Réacteur et procédé de sécurité pour réacteur en cas de fusion du coeur | |
| Kambe et al. | RAPID-L and RAPID operator free fast reactor concepts without any control rods | |
| JP2023533837A (ja) | 原子力発電プラント | |
| EP4390972A1 (fr) | Installation comprenant au moins un réacteur nucléaire et une fosse de stockage thermique agencée au moins en partie au-dessus du réacteur et reliée à un réseau de chaleur | |
| WO2024133281A1 (fr) | Installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire modulaire (smr) et un puits de cuve délimitant un bassin d'eau dans lequel le bloc réacteur smr est immergé | |
| FR3113333A1 (fr) | Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves | |
| Keller et al. | Passive cooling to cold shutdown | |
| Hejzlar et al. | Passive pressure tube light water reactors | |
| WO2024133455A1 (fr) | Réacteur nucléaire à eau pressurisée (rep) de type modulaire (smr) à pressuriseur sans aspersion d'eau |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 2 |
|
| PLSC | Publication of the preliminary search report |
Effective date: 20230623 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 3 |