EP4390972A1 - 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 - Google Patents

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EP4390972A1
EP4390972A1 EP23217565.3A EP23217565A EP4390972A1 EP 4390972 A1 EP4390972 A1 EP 4390972A1 EP 23217565 A EP23217565 A EP 23217565A EP 4390972 A1 EP4390972 A1 EP 4390972A1
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EP
European Patent Office
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reactor
pit
water
thermocline
circuit
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EP23217565.3A
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German (de)
English (en)
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EP4390972B1 (fr
EP4390972C0 (fr
Inventor
Fabrice Bentivoglio
Jean-Baptiste DROIN
Clément LIEGEARD
Franck Morin
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Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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Publication date
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D20/00—Heat storage plants or apparatus in general; Regenerative heat-exchange apparatus not covered by groups F28D17/00 or F28D19/00
    • F28D20/0034—Heat storage plants or apparatus in general; Regenerative heat-exchange apparatus not covered by groups F28D17/00 or F28D19/00 using liquid heat storage material
    • F28D20/0039—Heat storage plants or apparatus in general; Regenerative heat-exchange apparatus not covered by groups F28D17/00 or F28D19/00 using liquid heat storage material with stratification of the heat storage material
    • 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
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D9/00—Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
    • F28D21/00—Heat-exchange apparatus not covered by any of the groups F28D1/00 - F28D20/00
    • F28D2021/0019—Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for
    • F28D2021/0054—Other heat exchangers for particular applications; Heat exchange systems not otherwise provided for for nuclear applications
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core

Definitions

  • the present invention relates to the field of nuclear power plants, in particular those comprising pressurized water nuclear reactors (PWR). More particularly, it concerns the field of small so-called small or medium power reactors or SMRs in English (acronym for “Small Modular Reactor”), with a calogenic vocation.
  • PWR pressurized water nuclear reactors
  • the main objective of the invention is thus to greatly simplify the operation of a heat-producing PWR reactor which operates at low pressure, typically less than 15 bar and which is intended to provide a relatively low thermal power, of the order of a few tens of MWth.
  • the invention aims to achieve a coupling between a nuclear reactor and a heat storage to smooth the heat production of the reactor, until it can operate all year round at 100% of its power using the storage to manage the intermittent consumption of a low temperature heat network, typically below 100°C, for which the reactor is intended. It can be an urban, rural or industrial heating network.
  • SMR reactor we mean here and in the context of the invention, the usual technological meaning, namely a nuclear fission reactor, of smaller size and power than those of conventional PWR reactors, which is manufactured in a factory and transported to a nuclear installation site for installation.
  • the invention applies to any type of PWR reactor capable of being immersed in a water basin with its primary circuits and secondary to natural or forced convection.
  • SMR reactor we mean here and in the context of the invention, the usual technological meaning, namely a nuclear fission reactor, of smaller size and power than those of conventional REL reactors, a block of which is manufactured in factory and transported to a nuclear installation site for installation.
  • reactor block we mean here and in the context, the vessel, called the reactor vessel as well as all the components and part of the fluidic circuit, in particular the core of the reactor creating heat by nuclear fission reactions , which is housed inside the reactor vessel.
  • heat-producing we mean here and in the context of the invention, a nuclear installation, a nuclear power plant or a nuclear reactor whose power is mainly dedicated to the supply of heat.
  • the power of a heat-producing reactor can be 100% to provide heat. A small part of its power can still be used to provide electricity.
  • electrogenerating is meant here and in the context of the invention, a nuclear installation, a nuclear power plant or a nuclear reactor whose power is mainly dedicated to the supply of electricity.
  • the power of an electrogenerating reactor can be 100% to provide electricity. A small part of its power can still be used to provide heat.
  • pressurized water reactors are the most suitable for providing heat at relatively low temperatures.
  • boiling water reactors are intended to produce steam in a primary circuit directly operated in a turbo-alternator group in order to produce electricity.
  • FNR Fourth generation fast neutron reactors
  • graphite moderator and gas coolant reactors are intended to provide heat at relatively high temperatures.
  • a pressurized water nuclear reactor comprises three cycles (fluidic circuits) whose general principle of normal operation is as follows.
  • High pressure water from a primary circuit draws the energy provided, in the form of heat, by the fission of uranium nuclei, and where applicable plutonium, in the reactor core.
  • this water under high pressure and high temperature, typically 155 bars and 300 °C, enters a steam generator (GV) and transmits its energy to a secondary circuit, also using pressurized water as heat transfer fluid.
  • GV steam generator
  • the water from the secondary circuit is then condensed via a condenser using a third cycle, the tertiary or cooling cycle, as a cold source.
  • the envelope of the reactor building 1 can be made up of several thicknesses.
  • a reactor building 1 can consist of an exterior reinforced concrete wall 12, an interior concrete wall prestressed 10 separated from the exterior wall 12 by an annular space 13 devoid of material, and a metal skin 11 on the inside of the prestressed concrete wall 10, for a 1650 MWe reactor.
  • the number of loops can be three for a 900MWe reactor or 4 for a reactor of 1300 MWe and more.
  • the reactor building 1 is therefore sized, among other things, to house all of the components of the primary circuit 2.
  • FIG. 3 illustrates the energy transfer cycle (heat then electricity) of a PWR reactor.
  • the fluid connections between the interior and exterior of the reactor building 1 are provided by lines 30, 31 of the external circuit of the steam generators 23 towards the secondary circuit 3 comprising a turbine 32 connected to the electric generator 33, a condenser 34 , a food pump 35 and a heater not shown.
  • the reactor building 1 is crossed by a line called hot line 30 which evacuates the steam from the steam generator 23 to evacuate the power and bring it to the turbine 32, and by a so-called cold line 31 which supplies liquid water to the steam generator 23.
  • a pool reactor has generally been implemented on an experimental basis with a low power, typically 10 MWth: the pressure in the primary circuit can be close to atmospheric pressure, implying both moderate neutron fluences within the core, and the temperature of the primary circuit is limited and close to 100°C maximum.
  • the height of liquid water above the core makes it possible to slightly increase the primary pressure within the fissile core, while remaining within the order of magnitude of a few bars.
  • the advantage of such a reactor lies in the simplicity of design, the reactor vessel not being considered as an enclosure subject to pressure, the concrete vessel well and its watertight internal casing forming the reactor vessel surrounding the primary circuit.
  • the reactor also has significant thermal inertia, due to the importance of the water inventory in the primary circuit in relation to the power of the reactor, which also brings a gain in general safety with respect to -vis incidental transients, and driving. Finally, the thickness of the tank well and its absence of lateral or lower crossings ensures by design that it is impossible to drain the primary circuit, nor its depressurization. Such a pond reactor therefore meets many criteria of simplicity of design, safety in design, and ease of control.
  • An example of a heat-producing loop reactor is the Chinese HAPPY 200 reactor from the company SPIC, dedicated to district heating in the city of Beijing. With a unit power of 200 MWth, it is designed in batches of two units, thus equaling the performance of the aforementioned CNNC DHR400 project.
  • the reactor vessel is a self-supporting steel structure, designed in the factory and assembled on site, although with complete welding of the primary loop, thus requiring heavy site work.
  • the thermal power is evacuated from the core via two primary loops supplying plate exchangers, by forced convection using two pumps.
  • a pool of water surrounds the entire reactor vessel, but without direct contact due to a double envelope. In an accidental transient situation, this double envelope is flooded by the cold water present in the pool.
  • This loop reactor configuration thus has the advantage of being able to provide heat at a temperature relatively close to of that leaving the core, thanks to forced convection in the primary circuit, which facilitates the extraction of thermal power, and due to the presence of plate exchangers between primary and secondary circuits, which also allows a low thermal gradient between temperatures of the primary circuit and the secondary circuit.
  • the last category is that of so-called integrated reactors, which include a block delimited by a reactor vessel entirely produced in the factory and transported to site, and which houses the primary circuit in its entirety, and in particular the exchangers between primary and secondary circuits.
  • This type of integrated reactor has the same configuration as the main concepts of so-called SMR reactors currently existing, with an electrogenerating function, namely a configuration based on the integration of the steam generator, or even of all the components of the primary circuit in particular the pressurizer and the primary pumps, inside the reactor vessel.
  • SMRs are called integrated SMRs.
  • SMR reactors allow simplification of systems, mainly for safety purposes, and an increased capacity for modularity through significant manufacturing of components in the factory for transport to the construction site.
  • integrated SMRs have the advantage of no longer requiring overhead fluid lines in pressurized water, which considerably reduces the risk of accidents and associated consequences linked to the rupture of the primary circuit lines.
  • installation on site is greatly facilitated by limiting itself to secondary piping connections, apart from the connections of the volumetric and chemistry system of the primary circuit, which are of small diameter.
  • the nuclear power plant project with the acronym NUWARD TM is a power plant with an electrogenerating vocation, made up of two integrated SMRs, with a unit power equal to 170MWe, each of which includes a block housing all the components of the primary circuit at inside the reactor vessel.
  • Such an integrated SMR reactor whose block is generally designated under the numerical reference 4 comprises a fixed compartment 40 and a removable compartment 41 in the form of a cover, for the fuel handling or maintenance phases of the reactor internals.
  • a precursor concept for an integrated heat-producing reactor is the THERMOS project carried out jointly by the Applicant and the company Technicatome: [4].
  • the reactor according to this project had a thermal power of 100 MWth and was intended to supply urban heat to the city of Grenoble.
  • the reactor vessel integrates the entire primary circuit, thus allowing operation under a pressure higher than that of a tank reactor, necessary to provide urban heat close to 120°C.
  • the reactor vessel which was proposed was thus entirely assembled in the factory, and notably housed the exchangers between primary and secondary circuits in its upper part.
  • the low temperature gradient in the core required the presence of primary fluid pumping groups, arranged in the hot part, which is not ideal in terms of safety and ease of maintenance.
  • the thermal inertia of the primary and secondary circuits is relatively limited, the basin in which the reactor is immersed being thermally disconnected from the normal operation of the reactor, which is detrimental to operational safety and the smoothing of power call transients. power of the customer heating network.
  • the IRWST pool includes a pit forming the vessel well inside which the assembly consisting of the reactor vessel and the containment vessel is partially immersed.
  • This IRWST pool also serves as a cold source for sizing accidents.
  • This type of integrated reactor presents the same advantages of factory buildability and modularity, as those of integrated SMRs with generator function, in particular from the company NuScale Power.
  • Patent applications/patents can be cited here CN210069996U , CN113790469A , CN205388908U , US20120314829A1 , JP2003270383A , US4294311 , FR2322242B2 , FR2257869B1 , CN210123170U And CN105509121B which raise the possibility of such a coupling.
  • the patent US4294311 evokes the possible storage of heat from a nuclear reactor of the PWR type in a pit filled with a media, of the PTES type (Anglo-Saxon acronym “Pit thermal Energy Storage”) with layers of different temperatures separated by membranes in polyurethane. Not only does such a pit seem expensive to implement but, moreover, no real details are given on the coupling between the reactor and the PTES pit.
  • the aim of the invention is therefore to respond at least in part to this need.
  • a tank well placed on the ground involves forced convection circulation of tertiary water.
  • the pit is advantageously covered with a thermally insulating cover.
  • the pit is artificially dug into the ground and includes a sealing coating, preferably thermally insulating, covering its bottom and its side walls.
  • the covering is a membrane adapted to match the shape of the bottom and side walls of the pit.
  • the thermally insulating blanket or sealing coating may comprise one or more thermal insulation material(s) chosen from stainless steel, a polymer such as high density polyethylene (HDPE), or an elastomer.
  • a polymer such as high density polyethylene (HDPE)
  • HDPE high density polyethylene
  • the excavated or installed tank pit is preferably closed by a removable metal cover forming the separation wall with the volume of the pit.
  • the excavated or installed tank pit may include a concrete wall forming the separation wall with the ground and the volume of the pit.
  • the height He of the tank well excavated below the bottom of the pit is advantageously at least equal to 15m.
  • the reactor is a calogenous SMR type reactor.
  • the invention essentially consists of positioning a PWR type reactor at the bottom of a thermal storage pit delimiting a thermocline and thermally coupling them.
  • the tertiary circuit of the reactor is made up of the pit itself and one (or more) exchanger(s) with the secondary circuit whose inlet is fluidly connected in a cold temperature zone below the thermocline and the outlet is fluidly connected in a hot temperature zone above the thermocline so as to ensure natural or forced convection of the water in said tertiary circuit, whatever the season of the year and the call power of the heating network whose inputs and outputs are preferably connected respectively to the cold and hot temperature zones.
  • the heating network itself includes a circuit for pumping and discharging water and heat exchange with the network.
  • the installation as planned with its heat reactor is intended to supply urban heating networks, supply industrial processes such as desalination, desiccation, transformation of food products.
  • a complementary electrical production unit can also be added, using an organic Rankine cycle, to obtain local emergency electrical production in the event of ultimate need, complementary to the conventional battery park solutions generally used.
  • active means classified as emergency of the diesel combustion type.
  • primary water By “primary water”, “secondary water”, “tertiary water”, we mean the water which constitutes the fluid respectively of the primary, secondary and tertiary circuit.
  • temperatures, powers, volumes, flow rates, etc. indicated are for information purposes only.
  • other temperatures can be considered depending on the configurations in particular SMR reactor power, volume of water in the secondary basin, power requirement for the heating network, etc.
  • This reactor 4 has a unit power of 20 MW thermal, for heat generation purposes, that is to say dedicated to the supply of hot water, typically at 90°C. Its unit power can however vary upwards or downwards, in a range of approximately 10 MW to 100 MW, and the hot water supply temperature can also change.
  • the reactor 4 of central axis vertical cylinder This reactor vessel consists of a fixed compartment 40 and a removable compartment 41, above the reactor core for the fuel handling or maintenance phases of the reactor internals.
  • This removable compartment 41 is a cover in the form of a dome 5 whose central chimney integrates a rolling valve 64 adapted for cooling the reactor pressurizer as detailed below.
  • the core C of the reactor comprises a set of fuel assemblies 42 such as those conventionally used in PWR type reactors but with a fissile height adapted to obtain the desired total thermal power.
  • Each fuel assembly has several locations lacking fuel rods, replaced by absorbent rods which can move up or down in the assembly to control the reaction. Data from preliminary studies carried out by the Applicant consider a number of 52 assemblies and a lifespan of 10 years, with a fissile height of 1.5 m.
  • the metal envelope 40 houses in its lower part a cylinder 43 supporting a basket of assemblies usually designated under the name "core support basket”, dedicated to holding the fuel assemblies 42, and a separation envelope 40 with its peripheral neutron reflector 440 intended to ensure the maintenance of the neutron flux in the core.
  • Two flanges 45 are bolted between the fixed compartment 40 and the dome 41.
  • the seal between a flange 45 and each of the two compartments 40, 41 is advantageously ensured by a metal seal.
  • the dismantling of this flange 45 allows the complete handling of the fuel assemblies during the core reloading phases.
  • the studies carried out by the Applicant provide for outages for fuel reloading scheduled for ten-yearly inspections, without intervention on the core between these periods.
  • rod cluster guides 46 allow the insertion of nuclear reactivity control rods 42, in a manner similar to what is usually encountered in conventional PWR reactors.
  • the control bars 42 are rods made of neutron absorbing material.
  • the free volume above the reactor core C allows the completely extended positioning of the control rods 42, as well as the waiting position of so-called emergency absorbent rods, dedicated to the safety shutdown of the nuclear reaction.
