WO2013107817A1 - Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau sous pression - Google Patents

Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau sous pression Download PDF

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WO2013107817A1
WO2013107817A1 PCT/EP2013/050836 EP2013050836W WO2013107817A1 WO 2013107817 A1 WO2013107817 A1 WO 2013107817A1 EP 2013050836 W EP2013050836 W EP 2013050836W WO 2013107817 A1 WO2013107817 A1 WO 2013107817A1
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WO
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water
condenser
steam
source
reactor
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PCT/EP2013/050836
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Charles FRIBOURG
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Societe Technique Pour L'energie Atomique Technicatome
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    • 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
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to the field of pressurized water nuclear reactors and relates more particularly to the evacuation of the residual power of the core of this reactor after stopping the latter.
  • the document US6795518 describes the characteristics of an integrated pressurized water reactor (ie the steam generator is in the reactor vessel) comprising a passive device for evacuating the residual power using the steam coming from the secondary side of the steam generator of the reactor vessel.
  • the steam from the steam generator condenses on the tubes of a condenser by cooling with water contained in an inertial capacity; the water from the inertial capacity circulates by natural circulation as well as the vapor that circulates naturally between the SG and the external condenser.
  • the triggering of this system is carried out passively by a valve opening without external energy input.
  • the passive residual power evacuation system uses isolation valves to isolate the condenser of the containment to prevent any risk of dispersion of the radioactivity out of the enclosure.
  • the containment housing houses the main equipment of the nuclear boiler, protects against external accidents (earthquakes, projectiles, floods, ...) and is the third barrier preventing the release of radioactive products into the environment after the fuel sheath and tank reactor. If a breach occurs on the connections between the containment and the condenser, it is necessary to activate the closing of the isolation valves to prevent secondary water from flowing out of the containment (especially in inertial capacity). Such closure de facto the non-functioning of the residual power evacuation system. Similarly, in the absence of power supply, the isolation valves are closed by default (so as to ensure isolation of the containment): as soon as the valves are closed, the evacuation system of the Residual power can no longer work.
  • the residual power evacuation system requires a starting phase, even passive, it is necessary to set up dedicated monitoring systems to periodically test the power evacuation system so as to ensure its operation in case of loss of power to the cooling systems of the heart.
  • the present invention proposes to provide a system for evacuating the residual power of a pressurized-water nuclear reactor and a reactor incorporating such a system making it possible to evacuate the residual power, including in case of a water gap.
  • secondary supply in the steam generator supplying the turbine said system not comprising an isolation valve between the containment enclosure and the condenser, being capable of being tested during reactor power operation and requiring neither activation time nor action of an operator.
  • the invention proposes a system for evacuating the residual power of a nuclear reactor comprising a containment enclosure integrating a primary enclosure including the reactor core, said system comprising:
  • At least one vapor source adapted to be housed in the containment chamber of the reactor in which the primary water heated by the heart circulates and warms the secondary water circulating in said source of steam;
  • At least one condenser adapted to be housed in the confinement enclosure, including:
  • ⁇ a condenser connection connected to an intermediate water circuit and adapted to ensure the circulation of said intermediate water in a closed circuit between the water supply and the condenser;
  • a hot connection ensuring the natural circulation of the steam from the steam source to the at least one condenser, said at least one condenser being able to condense the water vapor circulating in the hot connection by thermal contact with the intermediate water flowing in said condenser link;
  • At least one heat recovery unit positioned on the intermediate water circuit, said at least one heat recovery unit being traversed by a feed water circuit, said feed water being capable of being heated by thermal contact with the intermediate water circulating through said heat recovery unit.
  • the present invention also relates to a pressurized water nuclear reactor comprising:
  • a containment enclosure integrating a primary enclosure including the reactor core
  • a system for evacuating the residual power of said nuclear reactor comprising:
  • said condenser housed in the confinement chamber and arranged at a height greater than said source of vapor, said condenser including:
  • an intermediate water circuit for circulating said intermediate water in a closed circuit between the intermediate water reserve and the condenser via its condenser connection;
  • a hot connection connecting the steam outlet of the steam source with the at least one condenser so that the at least one condenser condenses the water vapor flowing in the hot connection by thermal contact with the intermediate water circulating in said connection; condenser;
  • a cold connection connecting the condenser recuperator with the secondary water inlet of the steam source; o a food water circuit; at least one heat recovery unit positioned on the intermediate water circuit and arranged at a height higher than said condenser, said at least one heat recovery unit being traversed by a feed water circuit, said feed water being heated by thermal contact with the intermediate water flowing through said heat recovery unit.
  • the residual power evacuation system and the reactor according to the invention may also have one or more of the following characteristics, considered individually or in any technically possible combination:
  • said at least one heat recovery unit is a condenser or a heat exchanger or a U-shaped heat exchanger
  • said at least one heat recovery unit is adapted to be housed outside the confinement enclosure
  • said at least one heat recovery unit is housed in the water reserve
  • said at least one heat recovery unit comprises insulated walls
  • said source of steam is a simple steam generator and / or a methodical steam generator and / or a micro-channel steam generator;
  • said system is adapted to operate continuously when the reactor is operating, generating a loss of thermodynamic efficiency of less than 3% of the nominal power during operation of the reactor and advantageously less than 1% of the nominal power during operation. reactor;
  • said source of steam is arranged in the primary enclosure above the core for producing a natural circulation of the primary water; said water reserve is arranged on the side or above said confinement enclosure;
  • said source of steam is housed in the primary chamber of the reactor; said source of steam is a dedicated source;
  • said system is dimensioned so as to dissipate a residual power less than or equal to 3% of the nominal power of the reactor;
  • said condenser is housed near the side walls of said confinement enclosure; thus, by proximity means a distance between the condenser and the wall of the containment of the order of 1 meter or less than 1 meter.
  • the residual power evacuation system has no passive or active opening / closing valve which would open during the transition from normal operation to accidental operation in which, in particular, the normal system for cooling the core is unavailable.
  • the principle of the invention based on a permanent operation of the residual power evacuation system.
  • the subject of the present invention is also a nuclear reactor comprising a containment enclosure integrating a primary enclosure including the reactor core and a system for evacuating the residual power according to the invention, said reactor being characterized in that said condenser is housed near the side walls of said confinement enclosure.
  • FIG. 1 shows schematically a first embodiment of a passive residual power evacuation system according to the invention integrated in a nuclear reactor
  • FIG. 2 represents a variant of the first mode illustrated in FIG. 1;
  • FIG. 3 schematically shows a second embodiment of a passive residual power evacuation system according to the invention, integrated in a nuclear reactor.
  • FIG. 1 thus schematically represents a nuclear reactor 100 according to the invention which comprises two main elements:
  • the water supply 102 is here shown on the side of the enclosure 101 but it is understood that it can be placed all around the enclosure 101 or above it.
  • the water reserve 102 is not directly contiguous to the containment enclosure 101.
  • This reserve of ordinary water 102 must have a large volume of water 103, the greater the need to delay any human action.
  • the water of the water reservoir 102 is ordinary water so that the water reserve can be filled when it empties; for this purpose, dry sheaths (not shown) may be provided to ensure remote filling. It should be noted that the water reserve 102 is not pressurized so that the water of this reserve 102 at the highest level is substantially at atmospheric pressure.
  • the containment enclosure 101 comprises:
  • At least one condenser 105 At least one condenser 105.
  • the containment shelter houses the main equipment of the nuclear boiler, protects against external accidents (earthquakes, projectiles, floods, ...) and constitutes the third barrier preventing the release of radioactive products into the environment.
  • the condenser 105 is formed by a recuperator 106 (ie a receptacle adapted to receive the water condensed by the condenser) and a condenser link 107 housed inside the recuperator 106.
