FR2576136A1 - Centrale electrique nucleaire - Google Patents

Abstract

LA CENTRALE ELECTRIQUE NUCLEAIRE SELON LA PRESENTE INVENTION COMPREND UN GENERATEUR DE VAPEUR D'EAU 15 RACCORDE PAR DES TUYAUTERIES 19 AU REACTEUR 11 POUR LA CIRCULATION D'UN FLUIDE CALOPORTEUR A TRAVERS LES TUBES 112 DU GENERATEUR DE VAPEUR, LE FLUIDE CEDANT DE LA CHALEUR A L'EAU SE TROUVANT DANS LE GENERATEUR DE VAPEUR POUR VAPORISER CETTE EAU DE FLUIDE CALOPORTEUR, PENDANT LE FONCTIONNEMENT NORMAL DE LA CENTRALE SE TROUVANT A UNE PRESSION SENSIBLEMENT PLUS ELEVEE QUE L'EAU. LA CENTRALE COMPREND EGALEMENT UN PRESSURISEUR ET UNE CUVE DE DECHARGE DE PRESSURISEUR DESTINEE A RECEVOIR DU LIQUIDE DU PRESSURISEUR QUAND UNE PRESSION EXAGEREE APPARAIT DANS CE DERNIER. LE GENERATEUR DE VAPEUR D'EAU COMPORTE UNE CANALISATION DE DECHARGE DANS LAQUELLE SE TROUVE UN AGENCEMENT DE VANNES 139 NORMALEMENT FERMEES QUI S'OUVRENT LORSQU'APPARAIT UNE RUPTURE DANS LES TUBES 112 ENTRAINANT UN ECOULEMENT DE FLUIDE CALOPORTEUR DANS L'EAU DU GENERATEUR DE VAPEUR D'EAU, L'OUVERTURE DE L'AGENCEMENT DE VANNES PERMETTANT UNE DECHARGE DE TOUT LIQUIDE EN EXCEDENT DANS LE GENERATEUR DE VAPEUR D'EAU 15.

Description

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Centrale électrique nucléaire La présente invention concerne les centrales électriques dont la source d'énergie primaire est un réacteur nucléaire. L'invention concerne particulièrement les centrales comprenant des générateurs de vapeur d'eau dans lesquels la vapeur d'eau est engendrée par échange de chaleur entre le fluide caloporteur du réacteur s'écoulant au travers des tubes primaires et l'eau se trouvant dans

l'enveloppe extérieure secondaire entourant les tubes.

Le fluide caloporteur se trouve à une pression élevée qui est, de façon caractéristique, de 137 bars. L'eau dans l'enveloppe et la vapeur d'eau qui est engendrée se trouvent

à une pression sensiblement plus faible. De façon caracté-

ristique, le fluide caloporteur circule à travers un grand nombre de tubes en forme de U dans une disposition mutuelle

d'échange de chaleur avec l'eau se trouvant dans l'enveloppe.

Dans le fonctionnement de cette centrale nucléaire, il arrive parfois que les tubes se rompent. La rupture peut se présenter sous la forme d'un trou dans un tube ou d'un sectionnement complet d'un tube. Le- sectionnement complet d'un tube est appelé: "rupture franche et totale". Une rupture franche et totale est considérée comme étant une rupture de tube servant de référence lors de la conception car elle constitue l'un des facteurs dont on doit tenir compte dans la conception d'une centrale nucléaire. Dans le cas de toute tupture, du fluide caloporteur radioactif

est libéré dans l'eau se trouvant dans l'enveloppe.

Une rupture franche et totale entraîne une situation dangereuse car l'enveloppe du générateur de vapeur d'eau

se trouve rapidement remplie d'eau tant en raison de l'écou-

lement d'eau alimentaire de secours que de l'écoulement du fluide caloporteur dans l'enveloppe à partir des deux extrémités du tube rompu. Lorsqu'un trou apparaît dans le tube, ce qui est bien différent d'une rupture franche et totale, la situation est moins dangereuse. Toutefois, dans ce cas, du fluide caloporteur est également injecté dans le liquide se trouvant dans l'enveloppe sous la pression élevée régnant dans le tube perforé et il est nécessaire d'intervenir au bout d'un certain temps. Les considérations de conception établies envisagent la rupture franche et totale de plus d'un tube. La sévérité du danger se trouve nécessairement accrue lorsqu'a lieu une rupture franche et

totale multiple.