  • a perforated plate with holes 48 is fixed, allowing the free passage of the hot primary fluid coming from the core through the holes 480, as well as the rods for controlling the movement of the rolling ring 481.
  • a regulating valve 481 for the water flow of the primary circuit also called flow lamination, is arranged.
  • This valve is in the form of a rolling ring 481 which matches the interior periphery of the compartment 45 of the tank and extends over a height between the plate 48 and the primary water outlet openings, making it possible to adjust the flow rate of the latter.
  • This rolling valve 481 has the function of regulating the natural circulation flow of the water from the primary circuit passing through the openings 400 which constitute the inlets of the primary water collectors of the exchangers 49 between primary and secondary circuit.
  • the positioning control of this regulation valve is carried out by an electric motor controlling the vertical movement of the control rod 482 linked to the crown 481, which is advantageously identical to those used by the control rods of the reactivity control bars 46 .
  • this regulation valve 481 allows the water from the primary circuit to completely pass through the openings 400, thus making it possible to maximize the heat exchange in the exchangers 49 between primary and secondary circuits, in order to evacuate the residual power and cool the primary circuit. This operation by gravity fall of this regulation valve guarantees reliability and safety in the event of electrical loss or reactor failure.
  • reactor 4 of figures 5 And 6 in normal operation, the thermal power created by the nuclear chain reaction within the reactor core is evacuated by the fluid of the primary circuit which rises by natural convection in an upward manner, to arrive in the upper part, where it can then flow along the different outlet openings 400 corresponding to the inlet collectors of the exchangers 49 between primary and secondary circuit and in an upper central portion of the core, in the form of a chimney.
  • This non-detailed central chimney, called a riser contains in addition to the control rod control mechanisms, the core parameter instrumentation sensors, and above the movement motors 47 of the reactivity control rods 42.
  • the separation envelope 44 of the core C makes it possible to separate the water, the fluid of the primary circuit, in its so-called cold and hot temperatures.
  • the primary water at cold temperature surrounding the core C inside the envelope 40 while the primary water at hot temperature, heated by circulating upwards in the core C, is found in the central portion upper part of the heart.
  • a separation plate 7 separating the interior of the dome 41 from the tank containing a pressurizer, from the riser.
  • This separation plate 7 contains a plate with through holes 70 making it possible to ensure the functions of thermal insulation and pressure differences of the integrated pressurizer.
  • This separation plate can be of the type already described in the request for patent WO2012/158929 A3 .
  • the water from the primary circuit passes through the openings 401 which constitute the primary water outlet collectors of the exchangers 49 then returns in a closed circuit towards the lower part of the reactor core .
  • the circulation in closed circuit P only by natural convection of primary water is symbolized by the white arrows in figures 5 And 6 .
  • the driving force of the primary circuit in natural convection is controlled by the difference in height between the average altimetric position of the exchangers 49 (primary cold source), and the average height of the fissile zone of the core C (primary hot source).
  • the adjustment of the primary water pressure is carried out by the rolling valve 481 whose control mechanisms are housed in one of the holes 480 of the plate 48.
  • the inlet and outlet temperature of the primary water is adjusted thanks to the conditions of neutron fluence, that is to say the thermal power of the core, by the positions of the reactivity control bars 42 in the core, and to the conditions of temperature and saturation pressure in the pressurizer.
  • the valve for rolling the primary water flow which sets the conditions of exchange circulation between primary and secondary circuits in relation to the power produced at the core.
  • the operation of the heat reactor can be controlled simply by controlling the pressure and temperature at the level of the pressurizer using the primary steam cooling system 6 and the heaters 8, and adjusting the circulation flow rate.
  • the exchangers 49 between the primary and secondary circuits are preferably plate exchangers, advantageously made of stainless steel, and designed to withstand the water pressure of the primary circuit.
  • these exchangers 49 are manufactured by stacking consisting of grooved metal plates assembled together either by hot isostatic compression (CIC) or by hot uniaxial compression (CUC) so as to obtain diffusion welding between the metal plates, or by brazing.
  • the flow is downward for the primary water, and upward for the secondary water.
  • the secondary circuit of this reactor 4 is not a closed loop circuit as in conventional PWR reactors, but includes a water basin B, as shown schematically in Figure Figure 11 .
  • This basin B is contained in the space of the reactor well reactor forming the third containment barrier, and the reactor vessel 4 is immersed therein.
  • This secondary circuit with liquid water basin B is an open environment delimited by the tank well, without a circulation pump.
  • the exchangers 49 are not integrated into the reactor vessel 40, 41 but arranged and fixed outside it.
  • Such an arrangement is possible because the improbable possibility of rupture of the primary water inlet or outlet pipes, thus causing a large diameter breach and loss of the latter, does not have significant accidental consequences for the reactor. .
  • the liquid water pool B completely envelops the reactor vessel 4, and an accident of this type cannot lead to a risk of dewatering of the core, endangering the physical integrity of the reactor core.
  • thermocline The internal circuit within an exchanger 49 which is part of the secondary circuit of the reactor 4 therefore sees a flow of liquid water pass as a secondary fluid which heats up on contact with the primary water within the exchanger 49, by natural suction from its inlet collector 490 at the bottom to their outlet collector 491 at the top thereof.
  • the secondary water then creates a greater volume at a so-called hot temperature.
  • the separation layer between a so-called cold temperature and the so-called hot temperature of secondary water is designated under the name of thermocline, as symbolized under the name thermocline 1 in Figure 6 .
  • the water basin B is configured to achieve vertical thermal stratification resulting in the formation of a thermocline delimited between the bottom of the basin at a cold temperature in which the reactor vessel 4 is submerged and the top of the basin at the warm temperature. It is the height of the thermocline layer which will set the cooling flow of the secondary circuit through the exchangers 49.
  • the closed circuit circulation S only by natural convection of the secondary water is symbolized by the gray arrows in figures 5 And 6 .
  • the flow rate by natural convection of the secondary water is adjusted by regulating valves 5 integrated in each of the outlet collectors 491 of the exchangers 49, as illustrated in Figure 9 .
  • the cold secondary water temperature is governed by the temperature conditions of the secondary water pool B.
  • the hot temperature is set by the control valves in the outlet collectors 491, and by the heat exchange within the exchangers 49 themselves.
  • FIG. 10A, 10B, 10C An example of integration of a control valve 5 in the form of a butterfly valve 5 50 in an outlet manifold 491 is shown in Figures 10A, 10B, 10C which show the valve in a position respectively fully open in which the maximum flow of secondary water from the basin can pass, intermediate, and a completely closed in which no flow can pass.
  • the butterfly 5 is rotated by the output shaft 51 of an electric motor 52.
  • the end of the shaft 51 opposite that linked to the butterfly 50 is linked to an offset flyweight 53.
  • the gravity fall of the flyweight 53 places the valve 5 in its fully open position so as to circulate the maximum flow of secondary water from basin B.
  • thermocline 1 is completely merged with the upper free level of secondary water basin B.
  • the driving height of secondary water circulation is then maximum due to the maximum weight of the water column cold supplying the inlets of exchangers 49.
  • the thermal power demand towards the primary circuit is then maximum, and the average temperature of the primary water drops.
  • the lowering of the temperature of the primary water leads to an average cooling of the moderator in the core, thereby inducing an increase in the reactivity of the core, and therefore an increase in its thermal power.
  • Maximum conditions for thermal heating of the secondary water volume are accompanied by a natural increase in core power, reactor 4 is therefore naturally stable.
  • the position of the primary water rolling valve combined with the positions of the reactivity control bar 42, however, makes it possible to limit the increase in the reactivity of the core, to remain within the temperature rise range of the entire reactor block 4 and its reactor well.
  • thermocline 1 drops in level, this implies an elevation of the secondary hot water layer, and therefore a drop in the driving height of secondary water through the exchangers 49 since the height of the cold water column decreases. Then, the circulation of secondary water by natural convection decreases, thereby reducing the exchange thermal between primary and secondary circuits.
  • the reduction in power evacuation leads to an increase in the average temperature of the primary water, and therefore an increase in the average temperature of the moderator in the core. There is therefore a decrease in reactivity through expansion of the moderator, and the neutron and thermal power produced decreases.
  • the reactor is therefore naturally stable for evacuation and thermal storage towards the volume of secondary water defined by basin B.
  • the volume of secondary water is dimensioned by the dimensions of the tank well on the one hand and by the height dedicated to the cold and hot zones of the secondary water on the other hand.
  • the volume of secondary water is of the order of 300 to 400 m 3 for the cold zone, and 100 to 150 m 3 for the hot zone, i.e. a total volume for basin B of between 400 and 550 m 3 .
  • thermocline 1 can only be maintained at a fixed position on the condition that there is a continuous withdrawal of a quantity of the secondary water at its warm temperature and replacement by the same quantity of water secondary to its cold temperature. This continuous sampling is detailed below in relation to the Figure 12 , so that there is a balance between the thermal power produced by the reactor core, and its extraction by this sampling and replacement.
  • the heat evacuated by the reactor can be stored, before its transport to a heat network, by a thermal storage pit.
  • the stability conditions described above make it possible to temporarily store the power produced by the reactor core by modifying the ratio between the secondary water and its temperature. cold and at its hot temperature, and by lowering the level of thermocline 1. After several minutes of operation, the continued evacuation of the thermal power produced by the reactor without an external escape, leads to the shutdown of the reactor, to evacuate only the residual power, through specifically dedicated residual power evacuation systems.
  • a continuous thermal power of 50 MW with secondary water supply at 90°C and return at 45°C, requires pumping of 270 liters per second, or 970 m 3 per hour from the hot water layer above above thermocline 1 and a return of the same quantity at the bottom of the reactor well.
  • this evacuation and this return can be implemented by means of piping coming from the upper part of the tank well, in order to avoid lateral connections likely to cause leaks or lateral mechanical strength problems restricting expansion. or earthquake resistance.
  • the primary circuit of the reactor operates solely by natural convection, that is to say without a pumping group.
  • the inventors then thought of modulating the thermal losses by conduction through the dome 6, to control the depressurization of the primary steam of the pressurizer, taking advantage of the fact that the metal envelope 60 of the cover 41 is thin, typically between 10 and 20 mm.
  • the steam cooling and condensation part comprises a double-walled dome 6 60, 61 spaced apart from each other forming a space E inside which liquid water from basin B can circulate from the bottom to the top of the dome forming a central evacuation chimney 62.
  • space E has a constant height of around 1 to 3 cm.
  • thermocline 1 In normal operation, the level of the thermocline 1 is fixed sufficiently above the pressurizer, in particular so as to be located above the central evacuation chimney 62, as illustrated in Figure 11 .
  • the liquid water which thus circulates solely by natural convection in the space E delimited by the two walls 60, 61, from a cold temperature below the thermocline 1, will condense the saturated vapor of the primary circuit inside of the tank and thus reduce the pressure within the tank.
  • the cold temperature of liquid water entering the space E at the bottom of the dome 6 is around 50°C, which allows effective and rapid cooling of the dome 6, and in particular of the internal wall 60 forming the enclosure mechanical resistance to the pressure of the primary circuit, and thereby the primary water vapor underlying it.
  • the central chimney 62 integrates within it a regulation valve 64 or in other words rolling valve which makes it possible to adjust the flow of secondary liquid water which circulates in space E and therefore to regulate the liquid cooling as such. Indeed, in a completely closed position of the valve 64, the layer of water is trapped and stratified in the space E. Conversely, in a position of opening, in particular completely, of the valve 64, the water hot rises naturally in space E then through the central chimney 62 and will join the upper hot water layer of basin B, while the cold water from basin B is sucked in through the entry in the low position of the double wall 60, 61.
  • a regulation valve 64 or in other words rolling valve which makes it possible to adjust the flow of secondary liquid water which circulates in space E and therefore to regulate the liquid cooling as such. Indeed, in a completely closed position of the valve 64, the layer of water is trapped and stratified in the space E. Conversely, in a position of opening, in particular completely, of the valve 64, the water hot rises naturally in space E then through the central chimney 62 and
  • Valve 64 can be a butterfly valve like secondary flow valve 5 illustrated in Figures 10A, 10B, 10C .
  • the two walls 60, 61 of the dome 6 are metallic, preferably stainless steel.
  • the external wall 61 of the dome 6 is advantageously covered with a cap 63 housing within it a thermal insulator.
  • the reactor 4 comprises, as a passive heat sink, a plurality of cooling fins 65 arranged inside the internal wall 60, being preferably distributed uniformly on the surface of the latter, of preferably welded or brazed.
  • These fins 65 thus increase the contact surface with the steam of the primary circuit and therefore make it possible to improve the heat exchange by conduction between said steam and the dome 6.
  • these fins 65 are rectilinear and extend over a major part of the height of the dome.
  • These fins 65 are preferably made of the same material as the walls 60, 61 of the dome 6, and typically have a thickness of a few cm and a length of a few tens of cm along the inside of the wall 60.
  • the heating part of the pressurizer comprises a plurality of electrical resistances 8 wrapped in an electrical insulator and powered by electrical cables, arranged inside the dome, preferably on the separation plate 7 which in its center comprises a portion with holes 70 allowing the functions of thermal insulation and pressure difference of the integrated pressurizer to be ensured.
  • a portion with holes 70 is for example as according to the device described in the application patent WO 2012/158929A3 .
  • the electrical resistances 8 can be of the type of those described in the patent US4135552 .
  • the inventors in order to smooth the heat production of reactor 4, until it can operate all year round at 100% of its power, the inventors have provided a thermal coupling between the latter and a thermal storage pit 9 filled with water delimiting a thermocline which will make it possible to manage the intermittent consumption of a heating network.
  • the inventors planned to position the reactor well 100 of the reactor 4 below the bottom of an artificially dug thermal storage pit 9, of the PTES type (Anglo-Saxon acronym for “Pit Thermal Energy Storage”), filled of water. As illustrated in Figure 12 , the positioning of the excavated tank pit 100 is in the middle of the pit 9 which is symmetrical in shape.
  • publication [6] which describes the creation of such a pit 9.
  • the bottom 90 and the side walls 91 of the pit are covered with a waterproofing coating in the form of a membrane (liner).
  • this membrane can be made of high density polyethylene (HDPE).
  • the pit 90 is covered with a thermally insulating cover 92 to limit thermal losses into the atmospheric air.
  • thermocline 2 is designated as thermocline 2 in Figure 12 .
  • the cold and hot temperatures of the heating network can be respectively equal to 45°C and 90°C.
  • thermocline 2 changes depending on the season and the related atmospheric and ground temperatures. More precisely, the position of thermocline 2 evolves rather to the first order as a function of the energy loaded and discharged voluntarily from the reactor 4 and/or to the heat network 300. Then, to the second order, it degrades naturally due to first of all the thermal conduction between the hot layer and the cold layer of thermocline 2, and also because of thermal losses to the outside which can actually depend on the season and the temperatures of the atmosphere. We specify here that the ground temperature varies very little and only has a marginal effect.
  • thermocline in a thermal storage tank.
  • the layer of cold water within pit 9 is minimal and the thermocline is at its lowest, as symbolized by the dotted line on the Figure 12 .
  • the tank well 100 excavated below the bottom 90 of the thermal storage pit 9 comprises a peripheral wall 101 of prestressed concrete internally coated with a metallic coating, preferably in the form of a stainless steel membrane.
  • a metallic coating preferably in the form of a stainless steel membrane.
  • Such a covering has the function of serving as a rigid structure for the reactor vessel 40, 41, 42 forming the third confinement barrier, and the prestressed concrete wall 101 has the function of responding to the pressure and temperature conditions of secondary water, and ensuring the physical integrity of the third barrier.