  • the condenser link 107 is connected at both ends to the tubes 110 and 111, the assembly forming an intermediate water circulation loop 210 whose ends 109 and 108 enter the water reserve 102, the end 109 being situated above the end 108.
  • the primary enclosure 104 constitutes the pressure vessel of the nuclear reactor 100; the nuclear reactor 100 is indifferently a type of integrated reactor, loop or compact.
  • the nuclear reactor 100 is an integrated type reactor so that the reactor vessel 104 comprises, in a known manner:
  • the reactor core 113 formed of nuclear fuel assemblies and housed in the bottom in the middle of the primary enclosure 104;
  • At least one steam generator 114 placed above the core 113 on the periphery of the primary enclosure 104.
  • a circulation of primary water called “primary circuit”
  • primary circuit is organized inside the primary enclosure 104 to remove heat from the heart to the steam generator 114.
  • a peripheral downward movement (arrows 117).
  • Circulating primary pumps are installed in or around the primary enclosure 104, to provide the necessary energy to the primary water, so as to ensure its circulation throughout the primary enclosure 104
  • a secondary circuit 118 connects the steam generator 114 to a turbine which drives an alternator, to convert the heat from the primary circuit into electric current. More specifically, in the steam generator 114, this heat converts steam into water circulated in the secondary circuit 118 by secondary pumps. The steam that drives the turbine is then brought back to the liquid state in a condenser (not shown).
  • the primary enclosure 104 further comprises a steam source 119, such as for example a steam generator (GV), also housed at the periphery of the primary enclosure 104 and more precisely in the upper part of it, above the heart 113.
  • a steam source 119 such as for example a steam generator (GV)
  • GV steam generator
  • This steam source 119 has, in this first embodiment, the particularity of being dedicated to the evacuation of the residual power; in other words, the dedicated steam source 119 does not participate in the steam supply of the turbine.
  • the steam source 119 is preferably a simple steam generator. It is not understood that a simple steam generator passes a steam generator in which the secondary water (as it flows through the generator) passes through the generator at one time; in other words, all of the secondary water (in vapor and / or liquid form) enters and leaves the generator at one time without being able to re-circulate in the steam generator; this type of simple pass generator is for example to oppose the generators consisting of a bundle of U-shaped tubes and surrounded by a cylindrical envelope which includes separation cyclones: in the case of a multi-pass (or recirculating) steam generator, a portion of the secondary water located between the envelope and the tubes vaporizes while the other non-vaporized portion returns to the annular space of the envelope.
  • This type of multi-pass generator has the immense disadvantage of being very bulky and therefore not suitable for use for a generator dedicated solely to the evacuation of residual power.
  • the simple steam generator passes 119 is preferably a methodical steam generator; a methodical steam generator is a generator whose primary and secondary water currents are currents flowing in opposite directions. We will return later on the interest of having a methodical steam generator.
  • the steam generator 119 is preferably a micro-channel steam generator formed by an assembly of etched plates welded to each other by diffusion.
  • the primary water heated by the core 113 follows its upward movement (arrows 115) and then also enters the dedicated steam source 119 via a primary inlet 120 located on the upper part of the source.
  • steam 119 the fluid then being returned to the primary enclosure 104 at the periphery thereof to fall below the heart 113 by a peripheral downward movement (arrows 117).
  • the secondary loop 122 passing through the steam source 119 is not connected to the turbine.
  • this secondary loop 122 connects the steam source 119 and the condenser 105 and wherein the secondary water in the recuperator 106 can flow in a closed loop.
  • the secondary loop 122 is formed by a hot branch 123 and a cold branch 124.
  • the source of steam 119 is obtained by making taps on the hot leg and the cold branch of the secondary circuit 118 connecting the steam generator 114 to the turbine (not shown).
  • the connections of the hot leg and the cold leg of the secondary circuit 118 are connected to the condenser 105 so as to form the intermediate loop.
  • the recuperator 106 of the condenser 105 is located above (ie higher) than the steam source 119 so that when the water of the recuperator 106 falls by gravity through the cold branch 124 into the steam source 119.
  • the primary water heated by the core 115 passes through the steam source 119 and exchanges heat with the secondary water flowing inside said source.
  • the "cold" secondary water from the recuperator 106 and circulating in the cold branch 124 enters the steam source 119 and evaporates in contact with the primary water heated by the heart 115.
  • the secondary vapor then rises in the branch
  • the steam from the steam source 119 is condensed in contact with the condenser connection 107 by thermal contact with intermediate water from the water supply 102 and flowing in the condenser connection 107 via the cooling circuit.
  • intermediate water 210; the condensed vapor is recovered in the recuperator 106 and then reinjected into the steam source 119.
  • the vapor Since the vapor is at a high temperature (depending on the temperature of the primary water which is of the order of 300 ° C.), it will trigger a partial boiling of the intermediate water coming from the reserve 102 and flowing in the connection condenser 107. This partial boiling will make it possible to achieve a circulation of the intermediate water by natural convection in the intermediate loop 210, formed by the tubes 108, 110, the condenser connection 107, and the tubings 111, 109, in which circulates 1 intermediate water.
  • the intermediate water circulating in the tubing 111 ie at the outlet of the condenser 105) is water in two-phase form. It passes through a heat recovery 140 which exchanging heat with water circulating in a fourth loop 148, said feed loop.
  • the heat recuperator 140 is a condenser comprising a recuperator 146 (ie a receptacle able to receive intermediate water condensed by the condenser) and a condenser link 147 housed inside.
  • the condenser link 147 is connected at its two ends to tubings 141 and 142, the assembly forming the fourth loop 148, called the feed loop.
  • the heat recovery unit is a heat exchanger comprising a plurality of pipes in which intermediate water circulates, said pipes being immersed in the feedwater passing through the heat exchanger.
  • the diphasic intermediate water heated by the secondary water via the condenser 105 passes through the condenser 140 and exchanges heat with the feed water, circulating inside the condenser link 147
  • the diphasic intermediate water is condensed in contact with the condenser link 147 by thermal contact with food water circulating in the food loop 148.
  • the condensed intermediate water, thus cooled, is recovered in the recuperator 146 and then reinjected into the water reserve 102 via the tubing 109 forming the end of the intermediate loop 210.
  • the food water at the outlet of the heat recovery 140 ie in the tubing 141) is therefore heated water that will be able to be valued and used for various applications.
  • the water level 103 of the water reserve 102 is above the low tubing 108 and the high tubing 109 of the intermediate water loop 210 so as to have a volume of water maximum and thus guarantee the intermediate water supply of the intermediate loop 210 as long as possible in case of stopping the normal cooling system of the reactor.
  • the residual power evacuation system thus operates with four loops, three of which have natural circulation: a primary loop in which the primary water circulates through the core and the primary side of the steam generator 119, a secondary loop in which circulates the secondary water through the secondary side of the steam generator 119 and the condenser 105 and a tertiary loop, said intermediate loop, in which circulates the intermediate water of the reserve 102.
  • the fourth loop is the water loop food whose circulation is provided by means of a pump (not shown).
  • Such a power evacuation system operating permanently during the normal power operation of the reactor, therefore causes a loss of efficiency of the turbine since part of the heat produced by the core 113 of the reactor is removed by the reactor.
  • residual power evacuation system not used for the production of electrical energy.
  • the power evacuation system according to the invention is dimensioned so as to cause a limited yield loss, for example of the order of 2 to 3% of the nominal power during operation of the reactor.
  • the evacuation system according to the invention will continue to operate according to the same principle as previously described, during normal operation of the reactor, with the exception of food water which will no longer circulate. in the loop food following the loss of feed from the food water circulation pump. Therefore, the intermediate water reinjected into the reserve 102 will no longer be cooled, which can lead to a partial boiling of the water 103 of the reserve, and therefore to a lowering of the water level 103. the water reserve 102 decreases, it is necessary to simply fill the reserve 102 with ordinary water (treated or not) so as to ensure that the water level remains above the condenser 105. Thus, a intermediate water supply of the condenser 105 by gravity is preserved.