La radioactivité du fluide sortant de l'enveloppe

du générateur de vapeur est contrôlée. Lorsqu'une augmen-

tation importante de radioactivité se manifeste, l'opérateur de la centrale s'enquiert d'une rupture éventuelle. En réponse à une augmentation de radioactivité, l'opérateur vérifie l'accroissement du niveau du liquide secondaire dans les générateurs de vapeur d'eau pour déterminer s'il se produit un accroissement rapide dans un générateur de manière à déceler celui des générateurs qui fait l'objet d'une défaillance. Il est facilement mis fin à l'écoulement d'eau alimentaire auxiliaire vers n'importe quel générateur accusant une rapide augmentation mais l'écoulement pénétrant dans l'enveloppe secondaire par l'intermédiaire d'un ou de tubes rompus soulève des difficultés. Selon les enseignements de la technique antérieure, on refroidit le côté fluide caloporteur ou côté primaire du générateur de vapeur d'eau, lorsqu'il se produit une rupture, en déchargeant la vapeur d'eau à l'aide des vannes se trouvant sur le côté enveloppe ou le côté secondaire du générateur de vapeur d'eau et en déclenchant les vannes de commande du réacteur. De plus, on dépressurise le fluide caloporteur de manière que sa pression soit inférieure à la pression du fluide se trouvant sur le côté secondaire. Pendant que l'opérateur attend que ces longs processus se terminent, le fluide caloporteur se déverse dans le côté enveloppe du générateur de vapeur d'eau. Le fluide caloporteur qui s'échappe par la rupture est remplacé dans le coeur par le système d'injection de sécurité telle qu'elle est également mise en fonction lors de l'apparition d'une rupture pour empêcher un surchauffage du coeur de sorte que l'injection de fluide caloporteur dans le côté enveloppe du générateur de vapeur d'eau

continue sans interruption.

Une rupture franche et totale est classée comme étant un événement de référence de condition IV par la Commission Nuclear Regulatory Commission. Les directives habituelles données par cette Commission pour un tel événement recommandent qu'aucune action de l'opérateur ne soit nécessaire pendant les premières 30 minutes qui font suite à l'apparition d'un événement de condition IV dans le but de donner au personnel en fonction le temps de surmonter le choc et une panique éventuelle provoquée par l'apparition de cet événement et d'évaluer ce qui va se passer et quelles mesures doivent être prises. Mais une telle analyse révèle que dans la pratique de la technique antérieure, l'opérateur

doit commencer à agir au plus tard 10 minutes après l'appa-

rition d'une rupture franche et totale. Un retard se traduirait par un débordement du générateur de vapeur d'eau et par une inondation des canalisations de vapeur d'eau

alimentées par ce générateur. Une inondation des canalisa-

tions de vapeur d'eau non seulement constitue une menace pour l'intégrité structurale de ces canalisations mais l'écoulement d'eau qui en résulte à travers les installations de sécurité secondaires et les vannes de décharge motorisées peut empêcher ces vannes de prendre leur position sur leur siège et engendrer un échappement de radioactivité dans l'environnement dans une mesure dépassant les limites

établies par le Code "10 Code of Federal Regulatories 100".

La présente invention,a pour objet principal de remédier aux défauts et aux inconvénients de la technique antérieure et de fournir un procédé pour empêcher de façon efficace le débordement d'un générateur de vapeur d'eau d'un réacteur nucléaire et l'inondation des canalisations de vapeur d'eau alimentées par ce générateur lorsqu'il se produit une rupture d'un tube ou de plusieurs tubes qui

acheminent le fluide caloporteur.

Compte tenu de cet objet, la présente invention réside dans une centrale électrique à réacteur nucléaire comprenant un réacteur nucléaire, un générateur de vapeur d'eau comportant des tuyauteries raccordées audit réacteur

pour la circulation d'un fluide caloporteur, ledit géné-

rateur de vapeur d'eau comprenant des tubes d'échange de chaleur à travers lesquels le fluide caloporteur passe en cédant de la chaleur à l'eau se trouvant sur l'extérieur desdits tubes afin de vaporiser cette eau, ledit fluide caloporteur, pendant le fonctionnement normal de la centrale se trouvant à une pression notablement plus élevée que celle de l'eau, ladite centrale comprenant également un pressuriseur et une cuve de décharge de pressuriseur raccordée à ce dernier pour recevoir du liquide dudit pressuriseur lorsqu'il apparaît une pression exagérée dans ce dernier, et une canalisation de décharge d'eau raccordée audit générateur de vapeur d'eau pour décharger de l'eau de ce dernier, caractérisée en ce qu'un agencement de vannes normalement fermées est présent dans ladite canalisation de décharge d'eau pour être ouvertes lorsqu'il se produit dans lesdits tubes une rupture se traduisant par un écoulement de fluide caloporteur dans ladite eau du générateur de vapeur

d'eau afin que tout liquide excédentaire dans ledit géné-

rateur de vapeur d'eau puisse être déchargé.