  • the assembly consisting of the reactor vessel 40, 41, 42 forming a reactor block 4 to which the exchangers 49 are fixed is supported by a metal base 102, preferably made of stainless steel, or of black steel coated with an anti- corrosion.
  • this base is held in the bottom of the tank well 100 by a mechanical locking system, not shown, adapted to prevent its movement and its lifting in the event of an earthquake.
  • the base 102 and the reactor block 4 which it supports can be lifted and brought to the top of the reactor well.
  • the mechanical locking system of the base must be able to be unlocked in a simple manner using tools accessible from the top of the tank well 100.
  • the base 102 which supports the reactor block 4 is rigidly connected to a foundation slab 103, and the metal covering with which the prestressed concrete wall 101 is covered is fixed rigidly and watertight to the slab 103.
  • the reactor 4 has a total physical impossibility of the occurrence of a serious accident, with significant melting of the core and perforation of the primary circuit tank. There is therefore no specific corium recovery device at the bottom of the reactor pit.
  • the tank well 100 is closed by a removable and waterproof cover cap 104, adapted to resist the pressure of the secondary circuit.
  • the cover cap 104 is a metal slab, mechanically welded, more preferably cellular or formed of boxes.
  • a gas sky 105 preferably nitrogen, is delimited by the free level of the volume of secondary water in the tank well 100.
  • This gas sky 105 makes it possible to control the secondary water pressure, to adapt the free level variations and secondary water expansion, and to prevent the presence of oxygen.
  • the mechanical connection between the metal lining of the tank well and the cover plug is constituted by a metal seal or a high temperature elastic seal, in order to maintain total tightness.
  • a pipe not shown with water circulation within it can be embedded in the concrete wall 101, at a distance close to the interior and the lining metal forming the third barrier.
  • the tertiary circuit of the reactor is constituted by the pit 9 itself and at least one exchanger 200 with the secondary circuit whose inlet 201 is fluidly connected in a cold temperature zone below the thermocline and the outlet 202 is fluidly connected in a hot temperature zone above the thermocline.
  • a heat network 300 has at least one inlet 301 which is fluidly connected to an area of the pit below the thermocline and at least one outlet 302 fluidly connected to an area of the pit above the thermocline.
  • a pipe 210 is connected to the inlet of the tertiary circuit of the heat exchanger 200 and its end 211 forming a withdrawal collector opens directly into the zone of the pit below the thermocline.
  • a pipe 220 is connected to the outlet of the tertiary circuit of the heat exchanger and its end 221 forming an injection manifold opens directly into the zone of the pit above the thermocline.
  • thermocline By considering the altitude of the withdrawal collector 211 in the zone below the thermocline, that is to say the lowest cold layer of the water of the pit 9, whatever the season, we guarantee a minimum driving height of water necessary for the establishment of natural convection of water in pit 9, that is to say in the tertiary circuit of the installation.
  • the closed circuit circulation T only by natural or forced convection of tertiary water is symbolized by the dotted arrows in Figure 12 . It is specified that this circulation T is shown in pit 9 for the purposes of clarity but that in reality the rising branch of the convection passes through the pipe 220 and that the descending branch does not exist as such, since it is a natural piston which advances over the entire section of thermocline 2.
  • a pipe 310 is connected to the inlet 301 of the heat network and its end 311 forming an injection manifold opens directly into the area of the pit below the thermocline.
  • a pipe 320 is connected to the outlet 302 of the heat network and its end 321 forming a withdrawal collector opens directly into the area of the pit above the thermocline.
  • the reactor installation configuration in storage pit 9 as shown in figures 12 And 15 allows circulation by natural convection.
  • the tank well 100 is installed partly below the bottom 90 of the swimming pool 9, that is to say with a tank well 100 excavated to a height He such that we can do without a pump, the pipe 210 supplying water from the pit 9 at its cold temperature opening into the bottom 90 of the pit.
  • the excavation height He can be between 16 and 18m.
  • thermo-hydraulic pre-sizing calculations on all of the primary, secondary and tertiary circuits of the installation according to the Figure 12 from thermomechanical calculation software. It may be a classic thermo-hydraulic software known under the name CATHARE:[8].
  • an exchanger pinch 49 is the minimum temperature difference between the primary water and the secondary water at a point of the given exchanger.
  • thermo-hydraulic operating parameters making it possible to pre-size the exchangers 49, and an estimate of the positioning of the latter vis-à-vis of the heart.
  • an estimated volume of exchangers 49 can be established, with installation at a minimum height of 3.16 m relative to the average altitude of the fissile zone.
  • the primary water pressure of 4 bars is determined such that the boiling margin with respect to the average core outlet temperature is 20°C.
  • the reactor vessel 40, 41 of the reactor block 4 has an overall height of approximately 9 m, with an overall diameter of 3 m integrating the main shell 42 with a diameter of the lower compartment 40 of the vessel of 2.74 m and a diameter of the upper compartment 41 of 2.15 m.
  • a number of three identical exchangers 49 is retained with for each a useful heat exchange volume of approximately 1.2 m 3 and an exchange height between primary circuits and secondary of 2m.
  • the three exchangers 49 are fixed with their collectors 400, 401, 490, 491 at 120° from each other to the compartments 40, 42 of the reactor vessel.
  • the thickness of the reactor vessel is not dictated by considerations of resistance to pressure since it is immersed in the secondary water of basin B, but rather by constraints of mechanical rigidity, resistance to buckling and heart support. An average thickness of around 20 mm is therefore retained. We recall here that the primary pressure is lower than the secondary pressure.
  • the material envisaged for the reactor vessel 4 and the exchangers 49 is stainless steel.
  • CAD Computer-aided design
  • the average temperature of secondary water is around 85°C, which is lower than the boiling temperature of water in the atmosphere.
  • the volume of primary water is of the order of 30 m 3 , or approximately a factor of 10 lower than that of the volume of secondary water.
  • the following table 2 illustrates the characteristics of the thermo-hydraulic sizing of secondary and tertiary circuits.
  • the CAO indicates a number of three 200 interchanges, which could be reduced to two, for reasons of economic optimum.
  • the operating conditions are therefore substantially identical to those governing the circulation of primary water.
  • a number of three identical exchangers 200 are retained, each with a useful heat exchange volume of approximately 1.1 m 3 and an exchange height between secondary and tertiary circuits of 1.7 m.
  • the pinch in an exchanger 200 is increased compared to that of an exchanger 49 due to the temperature difference between the layer of cold water at 35°C in pit 9, and the layer of hot water at 90° vs.
  • the driving height of natural convection of secondary water is at least 2.7 m, which sets the maximum altitude position of thermocline 1.
  • the minimum driving height necessary for the establishment of natural convection of tertiary water corresponds to the difference in altimetry between the median position of an exchanger 200, and the position of the separation thermocline between cold layer and hot layer in pit 9. This thermocline evolves seasonally and at the end of the summer period, before the supply of heat to the network 300 is started, the cold water layer is minimum and as is already apparent from the above, the conservative value chosen is the altitude of the withdrawal collector 211 of the tertiary water.
  • the pre-sizing carried out is based on the minimization of pressure losses allowing the establishment of natural convection at moderate driving height.
  • the minimum calculated height is of the order of 2 m, which allows compact installation, despite the cumulative conditions of natural convection of the primary, secondary and tertiary circuits which lead to relatively deep burial of the reactor block 4.
  • the level of the invert 103 of the tank pit is located approximately 50 m above the ground, when the tank pit 100 is completely excavated, that is to say buried completely below the bottom 91 of the pit 9.
  • the bottom of pit 9 is 32 m from the ground surface. In the hypothesis of a deeper pit 9, for example 40 m, the depth of the raft would then be closer to 60 m, because of the need to establish natural convection of tertiary water.
  • Water injections into thermal storage pit 9 and withdrawal to reactor 4 are planned to have constant flow rates all year round corresponding to operation of the reactor at 100% power.
  • the outward and return flow rates of the heating network 300 are variable depending on the power demand of the network. Variations in hydrostatic head in pit 9 during the year may require the addition of a device to regulate the withdrawal flow to the reactor to keep the latter constant.
  • the different collectors for withdrawal 211 or injection 221 of tertiary water or withdrawal 321 and injection 311 of the heat network 300 can be produced according to a preferred configuration.
  • the exchanger 200 between secondary and tertiary circuit is shown in Figure 12 inside the pit 9.
  • the exchanger(s) 200 is(are) arranged outside the secondary water volume, more preferably behind the tank well 100 in the concrete wall 101, as illustrated in Figures 16 and 16A , with an isolation valve 212 on each inlet and outlet pipe, in order to be able to isolate the secondary circuit and complete the sealing of the third radioactive containment barrier.
  • thermosyphon any PWR reactor with water flow rates in the primary and secondary circuits generated by pumps, that is to say according to forced convection or by a thermosyphon may be suitable for coupling by its tertiary circuit in natural convection with a thermal storage pit filled with water as described previously.

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Abstract

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.
L'invention consiste essentiellement à positionner un réacteur de type REP au fond d'une fosse de stockage thermique délimitant une thermocline et à les coupler thermiquement en vue de fournir de chaleur à un réseau.

Description

    Domaine technique
  • La présente invention concerne le domaine des centrales nucléaires, en particulier celles comprenant des réacteurs nucléaire à eau pressurisée (REP). Plus particulièrement, elle concerne le domaine des petits réacteurs dits de petite ou moyenne puissance ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), à vocation calogène.
  • L'invention a ainsi pour objectif principal la simplification forte de l'exploitation d'un réacteur REP à vocation calogène qui fonctionne à basse pression, typiquement inférieure à 15 bar et qui est destiné à fournir une relativement faible puissance thermique, de l'ordre de quelques dizaines de MWth.
  • En particulier, l'invention vise à réaliser un couplage entre un réacteur nucléaire et un stockage de chaleur pour lisser la production de chaleur du réacteur, jusqu'à pouvoir le faire fonctionner toute l'année à 100% de sa puissance en se servant du stockage pour gérer l'intermittence de consommation d'un réseau de chaleur basse température, typiquement inférieure à 100°C, auquel le réacteur est destiné. Il peut s'agir d'un réseau de chaleur urbain, rural ou industriel.
  • Par « réacteur SMR », on entend ici et dans le cadre de l'invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels REP, qui est fabriqué en usine et transporté sur un site d'implantation nucléaire pour y être installé.
  • Bien que décrite en référence à un réacteur SMR à vocation calogène à convection naturelle des fluides aux circuits primaire et secondaire, l'invention s'applique à tout type de réacteur REP susceptible d'être immergé dans un bassin d'eau avec ses circuits primaire et secondaire à convection naturelle ou forcée.
  • Par « réacteur SMR », on entend ici et dans le cadre de l'invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels REL, dont un bloc est fabriqué en usine et transporté sur un site d'implantation nucléaire pour y être installé.
  • Par « bloc de réacteur », on entend ici et dans le cadre, la cuve, dite cuve de réacteur ainsi que l'ensemble des composants et partie de circuit fluidique, notamment le coeur du réacteur créant de la chaleur par des réactions nucléaires de fission, qui est logé à l'intérieur de la cuve de réacteur.
  • Par « à vocation calogène », on entend ici et dans le cadre de l'invention, une installation nucléaire, une centrale nucléaire ou un réacteur nucléaire dont la puissance est dédiée majoritairement à la fourniture de chaleur. La puissance d'un réacteur à vocation calogène peut être à 100% pour fournir de la chaleur. Une faible part de sa puissance peut tout de même servir à fournir de l'électricité.
  • Par « à vocation électrogène », on entend ici et dans le cadre de l'invention, une installation nucléaire, une centrale nucléaire ou un réacteur nucléaire dont la puissance est dédiée majoritairement à la fourniture d'électricité. La puissance d'un réacteur à vocation électrogène peut être à 100% pour fournir de l'électricité. Une faible part de sa puissance peut tout de même servir à fournir de la chaleur.
    • Technique antérieure
  • Un des sujets actuels de développements pour les réacteurs nucléaires concerne les réacteurs dits calogènes destinés à fournir un niveau de puissance thermique de quelques dizaines de MWth, à des fins principalement de fourniture de chaleur dite urbaine, c'est-à-dire dans des réseaux urbains, pour des villes/agglomérations de plusieurs centaines de milliers d'habitants.
  • Parmi les différentes solutions technologiques qui fournissent de la chaleur à partir d'une fission nucléaire, il est communément admis qu'à ce jour, les réacteurs à eau pressurisée (REP) sont les plus adaptés pour fournir de la chaleur à relativement basse température.
  • En effet, les réacteurs à eau bouillante (REB) ont pour vocation la production de vapeur dans un circuit primaire directement exploitée dans un groupe turbo-alternateur afin de produire de l'électricité.
  • Les réacteurs à neutrons rapides de quatrième génération (RNR), fournissent une chaleur à des niveaux de température au-delà des requis nécessaires, et ont principalement comme inconvénients un coût de construction et d'exploitation qui les rend incompatibles avec la fourniture exclusive de chaleur urbaine.
  • De même, les réacteurs à modérateur graphite et à caloporteur gaz sont destinés à fournir de la chaleur à relativement haute température.
  • Enfin, les concepts émergeants de type réacteurs à sels fondus n'ont pas la maturité technologique suffisante pour un déploiement à relativement court terme.
  • On rappelle qu'un réacteur nucléaire à eau pressurisée (REP) comprend trois cycles (circuits fluidiques) dont le principe général de fonctionnement normal est le suivant.
  • L'eau sous haute pression d'un circuit primaire, prélève l'énergie fournie, sous forme de chaleur, par la fission des noyaux d'uranium, et le cas échéant de plutonium, dans le coeur du réacteur.
  • Ensuite, cette eau sous haute pression et haute température, typiquement 155 bars et 300 °C, entre dans un générateur de vapeur (GV) et transmet son énergie à un circuit secondaire, lui aussi utilisant de l'eau sous pression comme fluide caloporteur. Cette eau sous forme de vapeur, à haute pression, typiquement à environ 70 bars, est ensuite détendue via un organe de détente transformant la variation d'enthalpie du fluide en travail mécanique puis électrique en présence d'une génératrice électrique.
  • L'eau du circuit secondaire, est ensuite condensée via un condenseur utilisant un troisième cycle, le cycle tertiaire ou de refroidissement, comme source froide.
  • Les principes de conception des réacteurs REP selon ces trois cycles sont sensiblement les mêmes depuis le début de la mise en service des premiers exploités.
  • Les principaux éléments d'un circuit primaire de REP sont montrés à la figure 1 :
    • un bâtiment réacteur 1 assurant différentes fonctions dont notamment une contribution à la fonction de sûreté de confinement,
    • une cuve de réacteur 20, implantée au centre du bâtiment 1, logeant le coeur C du réacteur,
    • un circuit primaire 2 en eau pressurisée comprenant la cuve 20.
  • Ces principaux éléments sont donc communs, leur constitution et le nombre de composants variant selon la puissance du réacteur.
  • Typiquement, l'enveloppe du bâtiment du réacteur 1 peut être constitué de plusieurs épaisseurs. Par exemple, comme illustré à la figure 1, un bâtiment du réacteur 1 peut être constitué d'une paroi extérieure en béton armé 12, d'une paroi intérieure en béton précontraint 10 séparée de la paroi extérieure 12 par un espace annulaire 13 dénué de matière, et d'une peau métallique 11 sur l'intérieur de la paroi en béton précontraint 10, pour un réacteur de 1650 MWe.