  • the system will not be able to evacuate all of the residual power (equivalent to 6-7% of the operating power of the reactor). Consequently, the temperature of the core will increase for a few hours, that is to say as long as the residual power of the reactor will be greater than the residual power removal capacity of the system according to the invention.
  • the residual power only represents 1 to 2% of the operating power of the reactor. From this moment, the residual power evacuation system according to the invention will allow to ensure the continuous cooling of the heart passively.
  • the temperature of the reactor will increase in a limited way and will remain well below the various critical thresholds.
  • the loss of efficiency of the reactor can be further minimized, in particular by improving heat exchange within the heat recovery unit 140.
  • Figure 2 illustrates this variant.
  • the intermediate water can be pressurized in the intermediate loop 210 by means of pumps 301, for example of the helico-centrifugal type or of type propeller pump.
  • pumps 301 for example of the helico-centrifugal type or of type propeller pump.
  • Such a pump 301 makes it possible to obtain a pressurization of the intermediate circuit of the order of 2 to 3 bars or more, so as to obtain a boiling point of the intermediate water greater than 100 ° C.
  • the intermediate water can thus store more heat in contact with the secondary water and thus return more to the feed water via the heat recovery 140.
  • a diaphragm 302 placed downstream of the heat exchanger 140 ensures the desirable pressurization to raise the fluid temperature above 100 ° C.
  • This variant of use is particularly interesting in the context of an application for performing electricity / heat cogeneration.
  • the residual power evacuation system returns to the same configuration as that described above (ie in FIG. 1) and the circulation of the intermediate water in the intermediate loop is established by thermosiphon phenomenon (ie without pressurization).
  • FIG. 3 illustrates a second embodiment of the power evacuation system according to the invention.
  • the residual power evacuation system 200 illustrated in FIG. 3 is identical to the residual power evacuation system 100, described above with reference to FIG. 1, with the exception of the characteristics which will be described below. .
  • the elements common with the first embodiment described above carry the same reference numbers unless otherwise specified.
  • the water 103 of the water reserve
  • the heat recuperator 240 is a heat exchanger immersed directly in the water 103 of the water reserve 102. It comprises for this purpose, an insulated wall to prevent any heat dissipation of the water. intermediate water circulating inside the exchanger 240 with the water 103 of the water reserve 102, the purpose being to recover as much as possible the heat of the intermediate water. Similarly, the portion of the tubing 111 immersed in the water 102 of the reserve is also insulated.
  • the heat exchanger 240 is formed by a plurality of tubes in which the feed water circulates. These tubes are immersed in the intermediate water passing through the heat exchanger 240.
  • the tubes 246 adapted to receive the feed water are connected to the pipes 241 and 241 and thus form the food water loop 248.
  • the pipes 241 and 242 are immersed in the water 103 of the reserve 102 and are connected to a circuit external supply of the water reserve 102.
  • the tubings 241 and 242 advantageously comprise isolation means to prevent heat exchange between the feed water circulating in the pipes 241, 242 and the water
  • the isolation means are, for example, an isolation pipe (not shown) forming a dry pipe around each pipe or around the two pipes.
  • the number of tubes 246, the length as well as the diameter of the tubes 246 are determined in such a way that the food water circulating inside the tubes 246 does not have a too high flow rate in order to optimize the heat exchanges. with intermediate water.
  • the number of tubes and the diameter are defined so that the feedwater circulates with a flow regime at the limit of the turbulent flow regime of the water.
  • the tubes 246 have a U shape. Such a shape makes it possible to maximize the heat exchange surface while minimizing the size and more particularly the height of the heat exchanger 240. in the water supply 102.
  • the steam source 119 is preferably a methodical steam generator. By using the cross currents, the steam is superheated at the output of the steam generator since the primary and secondary fluids intersect at their maximum temperature. Such an arrangement makes it possible to improve the exchange efficiency of the system.
  • the steam generator 114 has a structure identical to that of the dedicated steam source 119.
  • the condenser 105 will preferably be placed as close as possible to the wall of the confinement enclosure 101 so as to limit the risk of breaches on the pipes 110 and 111 by external aggressions.
  • the diameters of these pipes 110, 111 will be chosen to allow a sufficient flow to evacuate the residual power and to promote the priming and maintenance of the natural circulation of the secondary loop.
  • the reactor according to the invention may comprise several dedicated steam sources and several steam generators.
  • the invention has been particularly described for an integrated nuclear reactor.
  • the invention is also applicable to a nuclear loop reactor.
  • the embodiment principle is identical to that described above with the exception that the source (s) of steam of the residual heat removal system as well as the steam generators of the normal cooling system of the reactor are located at outside the primary enclosure.
  • the source of steam of the residual power evacuation system may be a dedicated source or formed by means of connections made on the hot branches and the cold branches of the secondary circuit of the steam generators used. for the production of steam.
  • the proposed solution is based on a permanent refrigeration (ie in operation and shutdown of the reactor) closed loop in natural circulation between a simple and dedicated methodical steam source (or not ) to the residual power evacuation function (and implanted in or outside the reactor's primary chamber) and a condenser external to the boiler block and implanted in the confinement enclosure.
  • This condenser is itself refrigerated in natural circulation by means of a large volume of water (lateral lake for example) external to the containment.
  • the secondary fluid remains confined between the vapor source and the condenser.
  • the residual power evacuation function is carried out passively and permanently.

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Abstract

La présente invention concerne un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire comportant : une enceinte de confinement (101) intégrant une enceinte primaire (104) incluant le cœur (113) : une réserve d'eau (102); au moins une source de vapeur (119) dans laquelle l'eau primaire chauffée circule et réchauffe l'eau secondaire circulant dans ladite source de vapeur (119); au moins un condenseur (105) logé dans l'enceinte de confinement (101 ) incluant : un récupérateur (106); une liaison condenseur (107) reliée à un circuit d'eau intermédiaire (210) et apte à assurer la circulation de ladite eau intermédiaire entre la réserve d'eau (102) et le condenseur (105); une liaison chaude (123) assurant la circulation naturelle de la vapeur issue de la source de vapeur (119) vers ledit au moins un condenseur (105); une liaison froide (124) assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur (146) du condenseur (105) vers l'entrée d'eau secondaire de la source de vapeur (119); au moins un récupérateur de chaleur (140) positionné sur le circuit d'eau intermédiaire (210), ledit au moins un récupérateur de chaleur étant traversé par un circuit d'eau alimentaire (148, 248), ladite eau alimentaire étant apte à s'échauffer par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant au travers dudit récupérateur de chaleur.

Description

Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un
réacteur nucléaire à eau sous pression
La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à eau sous pression et se rapporte plus particulièrement à l'évacuation de la puissance résiduelle du cœur de ce réacteur après arrêt de ce dernier.
D'une façon générale, lorsqu'on arrête un réacteur en introduisant une forte anti-réactivité dans le cœur, le nombre de fissions dans ce dernier devient très rapidement négligeable au bout d'un temps de l'ordre de quelques secondes. En revanche, la radioactivité des produits de fission qui se sont développés dans le cœur pendant la période de fonctionnement normal, continue à dégager une puissance importante qui peut représenter au moment de son arrêt 6-7% de la puissance de fonctionnement du réacteur.