Selon toute probabilité, la décharge a lieu a travers un ajutage et une canalisation d'évacuation raccordée au côté enveloppe de chaque générateur de vapeur d'eau d'une centrale électrique nucléaire à un niveau situé au-dessus du faisceau de tubes échangeurs de chaleur pour empêcher que ce faisceau ne soit exposé et la canalisation d'évacuation est

raccordée à la cuve de décharge du pressuriseur par l'inter-

médiaire d'un agencement de vannes comprenant, de façon caractéristique, quatre vannes motorisées, à savoir une vanne normalement ouverte et une vanne normalement fermée en série dans chacune de deux branches raccordées en parallèle. Cet agencement de vannes assure une protection contre une défaillance simple en ce qui concerne à la fois

le déclenchement et l'arrêt du fonctionnement du système.

La cuve de décharge du pressuriseur constitue un point de rassemblement pour des essais périodiques relatifs à l'écoulement dans le système. Il n'est pas envisagé que cette cuve contienne le débordementtotal ayant lieu à la suite d'une rupture de tube. On effectue des essais d'écoulement périodiquement pour être sûr que les vannes fonctionnent convenablement. Cette décharge du débordement à la suite d'une rupture de tube du générateur de vapeur d'eau quitterait finalement le réservoir de détente du dispositif de pressurisation à travers le disque de rupture de réservoir et s'écoulerait dans le puisard de la structure

de confinement.

Quand une rupture de réservoir de générateur de vapeur d'eau (RRGV) se produit, l'opérateur déclenche manuellement le fonctionnement du système de débordement de générateur de vapeur d'eau en ouvrant l'une des deux vannes de commande normalement fermées. Un niveau de déclenchement optimal est, de façon caractéristique, un niveau se trouvant à environ 1, 27 mètre (50 inches) au-dessus du point de réglage du niveau supérieur de l'eau qui est fixé de façon caractéristique à environ 1,7 m au-dessus de la surface supérieure de la plaque tubulaire dans un générateur de vapeur d'eau classique. Ce niveau de déclenchement donne a l'opérateur environ 30 minutes de marge en supposant une rupture de tube de référence avant qu'une intervention de l'opérateur soit nécessaire. Apres le déclenchement, l'opérateur commande manuellement l'écoulement du système de débordement de générateur de vapeur d'eau pour maintenir le niveau audessus du point de réglage Hi du niveau de l'eau. Les vannes se trouveraient alors enclenchées de manière à se fermer automatiquement si l'opérateur laissait, par inadvertance, le niveau de l'eau du générateur de vapeur d'eau tomber jusqu'au point de réglage Hl du niveau de l'eau. Cet enclenchement empêche un dégagement de vapeur d'eau à travers l'ajutage du système de débordement de générateur de vapeur d'eau et exclut, de cette façon, une dépressurisation incontrôlée du générateur de vapeur d'eau défaillant. Deux canaux supplémentaires de niveau de générateur

de vapeur d'eau sont recommandés pour permettre un action-

nement manuel du système de débordement de générateur de vapeur d'eau. Ces canaux de niveau fournissent à l'opérateur des indications de niveau depuis la limite supérieure des canaux existants à plage étroite (c'est-àdire, de façon

caractéristique, 14,5 m au-dessus de-la plaque tubu-

laire) jusqu'à un niveau situé à environ 16,5 m au-dessus

de la surface supérieure de la plaque tubulaire.

Le débit maximal pour lequel le système de déborde-

ment de générateur de vapeur d'eau est, de façon typique, dimensionné est 68 1/s de liquide saturé à une pression du générateur de vapeur d'eau de 83,4 bars. Ce débit maximal vannes de commande grandes ouvertes) concorderait avec le débit d'équilibre primaire/secondaire résultant de la défaillance de trois tubes de générateur de vapeur d'eau et fournirait une marge de sécurité au-delà de l'accident prenant comme référence la défaillance d'un seul tube. Un autre point dont il faut tenir compte estqu'un débit de 68 1/s n'exige qu'un ajutage de générateur de vapeur d'eau de 7,5 cm et qu'un ajutage de cette dimension limiterait le refroidissement de la centrale à moins de 550C/h en

supposant que le système soit en action pendant un fonction-

nement normal de la centrale et qu'il libère de la vapeur d'eau. Le système de débordement de générateur de vapeur d'eau selon la présente invention présente les avantages suivants. 1. Un moyen unique pour empêcher un débordement côté enveloppe du générateur de vapeur d'eau et une

inondation des canalisations de vapeur d'eau est réalisé.