  • Comme illustré sur la figure 2, issue de la publication [1], le circuit primaire 2 est constitué des principaux composants suivants :
    • une cuve de réacteur 20,
    • des boucles primaires 21 comprenant chacune une pompe primaire 22 et un générateur de vapeur 23,
    • un unique pressuriseur 24.
  • En outre, on distingue sur cette figure 2, les mécanismes de barres de contrôle du coeur de réacteur et de grappes de contrôle 25.
  • En fonction de la puissance du réacteur, le nombre de boucles peut être de trois pour un réacteur de 900MWe ou 4 pour un réacteur de 1300 MWe et plus.
  • Le bâtiment du réacteur 1 est donc dimensionné, entres autres, pour loger l'intégralité des composants du circuit primaire 2.
  • La figure 3 illustre le cycle de transfert d'énergie (chaleur puis électricité) d'un réacteur REP. Sur cette figure 3, on distingue notamment la répartition du positionnement des composants par rapport au bâtiment du réacteur 1, qui assure la fonction de troisième barrière de confinement.
  • Les liaisons fluidiques entre l'intérieur et l'extérieur du bâtiment du réacteur 1 sont assurées par les lignes 30, 31 du circuit externe des générateurs de vapeur 23 vers le circuit secondaire 3 comprenant une turbine 32 relié au générateur électrique 33, un condenseur 34, une pompe alimentaire 35 et un réchauffeur non représenté.
  • Plus précisément, pour un générateur de vapeur 23 donné, le bâtiment du réacteur 1 est traversé par une ligne dite ligne chaude 30 qui évacue la vapeur du générateur de vapeur 23 pour l'évacuation de la puissance et l'amener jusqu'à la turbine 32, et par une ligne dite froide 31 qui alimente en eau liquide le générateur de vapeur 23.
  • Parmi les solutions déjà étudiées de réacteur REP à vocation calogène, on peut distinguer trois principales catégories correspondant aux architectures principales de conception du circuit primaire, à savoir respectivement les réacteurs dit de type « piscine », ceux à boucle(s) primaire(s), et ceux de type intégré généralement illustrés dans les réacteurs de petite puissance, désignés sous l'acronyme anglo-saxon SMR (« Small Modular Reactor »), à vocation électrogène. On pourra se référer aux publication [2] et [3].
  • Un réacteur piscine a généralement été mis en oeuvre à titre expérimental avec une faible puissance, typiquement de 10 MWth, : la pression dans le circuit primaire peut être proche de la pression atmosphérique, impliquant à la fois des fluences neutroniques modérées au sein du coeur, et la température du circuit primaire est limitée et voisine de 100°C maximum. Dans ce réacteur piscine, la hauteur d'eau liquide au-dessus du coeur permet toutefois d'augmenter légèrement la pression primaire au sein du coeur fissile, tout en restant dans l'ordre de grandeur de quelque bar. L'avantage d'un tel réacteur réside dans la simplicité de conception, la cuve de réacteur n'étant pas considérée comme une enceinte soumise à la pression, le puits de cuve en béton et son cuvelage interne étanche formant la cuve de réacteur entourant le circuit primaire. C'est donc principalement le maintien de confinement radiologique, comme dans le cas d'une piscine de stockage du combustible, qui régit la qualité de conception de ce composant « sandwich » constitué du puits de cuve en béton et son cuvelage étanche interne. La cuve réacteur en elle-même est assemblée sur site, et doit bien sûr résister à toutes les agressions externes extrêmes, séisme majeur et chute d'avions notamment. De plus, le béton doit être soumis à des températures compatibles avec le maintien de ses caractéristiques mécaniques dans le temps. Ce type de conception n'est plus mis en valeur actuellement du fait des contraintes fortes de démonstration de qualité de réalisation et de contrôle sur site pour la réalisation de la deuxième barrière de confinement d'une chaudière nucléaire, règles fixées par le RCC-M, qui est le code français définissant les règles de conception et de construction des matériels mécaniques des îlots nucléaires des réacteur REP. Une cuve métallique autoportée, réalisée en usine, est privilégiée, et permet également de monter à des pressions primaires supérieure.
  • Un exemple d'un réacteur piscine est représenté par le projet SLOWPOKE mené dans les années 1970-1980 par le Canada (AECL) concernant les réacteurs NHP (acronyme anglo-saxon « Nuclear Heating Plants »). La figure en page 13 de la publication [3] illustre ce réacteur de démonstration, de puissance thermique fournie de 10 MWth, dont le puits de cuve rempli d'eau contient l'ensemble du circuit primaire et les échangeurs entre circuit primaire et circuit secondaire, le tout étant refermé par une dalle au niveau du sol. Dans ce réacteur bassin, la circulation du fluide primaire est réalisée par convection naturelle, ce qui simplifie ainsi les transitoires de perte électrique, et la maintenance générale des systèmes. Le réacteur dispose également d'une inertie thermique importante, du fait de l'importance de l'inventaire en eau du circuit primaire vis-à-vis de la puissance du réacteur, ce qui apporte également un gain dans la sûreté générale vis-à-vis des transitoires incidentels, et la conduite. Enfin, l'épaisseur du puits de cuve et son absence de traversées latérales ou inférieures assure par conception l'impossibilité de vidange du circuit primaire, ni sa dépressurisation. Un tel réacteur bassin remplit donc beaucoup de critères de simplicité de design, de sûreté à la conception, et de facilité de pilotage.
  • Un exemple plus récent de réalisation avec le projet chinois DHR 400 de la compagnie CNNC semble montrer sa reproductibilité, puisque la cuve de réacteur est constituée par un composant sandwich à enveloppe épaisse de béton précontraint, typiquement de l'ordre d'un mètre, revêtue en partie interne d'un liner en acier inoxydable de 5mm d'épaisseur, le tout étant enfermé dans un cylindre externe d'acier au carbone de 10mm d'épaisseur. Mais, ce réacteur ne peut être raisonnablement retenu qu'à la condition que les critères de modularité et de maximisation de fabrication des composants en usine, avec transport sur site, qui sont prépondérants, soient respectés.
  • Un exemple de réacteur piscine, avec un puits de cuve traditionnel et cuvelage associé, est présenté dans le projet de réacteur russe RUTA-70 de la société NIKIET.
  • Un exemple de réacteur à boucle(s) à vocation calogène est le réacteur chinois HAPPY 200 de la société SPIC, dédié au chauffage urbain de la ville de Pékin. D'une puissance unitaire de 200 MWth, il est conçu par tranche de deux unités, égalant ainsi les performances du projet précité DHR400 de CNNC. Contrairement à ce dernier, la cuve réacteur est une structure autoportante en acier, conçue en usine et assemblée sur place, avec toutefois un soudage complet de la boucle primaire, nécessitant ainsi des travaux lourds de chantier. La puissance thermique est évacuée du coeur par l'intermédiaire de deux boucles primaires alimentant des échangeurs à plaques, par convection forcée au moyen de deux pompes. Une piscine d'eau entoure l'ensemble de la cuve du réacteur, mais sans contact direct du fait d'une double enveloppe. En situation de transitoire accidentel, cette double enveloppe est noyée par l'eau froide présente dans la piscine. Cette configuration de réacteur à boucles présente ainsi l'avantage de pouvoir fournir une chaleur à température relativement voisine de celle sortant du coeur, grâce à la convection forcée au circuit primaire, ce qui facilite l'extraction de puissance thermique, et du fait de la présence d'échangeurs à plaques entre circuits primaire et secondaire, ce qui permet également un faible gradient thermique entre températures du circuit primaire et du circuit secondaire.
  • La dernière catégorie est celle des réacteurs dit intégrée, qui comprennent un bloc délimité par une cuve de réacteur entièrement réalisée en usine et transportée sur site, et qui loge le circuit primaire dans sa totalité, et notamment les échangeurs entre circuits primaire et secondaire. Ce type de réacteur intégré a la même configuration que les principaux concepts de réacteurs dits SMR existants actuellement, à fonction électrogène, à savoir une configuration basée sur l'intégration du générateur de vapeur, voire de tous les composants du circuit primaire notamment le pressuriseur et les pompes primaires, à l'intérieur de la cuve de réacteur. Ces SMR sont dénommés SMR intégrés.
  • Les réacteurs SMR ont pour avantages primordiaux par rapport aux REP existants, de permettre une simplification des systèmes, principalement à des fins de sûreté, une capacité de modularité accrue par une fabrication importante des composants en usine pour un transport sur site de construction.
  • Outre le gain de compacité, des SMR intégrés ont pour avantage de ne plus nécessiter de lignes fluidiques aériennes en eau pressurisée, ce qui réduit considérablement les risques d'accident et conséquences associées liés à la rupture des lignes du circuit primaire. Ainsi l'installation sur site est grandement facilitée en se limitant à des connections de tuyauterie secondaires, hormis les piquages du système de volumétrie et de chimie du circuit primaire, qui sont de faible diamètre.
  • A titre d'exemple, le projet de centrale nucléaire d'acronyme NUWARD™, est une centrale à vocation électrogène, constituée de deux SMR intégrés, de puissance unitaire égale à 170MWe, dont chacun comprend un bloc logeant tous les composants du circuit primaire à l'intérieur de la cuve de réacteur.
  • D'autres projets de SMR intégré à vocation électrogène, sont en développement ou ont été étudiés, parmi lesquels on peut citer le projet SCOR d'une puissance de 150 à 200 MWe au nom de la Demanderesse ou le projet ACP100 de puissance égale à 100 MWe.
  • On a représenté sur la figure 4 un exemple de SMR intégré actuellement en projet. Un tel réacteur SMR intégré dont le bloc est globalement désigné sous la référence numérique 4 comprend un compartiment fixe 40 et un compartiment amovible 41 sous la forme d'un couvercle, pour les phases de manutention du combustible ou de maintenance des internes du réacteur.
  • Un concept précurseur de réacteur intégré à vocation calogène est le projet THERMOS mené conjointement par la Demanderesse et la société Technicatome: [4]. Le réacteur selon ce projet avait une puissance thermique de 100 MWth et était destiné à alimenter en chaleur urbaine la ville de Grenoble. Selon ce projet, la cuve de réacteur intègre l'ensemble du circuit primaire, permettant ainsi un fonctionnement sous une pression supérieure à celle d'un réacteur bassin, nécessaire pour fournir une chaleur urbaine voisine de 120°C. D'un diamètre de 5m et d'une hauteur de 9m, la cuve de réacteur qui était proposée était ainsi entièrement assemblée en usine, et logeait notamment les échangeurs entre circuits primaire et secondaire dans sa partie supérieure. Le faible gradient de température dans le coeur imposait la présence de groupes de pompage du fluide primaire, agencés dans la partie chaude, ce qui n'est pas idéal en termes de sûreté et facilité de maintenance. De plus, l'inertie thermique des circuits primaire et secondaire est relativement limitée, le bassin dans laquelle le réacteur est immergée étant déconnectée thermiquement du fonctionnement normal du réacteur, ce qui nuit à la sûreté de fonctionnement et aux lissages des transitoires d'appels de puissance du réseau de chaleur client.
  • Des études récentes sont dédiées aux réacteurs calogènes en Finlande, menées principalement par l'organisme VTT, pour le chauffage urbain de la ville d'Helsinki :[5]. En particulier, il a été étudié un réacteur d'une puissance thermique de 50 MWTh de type à cuve intégrée, contenant les échangeurs entre circuits primaire et secondaire dans sa partie supérieure, la cuve de réacteur étant elle-même contenue dans une enceinte de confinement proche. La circulation du fluide primaire se fait par convection naturelle en fonctionnement nominal, et le circuit secondaire est un circuit liquide à boucle dont un échangeur avec le circuit tertiaire qui fonctionne par convection forcée au moyen d'une pompe. L'ensemble cuve et enceinte de confinement est plongé dans une piscine qui est celle de manutention des combustibles (IRWST acronyme anglo-saxon pour «In-containment Refueling Water Storage Tank »). Plus précisément, la piscine IRWST comprend une fosse formant le puits de cuve à l'intérieur duquel est partiellement plongé l'ensemble constitué par la cuve de réacteur et l'enceinte de confinement. Cette piscine IRWST fait en outre office de source froide pour les accidents de dimensionnement. Ce type de réacteur intégré présente les mêmes avantages de constructibilité en usine et de modularité, que ceux des SMR intégrés à fonction électrogène, notamment de l'entreprise NuScale Power.
  • A l'instar d'autres énergies, il y aurait un avantage considérable à réaliser un couplage entre un réacteur nucléaire calogène et un système de stockage de chaleur afin de lisser la production de chaleur du réacteur, jusqu'à pouvoir le faire fonctionner toute l'année à 100% de sa puissance en se servant du stockage pour gérer l'intermittence de consommation d'un réseau de chaleur.
  • On peut citer ici les demandes de brevet/brevets CN210069996U , CN113790469A , CN205388908U , US20120314829A1 , JP2003270383A , US4294311 , FR2322242B2 , FR2257869B1 , CN210123170U et CN105509121B qui évoquent la possibilité d'un tel couplage.
  • En particulier, le brevet US4294311 évoque le stockage possible de la chaleur d'un réacteur nucléaire de type REP dans une fosse remplie d'un média, de type PTES (acronyme anglo-saxon « Pit thermal Energy Storage ») avec des couches de température différentes séparées par des membranes en polyuréthane. Non seulement une telle fosse semble coûteuse à mettre en oeuvre mais, en outre aucun réel détail n'est donné sur le couplage entre le réacteur et la fosse PTES.
  • Il existe donc un besoin pour améliorer les installations à réacteur envisagé en tant que réacteur calogène et à système de stockage thermique de la chaleur produite par le réacteur, afin de pallier les inconvénients évoqués ci-avant.
  • Le but de l'invention est donc de répondre au moins en partie à ce besoin.
    • Exposé de l'invention
  • Pour ce faire, l'invention concerne, sous l'un de ses aspects, une installation nucléaire comprenant :
    • au moins un réacteur nucléaire à vocation calogène comprenant une cuve de réacteur;
    • un puits de cuve logeant la cuve de réacteur, un circuit primaire et une partie d'un circuit secondaire;
    • un circuit tertiaire comprenant :
      • une fosse de stockage thermique, creusée dans le sol, remplie d'eau et dans le fond de laquelle le puits de cuve est excavé ou posé, la fosse étant configurée pour réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le fond de la fosse à une température dite froide et le haut de la fosse à une température dite chaude,
      • au moins un échangeur de chaleur avec le circuit secondaire dont au moins une entrée est reliée fluidiquement à une zone de la fosse en-dessous de la thermocline et au moins une sortie est reliée fluidiquement à une zone de la fosse au-dessus de la thermocline de sorte que l'eau de la fosse circule en convection naturelle ou forcée entre l'entrée et la sortie de l'échangeur de chaleur;
    • un réseau de chaleur dont au moins une entrée est reliée fluidiquement à une zone de la fosse en-dessous de la thermocline et au moins une sortie est reliée fluidiquement à une zone de la fosse au-dessus de la thermocline.
  • Par « puits de cuve posé dans le fond de la fosse », on entend ici et dans le cadre de l'invention, que la fosse n'est pas excavé en tant que telle pour modifier l'altimétrie des différents composants du réacteur et des échangeurs afférents de sorte à permettre une circulation par convection naturelle de l'eau tertiaire. Ainsi, un puits de cuve posé sur le sol implique une circulation en convection forcée de l'eau tertiaire.