Au bout de quelques heures post-arrêt, la puissance résiduelle représente encore 1-2% de la puissance de fonctionnement du réacteur, la diminution étant ensuite relativement lente : une telle puissance résiduelle doit être impérativement évacuée. Il est donc nécessaire de disposer de moyens d'évacuation de cette puissance résiduelle en toute situation sous peine de risque de fusion du cœur. Pour ce faire, il est connu d'utiliser des dispositifs d'évacuation de la puissance résiduelle du cœur spécifiques prenant le relai des générateurs de vapeur en cas de situations accidentelles, les générateurs de vapeurs étant utilisés lors d'un arrêt normal du réacteur.
L'évacuation de la puissance résiduelle des cœurs de réacteurs nucléaires en cas d'accident est classiquement assuré par des systèmes de secours utilisant des moyens actifs dont le principe est par exemple de refroidir le fluide primaire à partir de décharges vapeur disposées sur le secondaire, avec ré-alimentation en eau vers le générateur de vapeur par des moyens actifs (pompes). De tels systèmes de réfrigération de sûreté avec des moyens actifs de type pompes nécessitent l'apport d'énergie extérieure notamment pour faire fonctionner les pompes. Le réacteur étant à l'arrêt, il ne produit plus d'électricité et il est donc nécessaire de faire appel à des sources d'énergie de secours (par exemple diesel générateur) pour permettre le fonctionnement des pompes. On comprend donc aisément que ces sources actives sont de nature à réduire la fiabilité de la fonction de ces systèmes de réfrigération de sûreté.
Dans une logique de perte totale de l'alimentation électrique, on connaît également des dispositifs entièrement passifs d'évacuation de la puissance résiduelle.
Ainsi, le document US6795518 décrit les caractéristiques d'un réacteur à eau pressurisée intégré (i.e. le générateur de vapeur est dans la cuve réacteur) comprenant un dispositif passif d'évacuation de la puissance résiduelle utilisant la vapeur issue du côté secondaire du générateur de vapeur de la cuve réacteur. La vapeur issue du générateur de vapeur se condense sur les tubes d'un condenseur par refroidissement avec de l'eau contenue dans une capacité inertielle ; l'eau provenant de la capacité inertielle circule par circulation naturelle de même que la vapeur qui circule naturellement entre le GV et le condenseur externe. Le déclenchement de ce système est réalisé de manière passive par une valve s'ouvrant sans apport d'énergie extérieur. Une telle architecture pose toutefois certains problèmes.
Le système passif d'évacuation de la puissance résiduelle selon le document US6795518 utilise des vannes d'isolement permettant d'isoler le condenseur de l'enceinte de confinement pour éviter tout risque de dispersion de la radioactivité hors de l'enceinte. Pour mémoire, l'enceinte de confinement abrite les principaux équipements de la chaudière nucléaire, les protège des accidents externes (séismes, projectiles, inondations, ...) et constitue la troisième barrière empêchant le relâchement des produits radioactifs dans l'environnement après la gaine du combustible et la cuve réacteur. Si une brèche intervient sur les liaisons reliant l'enceinte de confinement et le condenseur, il convient d'activer la fermeture des vannes d'isolement pour éviter que de l'eau secondaire ne se déverse hors de l'enceinte de confinement (notamment dans la capacité inertielle). Une telle fermeture entraîne de facto le non fonctionnement du système d'évacuation de la puissance résiduelle. De même, en l'absence d'alimentation d'électrique, les vannes d'isolement sont fermées par défaut (de façon à assurer l'isolement du confinement) : dès lors que les vannes sont fermées, le système d'évacuation de la puissance résiduelle ne peut plus fonctionner.
Dès lors que le système d'évacuation de puissance résiduelle nécessite une phase de démarrage, même passive, il est nécessaire de mettre en en place des systèmes de surveillance dédiés permettant de tester périodiquement le système d'évacuation de puissance de manière à s'assurer de son bon fonctionnement en cas de perte d'alimentation électrique des systèmes de refroidissement du cœur.
D'autre part, la phase de démarrage du système conditionne une incertitude que les systèmes de surveillance même aussi efficaces qu'ils soient ne peuvent pas totalement lever.
Enfin, le déclenchement passif d'un tel système d'évacuation de puissance est réalisé lorsque plusieurs de conditions (température, pression, ...) sont atteintes. Ainsi, il existe un délai d'activation du système d'évacuation de puissance entre l'arrêt du réacteur et l'instant où les conditions d'activation sont réunies. Ce délai d'activation peut être de l'ordre de plusieurs dizaines de minutes durant lesquelles aucun refroidissement ne permet d'évacuer la puissance résiduelle du réacteur.
Dans ce contexte, la présente invention propose de fournir un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée et un réacteur incorporant un tel système permettant d'évacuer la puissance résiduelle y-compris en cas de brèche en eau secondaire dans le générateur de vapeur alimentant la turbine, ledit système ne comprenant pas de vanne d'isolement entre l'enceinte de confinement et le condenseur, étant susceptible d'être testé lors du fonctionnement en puissance du réacteur et ne nécessitant ni de délai d'activation ni d'action d'un opérateur.
A cette fin, l'invention propose un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire comportant une enceinte de confinement intégrant une enceinte primaire incluant le cœur du réacteur, ledit système comportant :
une réserve d'eau ;
au moins une source de vapeur adaptée pour être logée dans l'enceinte de confinement du réacteur dans laquelle l'eau primaire chauffée par le cœur circule et réchauffe l'eau secondaire circulant dans ladite source de vapeur ;
au moins un condenseur adapté pour être logé dans l'enceinte de confinement incluant :
■ un récupérateur apte à récupérer l'eau secondaire condensée par le condenseur et ;
■ une liaison condenseur reliée à un circuit d'eau intermédiaire et apte à assurer la circulation de ladite eau intermédiaire en circuit fermé entre la réserve d'eau et le condenseur ;
une liaison chaude assurant la circulation naturelle de la vapeur issue de la source de vapeur vers ledit au moins un condenseur, ledit au moins un condenseur étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant dans ladite liaison condenseur ;
une liaison froide assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur du condenseur vers l'entrée d'eau secondaire de la source de vapeur ;
au moins un récupérateur de chaleur positionné sur le circuit d'eau intermédiaire, ledit au moins un récupérateur de chaleur étant traversé par un circuit d'eau alimentaire, ladite eau alimentaire étant apte à s'échauffer par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant au travers dudit récupérateur de chaleur.
La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant :
- une enceinte de confinement intégrant une enceinte primaire incluant le cœur du réacteur ;
un système d'évacuation de la puissance résiduelle dudit réacteur nucléaire comportant :
o une réserve d'eau intermédiaire ;
o au moins une source de vapeur logée dans l'enceinte de confinement du réacteur dans laquelle circulent de l'eau primaire chauffée par le cœur et de l'eau secondaire réchauffée par l'eau primaire ;
o au moins un condenseur logé dans l'enceinte de confinement et agencé à une hauteur plus élevée que ladite source de vapeur, ledit condenseur incluant :
■ un récupérateur pour récupérer l'eau secondaire condensée par le condenseur ;
■ une liaison condenseur ;
o un circuit d'eau intermédiaire pour assurer la circulation de ladite eau intermédiaire en circuit fermé entre la réserve d'eau intermédiaire et le condenseur via sa liaison condenseur ;
o une liaison chaude reliant la sortie vapeur de la source de vapeur avec ledit au moins un condenseur de sorte que ledit au moins un condenseur condense la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant dans ladite liaison condenseur ;
o une liaison froide reliant le récupérateur du condenseur avec l'entrée d'eau secondaire de la source de vapeur ; o un circuit d'eau alimentaire ; o au moins un récupérateur de chaleur positionné sur le circuit d'eau intermédiaire et agencé à une hauteur plus élevée que ledit condenseur, ledit au moins un récupérateur de chaleur étant traversé par un circuit d'eau alimentaire, ladite eau alimentaire s'échauffant par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant au travers dudit récupérateur de chaleur.