2. Le système permet l'écoulement d'une période de temps plus long après une rupture de tube avant qu'une action de l'opérateur soit exigée car le débordement du générateur de vapeur d'eau et l'inondation des canalisations de vapeur d'eau se trouve exclue. Le système augmente le retard de l'intervention de l'opérateur de 10 minutes à au

moins 30 minutes pour une rupture de tube de référence.

Ceci satisfait aux directives les plus récentes de l'industrie et du gouvernement en ce qui concerne les interventions des

opérateurs en charge de la sécurité.

3. Le système procure une marge de sécurité au-delà de la marge dictée par la Commission NRC en ce qui concerne une rupture de tube servant de référence, c'est-à-dire la défaillance d'un seul tube. En fait, le système peut faciliter le rétablissement de la situation dans le cas d'une défaillance multiple de tubes pouvant aller jusqu'à

un maximum de trois tubes rompus de façon franche et totale.

Le système sauvegarde également l'eau d'injection de sécurité (c'est-àdire l'eau donnant l'approvisionnement) étant donné que l'écoulement dû à la rupture est dirigé finalement dans le puisard du confinement et peut être utilisé à plus long

terme par les pompes d'injection de sécurité si besoin est.

Sans ce système, l'écoulement dû à la rupture pourrait s'échapper par les vannes de décharge et de sécurité secondaire. 4. Le système constitue un moyen pour dépressuriser à long terme le générateur de vapeur d'eau défaillant sans dégager de radioactivité dans l'environnement. Une fois que le rétablissement de la centrale dans les conditions initiales est achevée, la phase suivante consiste à placer

la centrale dans un état d'arrêt complet avec refroidisse-

ment. Pour obtenir cet arrêt complet avec refroidissement, il faut dépressuriser le générateur de vapeur d'eau défail- lant et en cas de délestage de puissance à l'extérieur, ceci signifie que de la vapeur d'eau radioactive sera déchargée dans l'environnement par l'intermédiaire des vannes motorisées de décharge dans l'atmosphère. Toutefois, on peut utiliser la présente invention pour effectuer cette pressurisation du générateur de vapeur d'eau défaillant et éliminer de cette façon les dégagements de radioactivité

à long terme dans l'environnement.

5. On compense une partie importante des coûts du système de débordement du générateur de vapeur d'eau en éliminant l'une des deux vannes motorisées de décharge dans l'atmosphère (VMDA) qui sont normalement présentes sur chacune des canalisations de vapeur d'eau. Deux vannes sont installées sur chaque canalisation à des fins de redondance pour obtenir un arrêt total avec refroidissement satisfaisant aux normes de sécurité, mais la présente invention permet d'obtenir la redondance requise et de supprimer ainsi de chaque canalisation de vapeur d'eau une

de ses VMDA ainsi que sa vanne de blocage associée.

La présente invention apparaîtra plus clairement

dans la description donnée ci-après d'un mode de réali-

sation préféré purement illustratif et non limitatif en référence aux dessins annexes, sur lesquels: la figure 1 est une vue schématique montrant une centrale électrique nucléaire selon l'invention et utilisée dans la mise en oeuvre du procédé de la présente invention; la figure 2 est une vue en coupe longitudinale principalement schématique montrant un générateur de vapeur d'eau compris dans l'appareil représenté sur la figure 1; la figure 3 est une vue schématique agrandie de la partie de l'appareil de la figure 1 qui sert à évacuer le liquide du côté enveloppe d'un générateur de vapeur d'eau dans la mise en oeuvre de la présente invention; et la figure 3 montre les niveaux typiques du liquide à l'intérieur d'un générateur de vapeur d'eau. Ces niveaux sont représentés dans le but de faciliter la compréhension de la présente invention et sans intention de limiter le

cadre de cette dernière.