  • Afin de mieux isoler thermiquement la fosse de l'air ambiant, la fosse est avantageusement recouverte d'une couverture thermiquement isolante .
  • Selon une variante avantageuse de réalisation, la fosse est creusée artificiellement dans le sol et comprenant un revêtement d'étanchéification, de préférence thermiquement isolant, recouvrant son fond et ses parois latérales.
  • De préférence, le revêtement est une membrane adaptée pour épouser la forme du fond et des parois latérales de la fosse.
  • La couverture thermiquement isolante ou le revêtement d'étanchéification peut comprendre une ou plusieurs d'isolation thermique en matériau(x) choisi(s) parmi l'acier inoxydable, un polymère tel que le polyéthylène haute densité (PEHD), ou un élastomère.
  • Selon un mode de réalisation avantageux, l'installation comprend :
    • au moins une tuyauterie reliée à l'entrée du circuit tertiaire de l'échangeur de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur de soutirage débouche directement dans la zone de la fosse en-dessous de la thermocline,
    • au moins une tuyauterie reliée à la sortie du circuit tertiaire de l'échangeur de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur d'injection débouche directement dans la zone de la fosse en-dessus de la thermocline,
  • Selon un autre mode de réalisation avantageux, l'installation comprend :
    • au moins une tuyauterie reliée à l'entrée du réseau de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur d'injection débouche directement dans la zone de la fosse en-dessous de la thermocline,
    • au moins une tuyauterie reliée à la sortie du réseau de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur de soutirage débouche directement dans la zone de la fosse en-dessus de la thermocline.
    chaque collecteur de tuyauterie comprenant un dispositif de répartition de débit hydraulique adapté pour élargir le débit d'eau entrant ou sortant dans les zones de la fosse au-dessous ou en-dessus de la thermocline.
  • Selon encore un autre mode de réalisation avantageux, l'installation comprend :
    • une tuyauterie reliant directement la partie de circuit secondaire logée dans le puits de cuve à une entrée de l'échangeur avec le circuit tertiaire;
    • une tuyauterie reliant directement la partie de circuit secondaire logée dans le puits de cuve à une sortie de l'échangeur avec le circuit tertiaire.
  • Le puit de cuve excavé ou posé est de préférence fermé par un couvercle métallique amovible formant la paroi de séparation avec le volume de la fosse.
  • Le puit de cuve excavé ou posé peut comprendre une paroi en béton formant la paroi de séparation avec le sol et le volume de la fosse.
  • La hauteur He du puits de cuve excavée en dessous du fond de la fosse est avantageusement au moins égale à 15m.
  • Avantageusement, le réacteur est un réacteur de type SMR calogène.
  • Ainsi, l'invention consiste essentiellement à positionner un réacteur de type REP au fond d'une fosse de stockage thermique délimitant une thermocline et à les coupler thermiquement.
  • Pour ce faire, le circuit tertiaire du réacteur est constitué par la fosse en elle-même et un (des) échangeur(s) avec le circuit secondaire dont l'entrée est reliée fluidiquement dans une zone à température froide en-dessous de la thermocline et la sortie est reliée fluidiquement dans une zone à température chaude en-dessus de la thermocline de sorte à assurer une convection naturelle ou forcée de l'eau dans ledit circuit tertiaire et ce quelle que soit la saison de l'année et l'appel de puissance du réseau de chaleur dont les entrées et sortie sont reliées de préférence respectivement aux zones à températures froide et chaude.
  • Le réseau de chaleur comprend en lui-même un circuit de pompage et de rejet d'eau et d'échange thermique avec le réseau.
  • Les avantages de l'invention sont nombreux parmi lesquels on peut citer :
    • du fait du couplage entre le réacteur calogène 4 et la fosse de stockage thermique de type PTES, la possibilité de faire fonctionner le réacteur à 100% de sa puissance toute l'année, à l'exception des phases de rechargement/déchargement du coeur, durant lesquelles la fosse permet de continuer à alimenter le réseau de chaleur. Le rendement économique de l'installation est donc maximal. L'adaptation de la production à l'intermittence de consommation de chaleur d'un réseau de chaleur de type urbain est gérée par le stockage thermique dans l'eau au sein de la fosse, dont le dimensionnement est adapté pour gérer cette intermittence, en particulier lors de changements de saison. La fosse de stockage thermique permet le décalage temporel d'une grande quantité de chaleur, typiquement plusieurs GW.h, produite l'été par le réacteur vers une consommation pendant l'hiver,
    • une sûreté accrue du réacteur contre les agressions externes du fait de son positionnement en dessous de la fosse de stockage thermique, typiquement sous plusieurs mètres d'eau,
    • la suppression des situations incidentelles de type « perte de refroidissement » avec la présence d'une source froide passive et quasi-infinie constituée par l'eau tertiaire au sein de la fosse, au-dessus du réacteur,
    • une protection radiologique accrue par la présence d'une hauteur d'eau tertiaire importante au-dessus du réacteur, typiquement sous quelques mètres d'eau, de préférence au moins 4 mètres d'eau,
    • le positionnement du réacteur nucléaire au moins en partie en dessous de la fosse de stockage thermique avec une hauteur d'eau importante au-dessus du réacteur permet, en cas d'évènement extrêmes conduisant à une perte prolongée de moyens électriques et de source froide normale, du type de l'accident survenu à Fukushima Daishi, d'avoir la proximité directe d'un réservoir d'eau (fosse remplie d'eau tertiaire) illimité en regard des besoins en refroidissement du réacteur en fonctionnement de puissance résiduelle. A titre d'exemple, l'eau à 1 bar de pression a une enthalpie de vaporisation de 2257 kJ/kg, soit pour un volume d'eau dans la fosse de l'ordre de 800 000 m3, une énergie thermique potentiellement évacuable par évaporation de 500 GW.h. En première approximation, en considérant une puissance résiduelle du réacteur de 1% de MWth, soit 200kWth, l'énergie potentielle de 500GW.h offre une capacité de refroidissement d'une durée d'environ 280 ans. Plus raisonnablement, en considérant une loi de puissance résiduelle pénalisante pour le coeur du réacteur dont la puissance nominale est de 20 MWTh, l'énergie thermique totale dégagée par les produits de fissions nucléaires pendant une période de 1000 ans est d'environ 28 GW.h, soit 6% de la réserve disponible d'une fosse remplie d'eau à l'ébullition.
    • la possibilité de mutualiser les coûts d'excavation et de génie civil entre la fosse de stockage thermique et le puits de cuve du réacteur, et de minimiser l'empreinte au sol totale de l'installation,
    • une augmentation de la hauteur motrice disponible pour la circulation par convection naturelle de l'ensemble des circuits du réacteur (primaire, secondaire et tertiaire), ce qui minimise voire annule de fait la puissance de pompage nécessaire dans ces circuits,
    • la démonstration de l'élimination pratique de l'accident de fusion du coeur du réacteur à vocation calogène REP, dont l'origine proviendrait d'un manque prolongé de moyens de refroidissement du coeur du réacteur, car il est agencé au moins en partie sous une fosse de stockage thermique remplie d'eau,
    • l'optimisation du fonctionnement neutronique du réacteur et de son pilotage grâce à son fonctionnement possible à 100% de sa puissance toute l'année, ce qui permet de supprimer les paliers de puissances intermédiaires qui sont nécessaires en cas de fonctionnement réduit puis relancé. Notamment, il n'y a plus d'effet xénon à contrôler, plus de contrainte liée à la prise en compte du phénomène d'Interaction Pastille Gaine (IPG) dans le pilotage du réacteur.
    • une minimisation des fuites thermiques du réacteur puisqu'une partie d'entre elles peut être récupérée dans la fosse de stockage thermique, ce qui optimise d'autant l'efficacité énergétique d'ensemble de l'installation.
  • L'installation telle que prévue avec son réacteur calogène est destinée à alimenter des réseaux de chaleur urbaine, alimenter des procédés industriels de type désalinisation, dessiccation, transformation de produits alimentaires.
  • Avantageusement, il peut être également adjoint une unité de production électrique complémentaire, à l'aide d'un cycle organique de Rankine, pour obtenir une production électrique locale de secours en cas de besoin ultime complémentaire des solutions classiques de parc de batteries généralement utilisés. Pour des questions de simplicité de conception et de maintenance, il n'est pas prévu la mise en place de moyens actifs classés de secours, de type à combustion au diesel.
  • D'autres avantages et caractéristiques de l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d'exemples de mise en oeuvre de l'invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes.
    • Brève description des dessins
    • [Fig 1] la figure 1 est une vue schématique en perspective et en coupe partielle d'un réacteur nucléaire de type REP existant.
    • [Fig 2] la figure 2 est une vue schématique d'un circuit primaire de réacteur nucléaire de type REP selon l'état de l'art dans une configuration à trois boucles primaires.
    • [Fig 3] la figure 3 est une vue schématique des trois cycles d'un réacteur nucléaire de type REP selon l'état de l'art.
    • [Fig 4] la figure 4 est une vue schématique en perspective d'un réacteur SMR de type intégré tel qu'il est actuellement envisagé.
    • [Fig 5] la figure 5 est une vue schématique en perspective schématique en perspective d'un réacteur SMR à vocation calogène selon l'invention.
    • [Fig 5A] la figure 5A est une vue éclatée en perspective des parties de la cuve réacteur SMR calogène selon l'invention.
    • [Fig 6] la figure 6 est une vue en coupe longitudinale du réacteur selon la figure 5, et qui illustre la circulation par convection naturelle de l'eau du circuit primaire et du circuit secondaire.
    • [Fig 6A] la figure 6A est une vue schématique de détail d'un ensemble de grappe de contrôle, la tige de commande, et le mécanisme de commande de barre d'un réacteur SMR calogène selon l'invention.
    • [Fig 7] [Fig 8] les figures 7 et 8 sont des vues de détail en perspective montrant la vanne de régulation du débit d'eau du circuit respectivement dans une position intermédiaire et la position complètement ouverte.
    • [Fig 9] la figure 9 est une vue en perspective d'une partie du réacteur selon la figure 5, et qui montre en détail l'implantation d'une vanne de régulation du débit d'eau du circuit secondaire.
    • [Fig 10A] [Fig 10B] [Fig 10C] les figure 10A, 10B et 10C sont des vues en perspective montrant un exemple de vanne de régulation du débit d'eau du circuit secondaire et son intégration dans un collecteur de sortie d'échangeur, la vanne étant respectivement dans la position complètement ouverte, une position intermédiaire et la position complètement fermée.
    • [Fig 11] la figure 11 est une vue partielle en coupe longitudinale de la partie supérieure du réacteur selon les figures 5 et 6 montrant un pressuriseur selon l'invention.
    • [Fig 12] la figure 12 est une vue schématique en coupe longitudinale et en transparence d'une installation nucléaire selon l'invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 dans un puits de cuve étanche agencé en-dessous du fond d'une fosse de stockage thermique de type PTES remplie d'eau qui constitue l'eau du circuit tertiaire.
    • [Fig 13], [Fig 14] les figures 13 et 14 illustrent des variantes de réalisation de dispositif de répartition de débit au sein de la fosse de stockage thermique de l'installation selon l'invention.
    • [Fig 15] la figure 15 est une vue schématique en perspective et en transparence d'une installation nucléaire selon l'invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 dans un puits de cuve étanche, agencé en-dessous du fond d'une fosse de stockage thermique dont l'eau constitue une partie du circuit tertiaire en convection naturelle.
    • [Fig 16] la figure 16 est une vue schématique en perspective et en transparence d'une installation nucléaire selon l'invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 dans un puits de cuve étanche, agencé sur le fond d'une fosse de stockage thermique dont l'eau constitue une partie du circuit tertiaire en convection forcée.
    • [Fig 16A] la figure 16A est une vue de détail de la figure 16 montrant le bas du puits de cuve avec l'implantation d'une pompe de circulation de l'eau de la fosse de stockage thermique.
    Description détaillée
  • Dans l'ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur», « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à un réacteur nucléaire SMR, tel qu'il est prévu en configuration verticale de fonctionnement et dont le puits de cuve est sur le fond ou excavé en dessous de la fosse de stockage thermique selon l'invention.
  • Par « eau primaire », « eau secondaire », « eau tertiaire », on entend l'eau qui constitue le fluide respectivement du circuit primaire, secondaire et tertiaire.
  • Les figures 1 à 4 ont déjà été détaillées en préambule, elles ne seront donc pas commentées ci-après.
  • On précise que les différentes températures, puissances, volumes, débits ...indiqués le sont uniquement à titre indicatif. Par exemple, d'autres températures peuvent être envisagées selon les configurations notamment de puissance de réacteur SMR, de volume d'eau dans le bassin secondaire, de besoin de puissance pour le réseau de chaleur...
  • On précise également que les figures ne sont pas nécessairement à l'échelle. En particulier, sur la figure, le puits de cuve 100 ainsi que le réacteur 4 qui y est logé sont en réalité bien plus petits relativement à la fosse de stockage thermique 9.
  • On décrit en référence aux figures 5 et 6, un réacteur nucléaire 4 de type à eau pressurisée, selon une configuration de circuit primaire de type SMR intégré selon un mode de réalisation de l'invention.
  • Ce réacteur 4 est d'une puissance unitaire de 20 MW thermique, à vocation calogène c'est-à-dire dédié à la fourniture d'eau chaude, typiquement à 90°C. Sa puissance unitaire peut toutefois varier à la hausse ou à la baisse, dans une gamme d'environ 10 MW à 100 MW, et la température de fourniture d'eau chaude peut également évoluer.
  • Le réacteur 4 d'axe central X comprend un bloc délimité par une cuve 40, 41 métallique en acier inoxydable préférentiellement, d'une épaisseur de l'ordre de 10 à 20mm, et formée d'un fond de cuve hémisphérique et d'un cylindre vertical. Cette cuve de réacteur est constituée d'un compartiment fixe 40 et d'un compartiment amovible 41, au-dessus du coeur du réacteur pour les phases de manutention du combustible ou de maintenance des internes du réacteur. Ce compartiment amovible 41 est un couvercle sous la forme d'un dôme 5 dont la cheminée centrale intègre une vanne de laminage 64 adaptée pour le refroidissement du pressuriseur du réacteur comme détaillé par la suite.
  • Le coeur C du réacteur comprend un ensemble d'assemblages combustibles 42 tels que ceux qu'on utilise classiquement dans les réacteurs de type REP mais avec une hauteur fissile adaptée pour obtenir la puissance thermique totale souhaitée. Chaque assemblage combustible possède plusieurs emplacements manquant de crayon combustible, remplacés par des crayons absorbants qui peuvent monter ou descendre dans l'assemblage pour le pilotage de la réaction. Des données issues d'études préliminaires réalisées par la Demanderesse considèrent un nombre de 52 assemblages et une durée de vie de 10 ans, avec une hauteur fissile de 1,5 m.
  • L'enveloppe métallique 40 loge dans sa partie basse un cylindre 43 supportant un panier d'assemblages usuellement désigné sous la dénomination « panier support coeur », dédié à la tenue des assemblages combustibles 42, et une enveloppe de séparation 40 avec son réflecteur neutronique périphérique 440 destiné à assurer le maintien du flux neutronique dans le coeur.
  • Deux brides 45 sont boulonnées entre le compartiment fixe 40 et le dôme 41. L'étanchéité entre une bride 45 et chacun des deux compartiments 40, 41 est avantageusement assurée par un joint métallique. Le démontage de cette bride 45 permet la manutention intégrale des assemblages combustible pendant les phases de rechargement du coeur. Les études réalisées par la Demanderesse prévoient des arrêts pour rechargement de combustible programmés en visite décennale, sans intervention sur le coeur entre ces périodes.