Le système d'évacuation de la puissance résiduelle et le réacteur selon l'invention peuvent également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :
- ledit au moins un récupérateur de chaleur est un condenseur ou un échangeur de chaleur ou un échangeur de chaleur en forme de U ;
- ledit au moins un récupérateur de chaleur est adapté pour être logé à l'extérieur de l'enceinte de confinement ;
- ledit au moins un récupérateur de chaleur est logé dans la réserve d'eau ;
- ledit au moins un récupérateur de chaleur comporte des parois calorifugées ;
- ladite source de vapeur est un générateur de vapeur simple passe et/ou un générateur de vapeur de type méthodique et/ou un générateur de vapeur à micro-canaux ;
- ledit système est adapté pour fonctionner en permanence dès lors que le réacteur est en fonctionnement en engendrant une perte de rendement thermodynamique inférieure à 3% de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur et avantageusement inférieure à 1 % de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur ;
- ladite source de vapeur est agencée dans l'enceinte primaire au- dessus du cœur pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau primaire ; - ladite réserve d'eau est agencée sur le côté ou au-dessus de ladite enceinte de confinement ;
- ladite source de vapeur est logée dans l'enceinte primaire du réacteur ; - ladite source de vapeur est une source dédiée ;
- ledit système est dimensionné de manière à pouvoir dissiper une puissance résiduelle inférieure ou égale à 3% de la puissance nominale du réacteur ;
- ledit condenseur est logé à proximité des parois latérales de ladite enceinte de confinement ; ainsi, on entend par proximité une distance entre le condenseur et la paroi de l'enceinte de confinement de l'ordre de 1 mètre voir inférieure à 1 mètre.
On notera que le système d'évacuation de la puissance résiduelle ne possède aucune vanne d'ouverture/fermeture passive ou active qui s'ouvrirait lors du passage du fonctionnement normal à un fonctionnement accidentel dans lequel notamment le système normal de refroidissement du cœur est indisponible (par exemple en cas de perte d'alimentation électrique), le principe de l'invention reposant sur un fonctionnement permanent du système d'évacuation de la puissance résiduelle. La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant une enceinte de confinement intégrant une enceinte primaire incluant le cœur du réacteur et un système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention, ledit réacteur étant caractérisé en ce que ledit condenseur est logé à proximité des parois latérales de ladite enceinte de confinement.
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif : - la figure 1 représente schématiquement un premier mode de réalisation d'un système d'évacuation de puissance résiduelle passif selon l'invention intégré dans un réacteur nucléaire ;
- la figure 2 représente une variante du premier mode illustré en figure 1 ;
- la figure 3 représente schématiquement un deuxième mode de réalisation d'un système d'évacuation de puissance résiduelle passif selon l'invention, intégré dans un réacteur nucléaire.
La figure 1 représente donc schématiquement un réacteur nucléaire 100 selon l'invention qui comprend deux éléments principaux :
- une enceinte de confinement 101 ;
- une réserve d'eau 102.
La réserve d'eau 102 est ici représentée sur le côté de l'enceinte 101 mais il est entendu qu'elle peut être placée tout autour de l'enceinte 101 ou au-dessus de celle-ci. Dans ce premier mode de réalisation, la réserve d'eau 102 n'est pas directement accolée à l'enceinte de confinement 101 . Cette réserve d'eau 102 ordinaire doit comporter un grand volume d'eau 103, d'autant plus grand que l'on recherche à retarder toute action humaine. L'eau de la réserve d'eau 102 est de l'eau ordinaire de sorte que la réserve d'eau puisse être remplie lorsque celle-ci se vide ; à cet effet, des gaines sèches (non représentées) pourront être prévues pour assurer le remplissage à distance. Il convient de noter que la réserve d'eau 102 n'est pas pressurisée de sorte que l'eau de cette réserve 102 au niveau le plus haut est sensiblement à la pression atmosphérique. L'enceinte de confinement 101 comporte :
- une enceinte primaire 104 ;
- au moins un condenseur 105.
Comme évoqué précédemment, l'enceinte de confinement abrite les principaux équipements de la chaudière nucléaire, les protège des accidents externes (séismes, projectiles, inondations, ... ) et constitue la troisième barrière empêchant le relâchement des produits radioactifs dans l'environnement.
Le condenseur 105 est formé par un récupérateur 106 (i.e. un réceptacle apte à recevoir l'eau condensée par le condenseur) et une liaison condenseur107 logée à l'intérieur du récupérateur 106. La liaison condenseur 107 est reliée à ses deux extrémités à des tubulures 110 et 111 , l'ensemble formant une boucle 210 de circulation d'eau intermédiaire dont les extrémités 109 et 108 pénètrent dans la réserve d'eau 102, l'extrémité 109 étant située au-dessus de l'extrémité 108.
L'enceinte primaire 104 constitue l'enceinte de pression du réacteur nucléaire 100 ; le réacteur nucléaire 100 est indifféremment un réacteur de type intégré, à boucles ou encore compact.
Selon un premier mode de réalisation illustré à la figure 1 , le réacteur nucléaire 100 est un réacteur de type intégré de sorte que la cuve réacteur 104 comporte de façon connue :
- le cœur du réacteur 113 formé d'assemblages de combustible nucléaire et logé dans le bas au milieu de l'enceinte primaire 104 ;
- au moins un générateur de vapeur 114 placé au-dessus du cœur 113 sur la périphérie de l'enceinte primaire 104. En fonctionnement normal du réacteur 100 (i.e. lorsque le réacteur fonctionne en puissance pour produire de la vapeur), une circulation d'eau primaire, appelée "circuit primaire", est organisée à l'intérieur de l'enceinte primaire 104 pour évacuer la chaleur du cœur vers le générateur de vapeur 114. Il existe donc un mouvement ascendant central (flèches 115) du fluide qui passe successivement dans le cœur 113 puis entre dans le générateur de vapeur 114 via une entrée primaire 116 située sur la partie supérieure du générateur de vapeur 114, le fluide étant ensuite renvoyé dans l'enceinte primaire 104 à la périphérie de celle-ci pour retomber en-dessous du cœur central par un mouvement descendant périphérique (flèches 117). Des pompes primaires de circulation (non représentées) sont installées, dans ou autour de l'enceinte primaire 104, pour apporter l'énergie nécessaire à l'eau primaire, de façon à assurer sa circulation dans l'ensemble de l'enceinte primaire 104. Un circuit secondaire 118 relie le générateur de vapeur 114 à une turbine qui entraîne un alternateur, pour transformer en courant électrique la chaleur en provenance du circuit primaire. Plus précisément, dans le générateur de vapeur 114, cette chaleur transforme en vapeur de l'eau mise en circulation dans le circuit secondaire 118 par des pompes secondaires. La vapeur qui actionne la turbine est ramenée ensuite à l'état liquide dans un condenseur (non représenté).
Conformément au premier mode de réalisation de l'invention, l'enceinte primaire 104 comporte en outre une source de vapeur 119, telle que par exemple un générateur de vapeur (GV), également logée à la périphérie de l'enceinte primaire 104 et plus précisément en partie haute de celle-ci, au-dessus du cœur 113.
Cette source de vapeur 119 présente, dans ce premier mode de réalisation, la particularité d'être dédiée à l'évacuation de la puissance résiduelle ; en d'autres termes, la source de vapeur 119 dédiée ne participe pas à l'alimentation en vapeur de la turbine.