  • Au-dessus du coeur C, des guides 46 de grappe de tiges permettent l'insertion de barres de contrôle 42 de la réactivité nucléaire, de manière similaire à ce que l'on rencontre usuellement dans les réacteurs REP classiques. Les barres de contrôle 42 sont des crayons en matériau absorbant neutronique.
  • Le volume libre au-dessus du coeur de réacteur C permet le positionnement complètement sorti des barres de contrôle 42, ainsi que la position en attente de crayons absorbants dits d'urgence, dédié à l'arrêt de sécurité de la réaction nucléaire.
  • Au-dessus de barres de contrôle 42, est fixée une plaques à trous 48 ajourée, permettant le libre passage du fluide primaire chaud issu du coeur à travers les trous 480, ainsi que les tiges de commande de déplacement de la couronne de laminage 481.
  • A la périphérie de la plaque 48, est agencée une vanne de régulation 481 de débit de l'eau du circuit primaire, aussi appelée de laminage du débit. Cette vanne est sous la forme d'une couronne de laminage 481 qui épouse la périphérie intérieure du compartiment 45 de la cuve et s'étend sur une hauteur comprise entre la plaque 48 et les ouvertures de sortie de l'eau primaire, permet de régler le débit de cette dernière.
  • Cette vanne de laminage 481 a pour fonction de réguler le débit de circulation naturelle de l'eau du circuit primaire passant à travers les ouvertures 400 qui constituent les entrées des collecteurs d'eau primaire des échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire. La commande de positionnement de cette vanne de régulation est effectuée par un moteur électrique pilotant le déplacement vertical de la tige de commande 482 lié à la couronne 481, qui est avantageusement identique à ceux utilisés par les tiges de commandes des barres de contrôle de réactivité 46.
  • Dans une position intermédiaire, comme illustré à la figure 7, la couronne de laminage 481 laisse partiellement dégagées les ouvertures 400 régulant ainsi le débit d'eau primaire destiné aux échangeurs 49.
  • En cas de panne électrique ou déclenchement d'arrêt d'urgence, la chute gravitaire des barres 46 couplées mécaniquement aux crayons absorbants 42 déclenche également la chute gravitaire de la vanne de régulation du fluide primaire 481. Dans la position extrême basse, comme illustrée à la figure 8, cette vanne de régulation 481 laisse totalement passer l'eau du circuit primaire à travers les ouvertures 400, permettant ainsi de maximiser l'échange thermique dans les échangeurs 49 entre circuits primaire et secondaire, afin d'évacuer la puissance résiduelle et refroidir le circuit primaire. Ce fonctionnement par chute gravitaire de cette vanne de régulation, garantit une fiabilité et une sécurité en cas de perte électrique ou de panne du réacteur.
  • Dans le réacteur 4 des figures 5 et 6, en fonctionnement normal, la puissance thermique créée par la réaction nucléaire en chaîne au sein du coeur du réacteur est évacuée par le fluide du circuit primaire qui s'élève par convection naturelle de façon ascensionnelle, pour arriver dans la partie supérieure, où il peut alors s'écouler suivant les différentes ouvertures de sortie 400 correspondant aux collecteurs d'entrées des échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire et dans une portion centrale supérieure du coeur, sous la forme d'une cheminée. Cette cheminée centrale non détaillée, appelée riser, contient outre les mécanismes de pilotage des barres de contrôle, les capteurs d'instrumentions des paramètres du coeur, et au-dessus les moteurs de déplacement 47 des barres de contrôle de la réactivité 42.
  • Ainsi, l'enveloppe de séparation 44 du coeur C permet de séparer l'eau, fluide du circuit primaire, dans ses températures dites froide et chaude. Ainsi, l'eau primaire à température froide entourant le coeur C à l'intérieur de l'enveloppe 40, tandis que l'eau primaire à température chaude, échauffée en circulant de façon ascensionnelle dans le coeur C, se retrouve dans la portion centrale supérieure du coeur.
  • Au-dessus des ouvertures de sortie 400, au sein du réacteur 4, une plaque de séparation 7 séparant l'intérieur du dôme 41 de la cuve contenant un pressuriseur, du riser. Cette plaque de séparation 7 contient une plaque à trous 70 débouchant permettant d'assurer les fonctions d'isolement thermique et différences de pression du pressuriseur intégré. Cette plaque de séparation peut être du type celle déjà décrite dans la demande de brevet WO2012/158929 A3 .
  • La partie du-dessus intégrant le pressuriseur du réacteur sera détaillée plus loin en référence à la figure 11.
  • Après son refroidissement à travers les échangeurs 49 de manière descendante, l'eau du circuit primaire passe à travers les ouvertures 401 qui constituent les collecteurs de sorties d'eau primaire des échangeurs 49 puis retourne en circuit fermé vers la partie inférieure du coeur du réacteur. D'abord en périphérie de la virole 40, dans une zone appelée classiquement « down corner », puis se retourne en fond de cuve, traverse le panier de supportage coeur 43, et va s'échauffer à travers le coeur C. La circulation en circuit fermé P uniquement par convection naturelle de l'eau primaire est symbolisée par les flèches blanches en figures 5 et 6. La force motrice du circuit primaire en convection naturelle est pilotée par la différence de hauteur entre la position altimétrique moyenne des échangeurs 49 (source froide primaire), et la hauteur moyenne de la zone fissile du coeur C (source chaude primaire).
  • Comme déjà évoqué, le réglage de la pression de l'eau primaire est réalisé par la vanne de laminage 481 dont les mécanismes de commande sont logés dans un des trous 480 de la plaque 48. La température d'entrée et de sortie de l'eau primaire se règle grâce aux conditions de fluence neutronique c'est-à-dire de la puissance thermique du coeur, par les positions des barres de contrôle 42 de réactivité dans le coeur, et aux conditions de température et de pression de saturation dans le pressuriseur. Ici du fait de la circulation uniquement en convection naturelle, c'est-à-dire en l'absence de moyen actif de pompage d'eau primaire, c'est la vanne de laminage du débit d'eau primaire qui fixe les conditions de circulation d'échange entre circuits primaire et secondaire par rapport à la puissance produite en coeur. De fait, le pilotage du fonctionnement du réacteur calogène peut être réalisé simplement avec, un contrôle de la pression et température au niveau du pressuriseur à l'aide du système de refroidissement 6 de vapeur primaire et des chaufferettes 8 , un réglage du débit de circulation naturelle primaire évacuant la puissance thermique du coeur par la couronne de laminage 481, et le réglage de la puissance du coeur par l'ensemble des barres de contrôle 42.
  • Les échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire sont de préférence des échangeurs à plaque, avantageusement en acier inoxydable, et conçus pour résister à la pression de l'eau du circuit primaire. Avantageusement, ces échangeurs 49 sont fabriques par empilement constitué de plaques métalliques rainurées assemblées entre elles soit par compression isostatique à chaud (CIC), soit par compression uniaxiale à chaud (CUC) de sorte à obtenir un soudage par diffusion entre les plaques métalliques, soit par brasage.
  • Au sein d'un échangeur 49, l'écoulement est descendant pour l'eau primaire, et ascendant pour l'eau secondaire.
  • Comme représenté en figure 6, le circuit secondaire de ce réacteur 4 n'est pas un circuit à boucle fermée comme dans les réacteurs REP classiques, mais comprend un bassin d'eau B, tel que schématisé à la figure 11. Ce bassin B est contenu dans l'espace du puits de cuve réacteur formant la troisième barrière de confinement, et la cuve de réacteur 4 y est immergée.
  • Ce circuit secondaire à bassin d'eau liquide B est un milieu ouvert délimité par le puits de cuve, sans pompe de circulation.
  • Avec un tel bassin d'eau liquide B pour le circuit secondaire, les échangeurs 49 ne sont pas intégrés à la cuve de réacteur 40, 41 mais agencés et fixés à l'extérieur de celle-ci. Un tel agencement et possible car l'éventualité improbable de rupture des tuyauteries d'entrée ou de sortie de l'eau primaire, provoquant alors une brèche de grand diamètre de perte de cette dernière, n'a pas de conséquences accidentelles importantes pour le réacteur. En effet, le bassin d'eau liquide B enveloppe complètement la cuve de réacteur 4, et un accident de ce type ne peut conduire à un risque de dénoyage du coeur, mettant en danger l'intégrité physique du coeur du réacteur.
  • Le circuit interne au sein d'un échangeur 49 qui fait partie du circuit secondaire du réacteur 4 voit donc passer un débit d'eau liquide en tant que fluide secondaire qui s'échauffe au contact de l'eau primaire au sein de l'échangeur 49, par aspiration naturelle depuis son collecteur d'entrée 490 en bas vers leur collecteur de sortie 491 en haut de celui-ci. L'eau secondaire crée alors un volume supérieur à une température dite chaude. La couche de séparation entre une température dite froide et la température dite chaude d'eau secondaire est désigné sous la dénomination de thermocline, comme symbolisé sous la dénomination thermocline 1 en figure 6.
  • Autrement dit, lorsque le réacteur SMR est en fonctionnement normal, le bassin d'eau B est configuré pour, réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le bas du bassin à une température froide dans lequel la cuve de réacteur 4 est immergée et le haut du bassin à la température chaude. C'est la hauteur de la couche de thermocline qui va fixer le débit de refroidissement du circuit secondaire à travers les échangeurs 49. La circulation en circuit fermé S uniquement par convection naturelle de l'eau secondaire est symbolisée par les flèches en gris en figures 5 et 6.
  • Le débit par convection naturelle de l'eau secondaire se règle par des vannes de régulation 5 intégrées dans chacun des collecteurs de sortie 491 des échangeurs 49, comme illustrées à la figure 9. La température froide d'eau secondaire est régie par les conditions de température du bassin B d'eau secondaire. La température chaude est fixée par les vannes de régulation dans les collecteurs de sortie 491, et par l'échange thermique au sein même des échangeurs 49.
  • Un exemple d'intégration d'une vanne de régulation 5 sous la forme d'une vanne 5 à papillon 50 dans un collecteur de sortie 491 est montrée aux figures 10A, 10B, 10C qui montrent la vanne dans une position respectivement complètement ouverte dans laquelle le maximum de débit d'eau secondaire du bassin peut passer, intermédiaire, et une complètement fermée dans laquelle aucun débit ne peut passer. Le papillon 5 est entrainé en rotation par l'arbre de sortie 51 d'un moteur électrique 52.
  • Avantageusement, l'extrémité de l'arbre 51 opposée à celle liée au papillon 50 est liée à une masselotte déportée 53. Comme montré en figure 10A, en cas de panne électrique ou déclenchement d'arrêt d'urgence, la chute gravitaire de la masselotte 53 met la vanne 5 dans sa position complètement ouverte de sorte à faire circuler le débit maximal d'eau secondaire du bassin B.
  • En phase de démarrage du réacteur nucléaire, la thermocline 1 est totalement confondue avec le niveau libre supérieur du bassin d'eau secondaire B. La hauteur motrice de circulation d'eau secondaire est alors maximale du fait du poids maximal de la colonne d'eau froide alimentant les entrées des échangeurs 49. L'appel de puissance thermique vers le circuit primaire est alors maximal, et la température moyenne de l'eau primaire baisse. L'abaissement de la température de l'eau primaire conduit à un refroidissement moyen du modérateur dans le coeur, induisant de fait une augmentation de la réactivité du coeur, et donc une augmentation de sa puissance thermique. Des conditions maximales de chauffage thermique du volume d'eau secondaire sont accompagnées d'une augmentation naturelle de la puissance du coeur, le réacteur 4 est donc naturellement stable. Comme déjà évoqué, la position de la vanne de laminage d'eau primaire, combinée aux positions de barre de pilotage 42 de la réactivité permettent toutefois de limiter l'augmentation de la réactivité du coeur, pour rester dans la gamme de montée en température de l'ensemble du bloc réacteur 4 et de son puits de cuve.
  • A contrario, lorsque la thermocline 1 baisse de niveau, cela implique une élévation de la couche d'eau chaude secondaire, et donc une baisse de la hauteur motrice d'eau secondaire à travers les échangeurs 49 puisque la hauteur de colonne d'eau froide diminue. Alors, la circulation d'eau secondaire par convection naturelle diminue, diminuant de fait l'échange thermique entre circuits primaire et secondaire. A puissance neutronique constante dans le coeur C, la baisse de l'évacuation de puissance conduit à une élévation de la température moyenne de l'eau primaire, et donc une élévation de la température moyenne du modérateur dans le coeur. Il y a donc de fait une baisse de la réactivité par dilatation du modérateur, et la puissance neutronique et thermique produite baisse. Le réacteur est donc naturellement stable pour l'évacuation et le stockage thermique vers le volume d'eau secondaire défini par le bassin B.
  • Le volume d'eau secondaire est dimensionné par les dimensions du puits de cuve d'une part et par la hauteur dédiée aux zones froide et chaude de l'eau secondaire d'autre part. Typiquement, le volume d'eau secondaire sont de l'ordre de 300 à 400 m3 pour la zone froide, et de 100 à 150 m3 pour la zone chaude, soit un volume total pour le bassin B compris entre 400 et 550 m3.
  • La position de la thermocline 1 ne peut être maintenue à une position fixée qu'à la condition qu'il y ait un prélèvement continu d'une quantité de l'eau secondaire à sa température chaude et un remplacement par la même quantité d'eau secondaire à sa température froide. Ce prélèvement continu est détaillé par la suite en relation avec la figure 12, de sorte qu'il y ait un équilibre entre la puissance thermique produite par la coeur du réacteur, et son extraction par ce prélèvement et remplacement.
  • Il existe donc un système de pompage réglable permettant de transporter, vers un réseau de chaleur, la puissance correspondant à la demande du client, c'est-à-dire requise par le réseau de chaleur.
  • Selon l'invention, comme détaillé par la suite, la chaleur évacuée par le réacteur peut être stockée, avant son transport vers un réseau de chaleur, par une fosse de stockage thermique.
  • En cas d'arrêt intempestif de cette évacuation de chaleur, ou arrêt fortuit du système de pompage, les conditions de stabilité décrites précédemment permettent de stocker temporairement la puissance produite par le coeur du réacteur en modifiant le rapport entre l'eau secondaire à sa température froide et à sa température chaude, et en abaissant le niveau de la thermocline 1. Au bout de plusieurs minutes de fonctionnement, l'évacuation continue de la puissance thermique produite par le réacteur sans échappatoire externe, conduit à provoquer l'arrêt du réacteur, pour évacuer seulement la puissance résiduelle, à travers des systèmes d'évacuation de puissance résiduelle spécifiquement dédiés. Typiquement, une puissance continue de 50 MW thermique, avec une fourniture d'eau secondaire à 90°C et un retour à 45°C, exige un pompage de 270 litres par seconde, ou 970 m3 par heure depuis la couche d'eau chaude au-dessus de la thermocline 1 et un retour de la même quantité en fond de puits de cuve. Préférentiellement, cette évacuation et ce retour peuvent être mis en oeuvre au moyen d'une tuyauterie provenant de la partie supérieure du puits de cuve, afin d'éviter des connexions latérales susceptibles de provoquer des fuites ou des problèmes de tenue mécanique latérale contraignant la dilatation ou la résistance au séisme.
  • La présence de cette tuyauterie ne doit pas nuire au transport de l'ensemble du bloc réacteur, comme détaillé par la suite pour sa sortie du puits de cuve à l'aide des moyens de manutention lourds.
  • Comme précisé précédemment, le circuit primaire du réacteur fonctionne uniquement par convection naturelle, c'est-à-dire sans groupe de pompage.
  • Par conséquent, les inventeurs ont été confronté à une problématique de réalisation d'un pressuriseur dont la partie de refroidissement et condensation des vapeurs du fluide primaire ne peut pas être conçu avec un dispositif d'aspersion/d'injection d'eau liquide, à partir d'un prélèvement du circuit primaire comme selon l'état de l'art (du fait de l'absence de groupes de pompage primaire).
  • Les inventeurs ont alors pensé à moduler les pertes thermiques par conduction à travers le dôme 6, pour contrôler la dépressurisation de la vapeur primaire du pressuriseur, en mettant à profit le fait que l'enveloppe métallique 60 du couvercle 41 est de faible épaisseur, typiquement comprise entre 10 et 20 mm.
  • Ainsi, comme illustré à la figure 11, la partie de refroidissement et de condensation de la vapeur comprend un dôme 6 à double-paroi 60, 61 distantes l'une de l'autre en formant un espace E à l'intérieur duquel peut circuler de l'eau liquide du bassin B depuis le bas vers le haut du dôme formant une cheminée d'évacuation centrale 62. Typiquement, l'espace E a une hauteur constante de l'ordre de 1 à 3 cm.
  • En fonctionnement normal, le niveau de la thermocline 1 est fixé suffisamment au-dessus du pressuriseur, notamment de manière à se situer au-dessus de la cheminée d'évacuation centrale 62, comme illustré à la figure 11.
  • Ainsi, comme illustré à la figure 11, l'eau liquide qui circule ainsi uniquement par convection naturelle dans l'espace E délimité par les deux parois 60, 61, depuis une température froide en-dessous de la thermocline 1, va condenser la vapeur saturante du circuit primaire à l'intérieur de la cuve et ainsi diminuer la pression au sein de la cuve. Typiquement la température froide d'eau liquide pénétrant dans l'espace E en bas du dôme 6 est autour de 50°C, ce qui permet un refroidissement efficace et rapide du dôme 6, et en particulier de la paroi interne 60 formant l'enceinte de résistance mécanique à la pression du circuit primaire, et par-là de la vapeur d'eau primaire qui y est sous-jacente.
  • La cheminée centrale 62 intègre en son sein une vanne de régulation 64 ou autrement dit de laminage qui permet de régler le débit d'eau liquide secondaire qui circule dans l'espace E et donc de réguler le refroidissement liquide en tant que tel. En effet, dans une position de fermeture totale de la vanne 64, la couche d'eau est piégée et stratifiée dans l'espace E. A contrario, dans une position d'ouverture, notamment totale, de la vanne 64, l'eau chaude monte naturellement dans l'espace E puis à travers la cheminée centrale 62 et va rejoindre la couche d'eau chaude supérieure du bassin B, tandis que l'eau froide du bassin B est aspirée par l'entrée en position basse de la double paroi 60, 61.
  • La vanne 64 peut être une vanne à papillon comme la vanne 5 du débit secondaire illustrée aux figures 10A, 10B, 10C.
  • Les deux parois 60, 61 du dôme 6 sont métalliques, de préférence en acier inoxydable.
  • La paroi externe 61 du dôme 6 est avantageusement recouverte d'une coiffe 63 logeant en son sein un isolant thermique.
  • Selon une variante avantageuse, le réacteur 4 comprend, en tant que dissipateur thermique passif, une pluralité d'ailettes de refroidissement 65 agencées à l'intérieur de la paroi interne 60, en étant réparties de préférence uniformément sur la surface de cette dernière, de préférence en étant soudées ou brasées. Ces ailettes 65 augmentent ainsi la surface de contact avec la vapeur du circuit primaire et donc permettent d'améliorer l'échange thermique par conduction entre ladite vapeur et le dôme 6. Dans l'exemple illustré, ces ailettes 65 sont rectilignes et s'étendent sur une majeure partie de la hauteur du dôme. Ces ailettes 65 sont de préférence dans le même matériau que les parois 60, 61 du dôme 6, et typiquement d'une épaisseur de quelques cm et d'une longueur de quelques dizaines de cm le long à l'intérieur de la paroi 60.
  • Par ailleurs, la partie de chauffage du pressuriseur comprend une pluralité de résistances électriques 8 enveloppées dans un isolant électrique et alimentées par des câbles électriques, agencées à l'intérieur du dôme, de préférence sur la plaque de séparation 7 qui en son centre comprend une portion à trous 70 permettant d'assurer les fonctions d'isolation thermique et différence de pression du pressuriseur intégré. Une telle portion à trous 70 est par exemple comme selon le dispositif décrit dans la demande brevet WO 2012/158929A3 . Les résistances électriques 8 peuvent être du type de celles décrites dans le brevet US4135552 .
  • Selon l'invention, afin de lisser la production de chaleur du réacteur 4, jusqu'à pouvoir le faire fonctionner toute l'année à 100% de sa puissance, les inventeurs ont prévu un couplage thermique entre ce dernier et une fosse de stockage thermique 9 remplie d'eau délimitant une thermocline qui va permettre de gérer l'intermittence de consommation d'un réseau de chaleur.
  • En outre, les inventeurs ont prévu de positionner le puits de cuve 100 du réacteur 4 en dessous du fond d'une fosse de stockage thermique 9 creusée artificiellement, de type PTES (acronyme anglo-saxon de « Pit Thermal Energy Storage »), remplie d'eau. Comme illustré à la figure 12, le positionnement du puits de cuve excavé 100 est au milieu de la fosse 9 qui est de forme symétrique. On pourra se reporter à la publication [6] qui décrit la réalisation d'une telle fosse 9.
  • Le fond 90 et les parois latérales 91 de la fosse sont revêtus d'un revêtement d'étanchéification sous la forme d'une membrane (liner). A titre d'exemple, cette membrane peut être en polyéthylène haute densité (PEHD).
  • La fosse 90 est recouverte d'une couverture 92 thermiquement isolante pour limiter les pertes thermiques dans l'air atmosphérique.
  • Une telle fosse 9 de type PTES permet de réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le fond 90 de la fosse à une température dite froide et le haut de la fosse à une température dite chaude. Cette thermocline est désignée comme étant la thermocline 2 en figure 12.
  • A titre d'exemple indicatif, on peut envisager un volume de l'ordre de 800 000m3 pour un WPS de géométrie pyramide à base rectangulaire tronquée avec une petite base (fond du stockage) de 100m* 100m, une grande base (haut du stockage) de 180m* 180m et une hauteur d'eau de 40m. Les températures froide et chaude du réseau de chaleur peuvent être respectivement égales à 45°C et 90°C.
  • Les principaux avantages inhérents à une telle fosse de stockage thermique 9 peuvent être résumés comme suit :
    • une dynamique rapide de charge et de décharge thermique,
    • lorsqu'elle est remplie avec de l'eau, une stratification significative et une densité de stockage élevée (64 kWh/m3 par exemple pour des températures chaude et froide de respectivement 90°C et 35°C).
    • un coût de construction faible quand les caractéristiques géologiques sont réunies.
  • Au sein de la fosse 9 remplie d'eau, la position de la thermocline 2 évolue en fonction de la saison et des températures de l'atmosphère et du sol afférentes. Plus précisément, la position de la thermocline 2 évolue plutôt au premier ordre en fonction de l'énergie chargée et déchargée volontairement depuis le réacteur 4 et/ou vers le réseau de chaleur 300. Puis, au second ordre, elle se dégrade naturellement à cause en premier lieu de la conduction thermique entre la couche chaude et la couche froide de la thermocline 2, et aussi à cause des pertes thermiques vers l'extérieur qui peuvent dépendre effectivement de la saison et des températures de l'atmosphère. On précise ici que la température du sol varie très peu et n'a qu'un effet à la marge.
  • On pourra se reporter à la publication [7] qui détaille l'avancée d'une thermocline dans une cuve de stockage thermique. Ainsi, en fin de période estivale, la couche d'eau froide au sein de la fosse 9 est minimale et la thermocline est au plus bas, comme symbolisé par la ligne en pointillés sur la figure 12.
  • Selon l'invention, comme montré à la figure 9, le puits de cuve 100 excavé en dessous du fond 90 de la fosse de stockage thermique 9 comprend une paroi périphérique 101 en béton précontraint revêtu intérieurement d'un revêtement métallique, de préférence sous la forme d'une membrane en acier inoxydable. Un tel revêtement a pour fonction de servir de structure rigide à la cuve de réacteur 40, 41, 42 formant la troisième barrière de confinement, et la paroi en béton précontraint 101 a pour fonction quant à elle de répondre aux conditions de pression et température de l'eau secondaire, et l'assurance de l'intégrité physique de la troisième barrière.
  • Comme montré également à la figure 12, l'ensemble constitué par la cuve de réacteur 40, 41, 42 formant un bloc réacteur 4 auquel sont fixés les échangeurs 49 est supporté par une embase métallique 102, préférentiellement en acier inoxydable, ou en acier noir revêtu d'un dépôt anti-corrosion. Préférentiellement, cette embase est maintenue dans le fond du puits de cuve 100 par un système de verrouillage mécanique, non représenté, adapté pour empêcher son déplacement et son soulèvement en cas de séisme. Toutefois, lors des phases de manutention combustible ou remplacement de composant, l'embase 102 et le bloc réacteur 4 qu'elle supporte peuvent être soulevés et amenés en haut du puits de cuve. Pour ce faire, le système de verrouillage mécanique de l'embase doit pouvoir être déverrouillé de façon simple par des outils accessibles depuis le haut du puits de cuve 100.
  • L'embase 102 qui supporte le bloc réacteur 4 est relié rigidement à un radier de fondation 103, et le revêtement métallique dont la paroi en béton précontraint 101 est revêtue est fixé de façon rigide et étanche au radier 103. Comme déjà évoqué, le réacteur 4 possède une impossibilité physique totale d'occurrence d'accident grave, avec fusion significative du coeur et percement de la cuve du circuit primaire. Il n'y a donc pas de dispositif spécifique de récupération du corium en fond de puits de cuve.
  • Le puits de cuve 100 est fermé par un bouchon couvercle 104, amovible et étanche, adapté pour résister à la pression du circuit secondaire. De préférence, le bouchon couvercle 104 est une dalle métallique, mécanosoudée, de préférence encore alvéolaire ou formée de caissons.
  • Un ciel de gaz 105, de préférence d'azote, est délimité par le niveau libre du volume d'eau secondaire dans le puits de cuve 100. Ce ciel de gaz 105 permet de contrôler la pression d'eau secondaire, d'adapter les variations de niveau libre et dilatation d'eau secondaire, et d'empêcher la présence d'oxygène. La liaison mécanique entre le revêtement métallique du puits de cuve et le bouchon couvercle est constituée par un joint métallique ou un joint élastique haute température, afin de conserver une étanchéité totale.
  • Si besoin, en tant que système de refroidissement du puits de cuve 100, une tuyauterie non représentée avec une circulation d'eau en son sein, peut être noyée dans la paroi en béton 101, à une distance proche de l'intérieur et du revêtement métallique formant la troisième barrière.
  • Selon l'invention, le circuit tertiaire du réacteur est constitué par la fosse 9 en elle-même et au moins un échangeur 200 avec le circuit secondaire dont l'entrée 201 est reliée fluidiquement dans une zone à température froide en-dessous de la thermocline et la sortie 202 est reliée fluidiquement dans une zone à température chaude en-dessus de la thermocline.
  • Et un réseau de chaleur 300 a au moins une entrée 301 qui est reliée fluidiquement à une zone de la fosse en-dessous de la thermocline et au moins une sortie 302 reliée fluidiquement à une zone de la fosse au-dessus de la thermocline. Ces piquages permettent de garantir une stabilité des couches de l'eau tertiaire à températures froide et chaude et donc de la thermocline au sein de la fosse 9.
  • Plus précisément, comme illustré à la figure 12, une tuyauterie 210 est reliée à l'entrée du circuit tertiaire de l'échangeur de chaleur 200 et son extrémité 211 formant un collecteur de soutirage débouche directement dans la zone de la fosse en-dessous de la thermocline.
  • Une tuyauterie 220 est reliée à la sortie du circuit tertiaire de l'échangeur de chaleur et son extrémité 221 formant un collecteur d'injection débouche directement dans la zone de la fosse en-dessus de la thermocline.
  • En considérant l'altitude du collecteur de soutirage 211 dans la zone en-dessous de la thermocline, c'est-à-dire la couche froide la plus basse de l'eau de la fosse 9, quelle que soit la saison, on garantit une hauteur motrice d'eau minimale nécessaire à l'établissement d'une convection naturelle d'eau dans la fosse 9, c'est-à-dire au circuit tertiaire de l'installation. La circulation en circuit fermé T uniquement par convection naturelle ou forcée de l'eau tertiaire est symbolisée par les flèches en points-tirés en figure 12. On précise que cette circulation T est montrée dans la fosse 9 à des fins de clarté mais qu'en réalité la branche montante de la convection passe par la tuyauterie 220 et que la branche descendante n'existe pas en tant que telle, puisque c'est un piston naturel qui avance sur toute la section de la thermocline 2.
  • En outre, une tuyauterie 310 est reliée à l'entrée 301 du réseau de chaleur et son extrémité 311 formant un collecteur d'injection débouche directement dans la zone de la fosse en-dessous de la thermocline.
  • Une tuyauterie 320 est reliée à la sortie 302 du réseau de chaleur et son extrémité 321 formant un collecteur de soutirage débouche directement dans la zone de la fosse en-dessus de la thermocline.
  • Pour la partie du circuit secondaire qui est reliée à l'échangeur 200, l'installation comprend :
    • une tuyauterie 230 débouche directement dans l'eau secondaire du puits de cuve 100 et est reliée à une entrée 203 de l'échangeur 200;
    • une tuyauterie 240 reliée à une sortie 204 de l'échangeur 200 débouche directement dans l'eau secondaire du puits de cuve 100.
  • La configuration d'implantation réacteur en fosse de stockage 9 telle que montrée aux figures 12 et 15 permet une circulation par convection naturelle. Pour ce faire, comme montré on implante le puits de cuve 100 en partie en-dessous du fond 90 de la piscine 9, c'est-à-dire avec un puits de cuve 100 excavé d'une hauteur He telle que l'on peut s'affranchir de pompe, la tuyauterie 210 d'amenée d'eau de la fosse 9 à sa température froide débouchant dans le fond 90 de la fosse.
  • Pour un réacteur d'une puissance égale à 20MW, avec une fosse de stockage thermique 9, la hauteur d'excavation He peut être comprise entre 16 et 18m.
  • On peut également envisager une configuration d'implantation du réacteur en fosse 9 comme montrée en figures 16 et 16A selon laquelle le puits de cuve est en quelque sorte posé sur le fond 90 de la fosse de stockage thermique 9. Une telle configuration implique une circulation par convection forcée de l'eau tertiaire au moyen de pompes 270, avantageusement agencées dans la paroi de béton 101 du puits de cuve 100.
  • Les inventeurs ont réalisés des calculs de prédimensionnement thermo hydrauliques sur l'ensemble des circuits primaire, secondaire et tertiaire de l'installation selon la figure 12 à partir d'un logiciel de calcul thermomécanique. Il peut s'agir d'un logiciel classique de thermo-hydraulique connu sous la dénomination CATHARE :[8].