Dans ce premier mode de réalisation, la source de vapeur 119 est de préférence un générateur de vapeur simple passe. On entend pas générateur de vapeur simple passe un générateur de vapeur dans lequel l'eau secondaire (lorsqu'elle circule dans le générateur) traverse le générateur en une fois ; en d'autres termes, l'ensemble de l'eau secondaire (sous forme vapeur et/ou liquide) rentre et sort du générateur en une fois sans avoir la possibilité de re-circuler dans le générateur de vapeur ; ce type de générateur simple passe est par exemple à opposer aux générateurs constitués d'un faisceau de tubes en U et entourés d'une enveloppe cylindrique qui comporte des cyclones de séparation : dans le cas d'un générateur de vapeur multi-passe (ou à re-circulation), une partie de l'eau secondaire située entre l'enveloppe et les tubes se vaporise tandis que l'autre partie non vaporisée retourne dans l'espace annulaire de l'enveloppe. Ce type de générateur multi-passe présente l'immense inconvénient d'être très encombrant et donc peu adapté à une utilisation pour un générateur dédié uniquement à l'évacuation de la puissance résiduelle.
Le générateur de vapeur simple passe 119 est de préférence un générateur de vapeur méthodique ; on entend par générateur de vapeur méthodique un générateur dont les courants d'eau primaire et secondaire sont des courants circulant dans des sens opposés. Nous reviendrons par la suite sur l'intérêt d'avoir un générateur de vapeur méthodique.
Le générateur de vapeur 119 est de préférence un générateur de vapeur à micro-canaux formé par un assemblage de plaques gravées soudées entre-elles par diffusion. Lors du fonctionnement normal en puissance du réacteur, l'eau primaire chauffée par le cœur 113 suit son mouvement ascendant (flèches 115) puis entre également dans la source de vapeur dédiée 119 via une entrée primaire 120 située sur la partie supérieure de la source de vapeur 119, le fluide étant ensuite renvoyé dans l'enceinte primaire 104 à la périphérie de celle-ci pour retomber en-dessous du cœur 113 par un mouvement descendant périphérique (flèches 117).
A la différence du générateur de vapeur 114, la boucle secondaire 122 traversant la source de vapeur 119 n'est pas reliée à la turbine. En revanche, cette boucle secondaire 122 relie la source de vapeur 119 et le condenseur 105 et dans lequel l'eau secondaire se trouvant dans le récupérateur 106 peut circuler en boucle fermée.
La boucle secondaire 122 est formée par une branche chaude 123 et une branche froide 124.
Selon un autre mode de réalisation de l'invention, la source de vapeur 119 est obtenue par la réalisation de piquages sur la branche chaude et la branche froide du circuit secondaire 118 reliant le générateur de vapeur 114 à la turbine (non représentée). Dans ce mode de réalisation, les piquages de la branche chaude et de la branche froide du circuit secondaire 118 sont reliés au condenseur 105 de manière à former la boucle intermédiaire. On notera que le récupérateur 106 du condenseur 105 est situé au- dessus (i.e. plus haut) que la source de vapeur 119 de sorte que lorsque l'eau du récupérateur 106 chute par gravité à-travers la branche froide 124 dans la source de vapeur 119.
Ainsi, lors du fonctionnement en puissance du réacteur, l'eau primaire chauffée par le cœur 115 traverse la source de vapeur 119 et échange de la chaleur avec l'eau secondaire circulant à l'intérieur de ladite source.
L'eau secondaire « froide » provenant du récupérateur 106 et circulant dans la branche froide 124 pénètre dans la source de vapeur 119 et s'évapore au contact de l'eau primaire chauffée par le cœur 115. La vapeur secondaire remonte alors dans la branche chaude 123. La vapeur provenant de la source de vapeur 119 vient se condenser au contact de la liaison condenseur 107 par contact thermique avec de l'eau intermédiaire provenant de la réserve d'eau 102 et circulant dans la liaison condenseur 107 via le circuit d'eau intermédiaire 210 ; la vapeur condensée est récupérée dans le récupérateur 106 puis réinjectée dans la source de vapeur 119.
La vapeur étant à une température élevée (dépendant de la température de l'eau primaire qui est de l'ordre de 300°C), elle va déclencher une ébullition partielle de l'eau intermédiaire provenant de la réserve 102 et circulant dans la liaison condenseur 107. Cette ébullition partielle va permettre de réaliser une circulation de l'eau intermédiaire par convection naturelle dans la boucle intermédiaire 210, formée par les tubulures 108, 110, la liaison condenseur 107, et les tubulures 111 , 109, dans laquelle circule l'eau intermédiaire. L'eau intermédiaire circulant dans la tubulure 111 (i.e. à la sortie du condenseur 105) est de l'eau sous forme diphasique. Elle traverse un récupérateur de chaleur 140 qui permet d'échanger de la chaleur avec de l'eau circulant dans une quatrième boucle 148, dite boucle d'alimentation. Dans ce premier mode de réalisation illustré à la figure 1 , le récupérateur de chaleur 140 est un condenseur comportant un récupérateur 146 (i.e. un réceptacle apte à recevoir l'eau intermédiaire condensée par le condenseur) et une liaison condenseur 147 logée à l'intérieur du récupérateur 146. La liaison condenseur 147 est reliée à ses deux extrémités à des tubulures 141 et 142, l'ensemble formant la quatrième boucle 148, dite boucle d'alimentation.
Selon un autre mode de réalisation, le récupérateur de chaleur est un échangeur de chaleur comportant une pluralité de tuyaux dans lesquels circulent l'eau intermédiaire, lesdits tuyaux étant plongés dans l'eau alimentaire traversant l'échangeur de chaleur.
Ainsi, lors du fonctionnement en puissance du réacteur, l'eau intermédiaire diphasique chauffée par l'eau secondaire via le condenseur 105 traverse le condenseur 140 et échange de la chaleur avec l'eau alimentaire, circulant à l'intérieur de la liaison condenseur 147. L'eau intermédiaire diphasique vient se condenser au contact de la liaison condenseur 147 par contact thermique avec de l'eau alimentaire circulant dans la boucle alimentaire 148. L'eau intermédiaire condensée, donc refroidie, est récupérée dans le récupérateur 146 puis réinjectée dans la réserve d'eau 102 via la tubulure 109 formant l'extrémité de la boucle intermédiaire 210. L'eau alimentaire à la sortie du récupérateur de chaleur 140 (i.e. dans la tubulure 141 ) est donc de l'eau chauffée qui va pouvoir être valorisée et utilisée pour diverses applications.
On notera que le niveau d'eau 103 de la réserve d'eau 102 est au- dessus de la tubulure 108 basse et de la tubulure 109 haute de la boucle d'eau intermédiaire 210 de manière à disposer d'un volume d'eau maximal et garantir ainsi l'alimentation en eau intermédiaire de la boucle intermédiaire 210 le plus longtemps possible en cas d'arrêt du système de refroidissement normal du réacteur.
Au fonctionnement normal du réacteur, il n'y aura pas ébullition partielle de l'eau 103 contenue dans la réserve 102 puisque l'eau intermédiaire réinjectée dans la réserve 102 est de l'eau refroidie.
Le système d'évacuation de la puissance résiduelle fonctionne donc avec quatre boucles dont trois sont à circulation naturelle : une boucle primaire dans laquelle circule l'eau primaire à-travers le cœur et le côté primaire du générateur de vapeur 119, une boucle secondaire dans laquelle circule l'eau secondaire à travers le côté secondaire du générateur de vapeur 119 et le condenseur 105 et une boucle tertiaire, dite boucle intermédiaire, dans laquelle circule l'eau intermédiaire de la réserve 102. La quatrième boucle est la boucle d'eau alimentaire dont la circulation est assurée au moyen d'une pompe (non représentée).
Pour résumer, en fonctionnement normal en puissance, de l'eau primaire circule dans l'enceinte primaire 104, cette eau primaire est échauffée par échanges thermiques avec le cœur 113 du réacteur. L'eau primaire échauffée est refroidie par échanges thermiques avec le générateur de vapeur 114, dont la vapeur produite est utilisée pour actionner des turbines et produire de l'électricité, ainsi qu'avec le générateur de vapeur 119 du système d'évacuation de puissance résiduelle fonctionnant de manière permanente.
Un tel système d'évacuation de puissance, fonctionnant de façon permanente lors du fonctionnement normal en puissance du réacteur, occasionne par conséquent une perte de rendement de la turbine puisqu'une partie de la chaleur produite par le cœur 113 du réacteur est évacuée par le système d'évacuation de la puissance résiduelle et non utilisée pour la production d'énergie électrique. Le système d'évacuation de puissance selon l'invention est dimensionné de manière à occasionner une perte de rendement limitée, par exemple de l'ordre de 2 à 3 % de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur.
Cette perte de rendement est toutefois minimisée par l'utilisation du récupérateur de chaleur 140 qui permet de valoriser la puissance dissipée par le système d'évacuation de la puissance résiduelle lors du fonctionnement du réacteur. Ainsi, la valorisation de la puissance dissipée par le système selon l'invention permet d'obtenir une perte de rendement négligeable, i.e. inférieure à 1 % de la puissance nominale du réacteur.
En cas d'indisponibilité du système de refroidissement normal du cœur (non détaillé dans la description), par exemple en cas de perte d'alimentation électrique suite à un incident , l'arrêt du cœur est enclenché par la chute des barres de contrôle en introduisant une forte anti-réactivité dans le cœur : le nombre de fissions dans ce dernier devient très rapidement négligeable au bout d'un temps de l'ordre de quelques secondes. En revanche, la radioactivité des produits de fission qui se sont développés dans le cœur pendant la période de fonctionnement normal, continue à dégager une puissance importante que l'on désigne par la terminologie de « puissance résiduelle du cœur » (ou « decay heat » selon la terminologie en langue anglaise). Cette puissance résiduelle, au moment de l'arrêt du réacteur, représente 6 à 7% de la puissance de fonctionnement du réacteur. Grâce au système d'évacuation passif de puissance résiduelle selon l'invention, dès l'arrêt du réacteur (i.e. sans délai d'activation), le système est en mesure d'évacuer de la chaleur, de l'ordre de 2 à 3 % de la puissance de fonctionnement du réacteur par phénomène de circulation naturelle de l'eau primaire, secondaire et intermédiaire.
En cas de perte d'alimentation électrique, le système d'évacuation selon l'invention va continuer à fonctionner suivant le même principe que décrit précédemment, lors du fonctionnement normal du réacteur, à l'exception de l'eau alimentaire qui ne circulera plus dans la boucle alimentaire suite à la perte d'alimentation de la pompe de circulation de l'eau alimentaire. Dès lors, l'eau intermédiaire réinjectée dans la réserve 102 ne sera plus refroidie, ce qui peut conduire à une ébullition partielle de l'eau 103 de la réserve, et donc à une baisse du niveau d'eau 103. Lorsque le niveau de la réserve d'eau 102 baisse, il convient de remplir simplement la réserve 102 avec de l'eau ordinaire (traitée ou non) de manière à s'assurer que le niveau d'eau reste au-dessus du condenseur 105. Ainsi, une alimentation en eau intermédiaire du condenseur 105 par gravité est préservée.
Ainsi, au moment de l'arrêt du réacteur, le système ne sera pas en mesure d'évacuer la totalité de la puissance résiduelle (équivalente à 6-7% de la puissance de fonctionnement du réacteur). Par conséquent, la température du cœur va augmenter pendant quelques heures, c'est-à-dire tant que la puissance résiduelle du réacteur sera supérieure à la capacité d'évacuation de puissance résiduelle du système selon l'invention. En revanche, au bout de quelques heures post-arrêt, la puissance résiduelle ne représente plus que 1 à 2% de la puissance de fonctionnement du réacteur. A partir de cet instant, le système d'évacuation de puissance résiduelle selon l'invention va permettre d'assurer le refroidissement continu du cœur de façon passive. Durant les quelques heures post-arrêt, la température du réacteur va augmenter de façon limitée et va rester très inférieure aux différentes seuils critiques.
Selon une variante de réalisation de ce premier mode de réalisation, la perte de rendement du réacteur peut être davantage minimisée notamment par une amélioration des échanges thermiques au sein du récupérateur de chaleur 140.
La figure 2 illustre cette variante. Pour améliorer les échanges thermiques entre l'eau alimentaire et l'eau intermédiaire, l'eau intermédiaire peut être mise sous pression dans la boucle intermédiaire 210 au moyen de pompes 301 , par exemple de type hélico-centrifuge ou encore de type pompe hélice. Une telle pompe 301 permet d'obtenir une pressurisation du circuit intermédiaire de l'ordre de 2 à 3 bars, voire davantage, de manière à obtenir une température d'ébullition de l'eau intermédiaire supérieure à 100°C. L'eau intermédiaire peut ainsi emmagasiner plus de chaleur au contact de l'eau secondaire et donc en restituer davantage à l'eau alimentaire via le récupérateur de chaleur 140. Un diaphragme 302 placé en aval de l'échangeur récupérateur 140 permet d'assurer la pressurisation souhaitable pour élever la température du fluide au-dessus de 100 °C. Cette variante d'utilisation est particulièrement intéressante dans le cadre d'une application permettant d'effectuer de la cogénération électricité/chaleur.
En cas d'accident et de perte d'alimentation électrique de la pompe 301 de mise sous pression de l'eau intermédiaire, le système d'évacuation de la puissance résiduelle retrouve la même configuration que celle décrite précédemment (i.e. à la figure 1 ) et la circulation de l'eau intermédiaire dans la boucle intermédiaire s'établit par phénomène de thermosiphon (i.e. sans pressurisation).
La figure 3 illustre un deuxième mode de réalisation du système d'évacuation de puissance selon l'invention. Le système d'évacuation de la puissance résiduelle 200 illustré à la figure 3 est identique au système d'évacuation de la puissance résiduelle 100, décrit précédemment en référence à la figure 1 , à l'exception des caractéristiques qui vont être décrites ci-après. Les éléments communs avec le premier mode de réalisation décrit précédemment portent les mêmes numéros de référence sauf précision contraire. Dans ce deuxième mode de réalisation, l'eau 103 de la réserve d'eau
102 est en contact avec l'enceinte de confinement 101 . De façon similaire au mode de réalisation précédent, la réserve d'eau 102 est représentée sur le côté de l'enceinte 101 mais il est entendu qu'elle peut être placée tout autour de l'enceinte 101 ou au-dessus de celle-ci. Dans ce deuxième mode de réalisation, le récupérateur de chaleur 240 est un échangeur de chaleur plongé directement dans l'eau 103 de la réserve d'eau 102. Il comporte à cet effet, une paroi calorifugée permettant d'éviter toute dissipation thermique de l'eau intermédiaire circulant à l'intérieur de l'échangeur 240 avec l'eau 103 de la réserve d'eau 102, le but étant de récupérer au maximum la chaleur de l'eau intermédiaire. De façon similaire, la partie de la tubulure 111 plongée dans l'eau 102 de la réserve est également calorifugée.
L'échangeur de chaleur 240 est formé par une pluralité de tubes dans lesquels circule l'eau alimentaire. Ces tubes baignent dans l'eau intermédiaire traversant l'échangeur de chaleur 240.