  • En considérant un pincement de 15°C pour les échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire et un pincement identique pour l'échangeur secondaire/tertiaire 200, et une fourniture d'eau chaude au réseau 300 à 90°C, les calculs donnent une température moyenne en sortie du coeur de réacteur C de 120°C.
  • On rappelle ici qu'un pincement d'échangeur 49 est l'écart de température minimum entre l'eau primaire et l'eau secondaire en un point de l'échangeur donné.
  • Avec un gradient de température de 40°C entre l'entrée et la sortie du coeur du réacteur, on obtient les paramètres de fonctionnement thermo hydrauliques permettant de pré dimensionner les échangeurs 49, et un estimatif de positionnement de ces derniers vis-à-vis du coeur.
  • Le tableau 1 suivant synthétise ces différents paramètres pour un réacteur de 20 MWTh. [Tableau 1]
    Paramètres Valeurs
    Pression de l'eau primaire 4 bars
    Température en entrée du coeur C 80°C
    Température en sortie du coeur C 120°C
    Débit de l'eau primaire 118,6 kg/s
    Pression de l'eau secondaire 5 bars
    Température T1 en entrée d'échangeurs 49 65°C
    Température T2 en sortie d'échangeurs 49 105°C
    Débit de l'eau secondaire 119,1 kg/s
    Hauteur motrice d'équilibre d'eau entre le coeur et les échangeurs 49 3,16 m
  • A partir de ces données, un estimatif de volume des échangeurs 49 peut être établi, avec une implantation à une hauteur minimale de 3,16 m par rapport à l'altitude moyenne de la zone fissile. La pression de l'eau primaire de 4 bars est déterminée de telle sorte que la marge à ébullition vis-à-vis de la température moyenne en sortie de coeur est de 20°C.
  • La cuve de réacteur 40, 41 du bloc réacteur 4 a une hauteur hors tout d'environ 9 m, avec un diamètre hors-tout de 3 m intégrant la virole principale 42 avec un diamètre du compartiment inférieur 40 de la cuve de 2,74 m et un diamètre du compartiment supérieur 41 de 2,15 m.
  • Un nombre de trois échangeurs identiques 49 est retenu avec pour chacun un volume d'échange thermique utile d'environ 1,2 m3 et une hauteur d'échange entre circuits primaire et secondaire de 2m. Les trois échangeurs 49 sont fixés avec leurs collecteurs 400, 401, 490, 491 à 120° l'un de l'autre aux compartiments 40, 42 de la cuve de réacteur.
  • De fait l'épaisseur de la cuve de réacteur n'est pas dictée par des considérations de résistance à la pression puisqu'immergée dans l'eau secondaire du bassin B, mais plutôt à des contraintes de rigidité mécanique, de résistance au flambage et de supportage du coeur. Une épaisseur moyenne d'environ 20 mm est donc retenue. On rappelle ici que la pression primaire est inférieure à la pression secondaire.
  • Le matériau envisagé pour la cuve de réacteur 4, et les échangeurs 49 est de l'acier inoxydable.
  • La conception assistée par ordinateur (CAO) donne un volume d'eau secondaire d'environ 200 m3 pour sa température froide T1 et d'environ 100 m3 pour sa température chaude T2.
  • La température moyenne de l'eau secondaire se situe autour de 85 °C, soit une température inférieure à la température d'ébullition de l'eau à l'atmosphère.
  • Le volume d'eau primaire est de l'ordre de 30 m3, soit un facteur 10 environ inférieur à celui du volume d'eau secondaire.
  • Il en résulte donc une inertie thermique très importante contribuant fortement à la sûreté de fonctionnement du bloc réacteur 4, 102, à la fois en termes d'absorption des éventuels échauffements de l'eau primaire, mais également vis-à-vis de la montée en pression de l'eau primaire en cas de défaut d'évacuation de la puissance résiduelle.
  • De plus, les conséquences d'un Accident de Perte de Refroidissement Primaire (APRP) sont fortement amoindries de par la configuration de l'eau secondaire enveloppant intégralement le circuit primaire.
  • Le tableau 2 suivant illustre caractéristiques du dimensionnement thermo hydraulique des circuits secondaires et tertiaires. La CAO indique un nombre de trois échangeurs 200, qui pourrait être réduit à deux, pour des questions d'optimum économiques. [Tableau 2]
    Paramètres Valeurs
    Température T1 en entrée d'échangeurs 49 65°C
    Température T2 en sortie d'échangeurs 49 105°C
    Débit de l'eau secondaire 119,1 kg/s
    Pression de l'eau secondaire 5 bars
    Température T3 en entrée 201 d'échangeurs 200 35°C
    Température T4 en sortie 202 d'échangeurs 200 90°C
    Débit de l'eau tertiaire 86,9 kg/s
    Hauteur motrice d'équilibre de convection naturelle S d'eau secondaire 2,7 m
  • Les conditions de fonctionnement sont donc sensiblement identiques à celles régissant la circulation d'eau primaire.
  • Un nombre de trois échangeurs identiques 200 est retenu avec pour chacun un volume d'échange thermique utile d'environ 1,1 m3 et une hauteur d'échange entre circuits secondaire et tertiaire de 1,7m.
  • Le pincement dans un échangeur 200 est augmenté comparativement à celui d'un échangeur 49 du fait de l'écart de température entre la couche d'eau froide à 35°C dans la fosse 9, et la couche d'eau chaude à 90°C.
  • La hauteur motrice de convection naturelle de l'eau secondaire est d'au moins 2.7 m, ce qui fixe la position maximale en altitude de la thermocline 1. On peut envisager une hauteur d'environ 3,5 m afin de prendre des marges de dimensionnement concernant les pertes de charge en tuyauterie, et avoir des marges de réglage en modulant le débit de de l'eau tertiaire.
  • La hauteur motrice minimale nécessaire à l'établissement de la convection naturelle de l'eau tertiaire correspond à la différence d'altimétrie entre la position médiane d'un échangeur 200, et la position de la thermocline de séparation entre couche froide et couche chaude dans la fosse 9. Cette thermocline évolue de façon saisonnière et en fin de période estivale, avant la mise en route de la fourniture de chaleur au réseau 300, la couche d'eau froide est minimale et comme cela ressort déjà de ce qui précède, la valeur conservative choisie est l'altitude du collecteur de soutirage 211 de l'eau tertiaire. Le pré dimensionnement réalisé se base sur la minimisation des pertes de charge permettant l'établissement de la convection naturelle à hauteur motrice modérée. La hauteur calculée minimale est de l'ordre de 2 m, ce qui permet une implantation compacte, malgré les conditions cumulées de convection naturelle des circuits primaire, secondaire et tertiaire qui conduisent à un enfouissement relativement profond du bloc réacteur 4.
  • Le niveau du radier 103 du puits de cuve se situe à environ 50 m par rapport au sol, lorsque le puits de cuve 100 est totalement excavé, c'est-à-dire enterré complètement en-dessous du fond 91 de la fosse 9. Dans la conception CAO, le fond de la fosse 9 se situe à 32 m de la surface du sol. Dans l'hypothèse d'une fosse 9 plus profonde, par exemple 40 m, la profondeur du radier serait alors plus proche de 60 m, à cause de la nécessité d'établissement d'une convection naturelle de l'eau tertiaire.
  • Les injections d'eau dans la fosse de stockage thermique 9 et de soutirage vers le réacteur 4 sont prévues pour avoir des débits constants toute l'année correspondant à un fonctionnement du réacteur à 100% de puissance.
  • Les débits aller et retour du réseau de chaleur 300 sont quant à eux variables selon l'appel de puissance du réseau. Les variations de charge hydrostatique dans la fosse 9 pendant l'année peuvent nécessiter l'ajout d'un dispositif de régulation du débit de soutirage vers le réacteur pour maintenir ce dernier constant.
  • Le différentiel de débits entre les injection/soutirage du réacteur 4 et les aller et retour du réseau de chaleur 300 dans les tuyauteries 310, 320 conduit au déplacement de la thermocline vers le haut ou vers le fond de la fosse 9, comme suit :
    • si le débit vers le réseau de chaleur 300 est inférieur au débit d'injection/soutirage du réacteur 4, alors la thermocline se déplace vers le fond 90 et le stockage thermique est en mode de charge, c'est-à-dire que l'énergie thermique qui y est stockée augmente,
    • si le débit vers le réseau de chaleur 300 est supérieur au débit d'injection/soutirage du réacteur 4 alors la thermocline se déplace vers le haut et le stockage est en mode de décharge, c'est-à-dire que l'énergie thermique qui y est stockée diminue,
    • si le débit vers le réseau de chaleur 300 est égal au débit d'injection/soutirage du réacteur 4, alors la thermocline ne se déplace pas, et l'énergie thermique stockée reste constante.
  • Pour optimiser la stabilité de formation de la thermocline, les différents collecteurs de soutirage 211 ou d'injection 221 d'eau tertiaire ou de soutirage 321 et d'injection 311 du réseau de chaleur 300 peuvent être réalisés selon une configuration préférée.
  • Il peut s'agir avantageusement d'un dispositif de répartition de débit hydraulique adapté pour élargir le débit d'eau entrant ou sortant, de type connu sous la désignation de pavillon comme illustré aux figures 13 et 14 pour une injection d'eau tertiaire à la température chaude.
  • L'invention n'est pas limitée aux exemples qui viennent d'être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées.
  • D'autres variantes et modes de réalisation peuvent être envisagés sans pour autant sortir du cadre de l'invention.
  • Sur la figure 12, par souci de clarté, on a illustré un seul échangeur 200. Il va de soi que le nombre d'échangeurs 49 entre circuits primaire et secondaire et d'échangeurs 200 entre circuit secondaire et tertiaire n'est illustré qu'à titre indicatif et sera à adapter en fonction des configurations de l'installation requises pour la fourniture d'eau chaude à un réseau de chaleur 300.
  • Également, par souci de simplification et de clarté, l'échangeur 200 entre circuit secondaire et tertiaire est représenté en figure 12 à l'intérieur de la fosse 9. De préférence, le ou les échangeurs 200 est(sont) agencé(s) en dehors du volume d'eau secondaire, de préférence encore derrière le puits de cuve 100 dans la paroi de béton 101, comme illustré aux figures 16 et 16A, avec une vanne d'isolement 212 sur chaque tuyauterie d'entrée et de sortie, afin de pouvoir isoler le circuit secondaire et compléter l'étanchéité de la troisième barrière de confinement radioactive.
  • Par ailleurs, si le réacteur à vocation calogène 4 décrit est prévu avec une circulation d'eau primaire et d'eau secondaire uniquement par convection naturelle, on peut envisager tout réacteur REP avec des débits d'eau des circuits primaires et secondaires générés par des pompes, c'est-à-dire selon une convection forcée ou par un thermosiphon peut convenir au couplage par son circuit tertiaire en convection naturelle avec une fosse de stockage thermique remplie d'eau telle que décrit précédemment.
    • Liste des références citées
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    • [4]:https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/Public/10/494/10494922.pdf
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    • [6]: « Design Aspects for Large Scale Aquifer and Pit Thermal Energy Storage for District Heating and Cooling». International Energy Agency Technology Collaboration Program on District Heating and Cooling including Combined Heat and Power - Integrated Cost-Effective large-scale thermal energy storage for smart district heating and cooling. Draft - September 2018.
    • [7]: Kaloudis E. & al., «Large eddy simulations of turbulent mixed convection in the charging of a rectangular thermal storage tank». International Journal of Heat and Fluid Flow 44 (2013) 776-791.
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Claims (13)

  1. Installation nucléaire comprenant :
    - au moins un réacteur nucléaire (2) calogène comprenant une cuve de réacteur (40, 41, 42) ;
    - un puits de cuve (100) logeant la cuve de réacteur, un circuit primaire et une partie d'un circuit secondaire;
    - un circuit tertiaire comprenant :
    • une fosse de stockage thermique (9), creusée dans le sol, remplie d'eau et dans le fond de laquelle le puits de cuve est excavé ou posé, la fosse étant configurée pour réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline (thermocline 2) délimitée entre le fond de la fosse à une température dite froide et le haut de la fosse à une température dite chaude,
    • au moins un échangeur de chaleur (200) avec le circuit secondaire dont au moins une entrée (201) est reliée fluidiquement à une zone de la fosse en-dessous de la thermocline et au moins une sortie (202) est reliée fluidiquement à une zone de la fosse au-dessus de la thermocline de sorte que l'eau de la fosse circule en convection naturelle ou forcée entre l'entrée et la sortie de l'échangeur de chaleur;
    - un réseau de chaleur (300) dont au moins une entrée (301) est reliée fluidiquement à une zone de la fosse en-dessous de la thermocline et au moins une sortie (302) est reliée fluidiquement à une zone de la fosse au-dessus de la thermocline.
  2. Installation nucléaire selon la revendication 1, la fosse étant recouverte d'une couverture thermiquement isolante (92).
  3. Installation nucléaire selon la revendication 1 ou 2, la fosse étant creusée artificiellement dans le sol et comprenant un revêtement d'étanchéification, de préférence thermiquement isolant, recouvrant son fond (90) et ses parois latérales (91).
  4. Installation nucléaire selon la revendication 3, le revêtement étant une membrane adaptée pour épouser la forme du fond et des parois latérales de la fosse.
  5. Installation nucléaire selon l'une des revendications 2 à 4, la couverture thermiquement isolante ou le revêtement d'étanchéification comprenant une ou plusieurs d'isolation thermique en matériau(x) choisi(s) parmi l'acier inoxydable, un polymère tel que le polyéthylène haute densité (PEHD), ou un élastomère.
  6. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, comprenant :
    - au moins une tuyauterie (210) reliée à l'entrée du circuit tertiaire de l'échangeur de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur de soutirage (211) débouche directement dans la zone de la fosse en-dessous de la thermocline,
    - au moins une tuyauterie (220) reliée à la sortie du circuit tertiaire de l'échangeur de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur d'injection (221) débouche directement dans la zone de la fosse en-dessus de la thermocline,
  7. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, comprenant :
    - au moins une tuyauterie (310) reliée à l'entrée du réseau de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur d'injection (311) débouche directement dans la zone de la fosse en-dessous de la thermocline,
    - au moins une tuyauterie (320) reliée à la sortie du réseau de chaleur dont l'extrémité formant un collecteur de soutirage (321) débouche directement dans la zone de la fosse en-dessus de la thermocline.
  8. Installation nucléaire selon la revendication 5 ou 6, chaque collecteur de tuyauterie comprenant un dispositif de répartition de débit hydraulique adapté pour élargir le débit d'eau entrant ou sortant dans les zones de la fosse au-dessous ou en-dessus de la thermocline.
  9. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, comprenant :
    - une tuyauterie (230) reliant directement la partie de circuit secondaire logée dans le puits de cuve à une entrée (203) de l'échangeur avec le circuit tertiaire;
    - une tuyauterie (240) reliant directement la partie de circuit secondaire logée dans le puits de cuve à une sortie (204) de l'échangeur avec le circuit tertiaire.
  10. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le puit de cuve excavé ou posé étant fermé par un couvercle métallique (104) amovible formant la paroi de séparation avec le volume de la fosse.
  11. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le puit de cuve excavé ou posé comprenant une paroi en béton (101) formant la paroi de séparation avec le sol et le volume de la fosse.
  12. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, la hauteur He du puits de cuve excavée en dessous du fond de la fosse étant au moins égale à 15m.
  13. Installation nucléaire selon l'une des revendications précédentes, le réacteur étant un réacteur de type SMR calogène.
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