Les tubes 246 adaptés pour recevoir l'eau alimentaire sont reliés aux tubulures 241 et 241 et forment ainsi la boucle d'eau alimentaire 248. Les tubulures 241 et 242 sont plongées dans l'eau 103 de la réserve 102 et sont reliées à un circuit d'alimentation à l'extérieure de la réserve d'eau 102. Les tubulures 241 et 242 comportent avantageusement des moyens d'isolement permettant d'éviter des échanges thermiques entre l'eau alimentaire circulant dans les tubulures 241 , 242 et l'eau 103 environnante de la réserve 102. Les moyens d'isolement sont par exemple une tubulure d'isolement (non représentée) formant une conduite sèche autour de chaque tubulure ou autour des deux tubulures.
Le nombre de tubes 246, la longueur ainsi que le diamètre des tubes 246 sont déterminés de manière à ce que l'eau alimentaire circulant à l'intérieur des tubes 246 ne présente pas un débit de circulation trop important de manière à optimiser les échanges thermiques avec l'eau intermédiaire. Selon un exemple de réalisation non limitatif, le nombre de tubes ainsi que le diamètre sont définis de manière à ce que l'eau alimentaire circule avec un régime d'écoulement à la limite du régime d'écoulement turbulent de l'eau. Selon un mode de réalisation de l'échangeur de chaleur 240, les tubes 246 présentent une forme en U. Une telle forme permet de maximiser la surface d'échange thermique tout en minimisant l'encombrement et plus particulièrement la hauteur de l'échangeur 240 dans la réserve d'eau 102. Comme mentionné plus haut, la source de vapeur 119 est préférentiellement un générateur de vapeur méthodique. En utilisant les courants croisés, la vapeur est surchauffée en sortie du générateur de vapeur puisque les fluides primaire et secondaire se croisent à leur maximum de température. Un tel agencement permet d'améliorer l'efficacité d'échange du système.
Selon un mode de réalisation de l'invention, le générateur de vapeur 114 présente une structure identique à celle de la source de vapeur dédiée 119.
On placera préférentiellement le condenseur 105 au plus près de la paroi de l'enceinte de confinement 101 de manière à limiter les risques de brèches sur les tubulures 110 et 111 par agressions externes. En outre, les diamètres de ces tubulures 110, 111 seront choisis de manière à permettre un débit suffisant pour évacuer la puissance résiduelle ainsi que pour favoriser l'amorçage et l'entretien de la circulation naturelle de la boucle secondaire.
Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit.
Ainsi, même si un seul condenseur a été décrit, il est entendu que l'invention s'applique au cas de plusieurs condenseurs se trouvant dans l'enceinte de confinement permettant ainsi de traiter les situations accidentelle en appliquant une défaillance forfaitaire ou une situation d'entretien d'une ligne.
De même, le réacteur selon l'invention peut comporter plusieurs sources de vapeur dédiées et plusieurs générateurs de vapeur. L'invention a été particulièrement décrite pour un réacteur nucléaire intégré. Toutefois, l'invention est également applicable à un réacteur nucléaire à boucles. Le principe réalisation est identique à celui décrit précédemment à l'exception du fait que la ou les source(s) de vapeur du système d'évacuation de puissance résiduelle ainsi que les générateurs de vapeur du système de refroidissement normal du réacteur sont situés à l'extérieur de l'enceinte primaire. De façon similaire aux modes de réalisation décrits précédemment, la source de vapeur du système d'évacuation de puissance résiduelle peut être une source dédiée ou formée au moyen de piquages réalisés sur les branches chaude et les branches froide du circuit secondaire des générateurs de vapeur utilisés pour la production de vapeur.
Pour résumer les avantages de l'invention, la solution proposée est basée sur la une réfrigération permanente (i.e. en fonctionnement et à l'arrêt du réacteur) en boucle fermée en circulation naturelle entre une source de vapeur simple passe et méthodique dédiée (ou non) à la fonction d'évacuation de la puissance résiduelle (et implanté dans ou à l'extérieure de l'enceinte primaire du réacteur) et un condenseur externe au bloc chaudière et implanté dans l'enceinte de confinement. Ce condenseur est lui-même réfrigéré en circulation naturelle au moyen d'un grand volume d'eau (lac latéral par exemple) externe à l'enceinte de confinement. Le fluide secondaire reste confiné entre la source de vapeur et le condenseur. La fonction d'évacuation de puissance résiduelle est réalisée de manière passive et permanente. Ainsi, le système selon l'invention permet de s'affranchir :
- d'un délai d'activation du système ;
- d'une incertitude quant à l'activation du système, laquelle peut relever d'une décision de l'opérateur de conduite potentiellement capable d'une erreur, ou d'un automatisme potentiellement capable d'une défaillance ;
- et plus généralement d'une incertitude sur le bon fonctionnement du système. De plus, grâce au fonctionnement permanent du système selon l'invention, il n'est pas nécessaire de procéder à des tests périodiques spécifique ni de prévoir de dispositif pour tester le système, celui étant en fonctionnement permanent une éventuelle panne du système est rapidement identifiée; dans cette hypothèse :
- le réacteur est arrêté ;
- le système est remis en état ;
- le fonctionnement normal du réacteur est repris à l'issue.

Claims

REVENDICATIONS . Réacteur (100) nucléaire à eau pressurisée comportant :
une enceinte (101 ) de confinement intégrant une enceinte primaire (100) incluant le cœur du réacteur ;
un système d'évacuation de la puissance résiduelle dudit réacteur nucléaire comportant :
o une réserve d'eau intermédiaire (102) ;
o au moins une source de vapeur (1 19) logée dans l'enceinte de confinement (101 ) du réacteur (100) dans laquelle circulent de l'eau primaire chauffée par le cœur (1 13) et de l'eau secondaire réchauffée par l'eau primaire ;
o au moins un condenseur (105) logé dans l'enceinte de confinement (101 ) et agencé à une hauteur plus élevée que ladite source de vapeur, ledit condenseur (105) incluant :
■ un récupérateur (106) pour récupérer l'eau secondaire condensée par le condenseur (105) ;
■ une liaison condenseur (107) ;
o un circuit d'eau intermédiaire (210) pour assurer la circulation de ladite eau intermédiaire en circuit fermé entre la réserve d'eau intermédiaire (102) et le condenseur (105) via sa liaison condenseur (107) ;
o une liaison chaude (123) reliant la sortie vapeur de la source de vapeur (119) avec ledit au moins un condenseur (105) de sorte que ledit au moins un condenseur (105) condense la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude (123) par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant dans ladite liaison condenseur (107) ;
o une liaison froide (124) reliant le récupérateur (146) du condenseur (105) avec l'entrée d'eau secondaire de la source de vapeur (119) ; o un circuit d'eau alimentaire (148, 248) ;
o au moins un récupérateur de chaleur (140, 240) positionné sur le circuit d'eau intermédiaire (210) et agencé à une hauteur plus élevée que ledit condenseur (105), ledit au moins un récupérateur de chaleur étant traversé par un circuit d'eau alimentaire (148, 248), ladite eau alimentaire s'échauffant par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant au travers dudit récupérateur de chaleur.
2. Réacteur nucléaire (100) selon la revendication précédente caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur est un condenseur (140) ou un échangeur de chaleur (240) ou un échangeur de chaleur en forme de U.
3. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur (140, 240) est logé à l'extérieur de l'enceinte de confinement (101 ).
4. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur (140, 240) est logé dans la réserve d'eau (102).
5. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur comporte des parois calorifugées.
6. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est un générateur de vapeur simple passe et/ou un générateur de vapeur de type méthodique et/ou un générateur de vapeur à micro-canaux.
7. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est agencée dans l'enceinte primaire (104) au-dessus du cœur (113) pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau primaire.
8. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite réserve d'eau (102) est agencée sur le côté ou au-dessus de ladite enceinte de confinement (101 ).
9. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est logée dans l'enceinte primaire (104) du réacteur (100).
10. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est une source dédiée.
1 1 . Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit condenseur est logé à proximité des parois latérales de ladite enceinte de confinement.
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