L'installation représentée sur les dessins est une centrale électrique comprenant un réacteur nucléaire 11 disposé de manière qu'ait lieu un échange de chaleur entre ce réacteur et une pluralité de générateurs de vapeur d'eau 13 et 15. Deux boucles primaires 17 et 19 comportant

chacune respectivement une pompe 18 et 20 relient thermi-

quement le réacteur 11 et chacun des générateurs 13 et 15.

Le réfrigérant, qui est de façon typique de l'eau sous une pression d'environ 29 bars (2000 psi) s'écoule à travers le coeur (non représenté) du réacteur 11 et à travers chacun des générateurs 13 et 15. La chaleur prélevée au coeur par chaque boucle primaire 17 et 19 vaporise l'eau dans chaque générateur 13 et 15. Deux boucles secondaires 21 et 23 sont

associées respectivement à chaque générateur 13 et 15.

Bien que la présente invention convienne uniquement pour un appareil entrainé par de la vapeur d'eau, la référence aux termes "eau" et "vapeur d'eau" dans le présent exposé ne doivent pas en limiter la portée. Dans la mesure o la présente invention peut etre appliquée à des générateurs d'électricité entraînés par des fluides autres que l'eau, la présente demande se situe dans le cadre envisagé de la présente invention et l'utilisation des termes "eau" et "vapeur d'eau" dans le présent exposé est utilis(à des fins de commodité et inclut dans son cadre

d'autres fluides analogues.

L'installation représentée sur les dessins comprend également une turbine 25 et un générateur électrique 27

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entraîné par la turbine 25. Chaque boucle secondaire 21 et 23 comprend une première branche 29 destinée à alimenter en vapeur d'eau chaque générateur de vapeur d'eau 13 et 15 pour entraîner la turbine 25 et une branche secondaire 31 pour fournir de l'eau alimentaire en provenance de la turbine 25 aux générateurs de vapeur d'eau correspondants 13 et 15. A la branche 31 appartiennent en commun un condenseur 33 pour condenser le fluide provenant de la turbine 25, une pompe 35 à condensat et une pluralité de

dispositifs de chauffage 37. Chaque branche 31 d'achemine-

ment d'eau alimentaire comprend également une pompe 39 en eau alimentaire, un dispositif de chauffage 41 et un ensemble 43 de vannes. Les ensembles 43 de vannes sont décrits de façon plus détaillée dans le brevet U.S. 4 424 186 cité ici à titre de référence dans la mesure o son texte

peut aider à comprendre la présente invention.

Le réacteur nucléaire 11 comprend un capteur classique 51 destiné à engendrer un signal à partir du

flux de neutrons dépendant de la puissance du réacteur.

Chaque générateur de vapeur d'eau 13 et 15 comprend des capteurs 53 et 55 destinés à engendrer des signaux en fonction du niveau d'eau secondaire dans les générateurs de vapeur d'eau 13-15. Le réacteur comprend aussi des capteurs 56 et 58 destinés à engendrer des signaux de mesure de débit d'eau alimentaire à partir des canalisations 31 d'eau alimentaire, des capteurs 60 et 62 destinés à engendrer des signaux de mesure de débit de vapeur d'eau, de façon typique à partir des canalisations 64 et 66 de vapeur d'eau, et des capteurs 68 et 70 destines à effectuer une mesure de pression de vapeur d'eau de façon typique à partir du fût collecteur 72 de vapeur d'eau. Les signaux provenant des capteurs 51, 53 et 55, 56 et 58, 60 et 62 et 68 et 70 sont fournis aux commandes de vannes respectives 57 et 59. Les commandes 57 et 59 commandent les vannes de chaque canalisation 31 d'eau alimentaire. Le but et le rôle de ces commandes de vannes sont décrits en détail dans le brevet U.S. précité 4 424 186 et ne concerne qu'indirectement

la présente invention.

Chaque générateur de vapeur d'eau 13-15 (figures 2, 3) comprend une enveloppe ou cuve 101 comportant à sa

base une chambre d'entrée 103 et une chambre de sortie 105.

Ces chambres sont séparées par une cloison 106. La branche chaude 107 d'une boucle 17 ou 19 est raccordée à la chambre d'entrée 103 et la branche froide 109 de chaque boucle est raccordée à la chambre de sortie 105. Le réfrigérant en provenance du réacteur 11 est dirigé sur la chambre 103 par l'intermédiaire de la branche chaude et revient en sortant de la chambre 105 au réacteur 11 par l'intermédiaire de la branche froide 109. Les chambres 103 et 105 sont raccordées par une pluralité de tubes 111 en U d'un ensemble

112 de tubes et communiquent l'une avec l'autre par l'inter-

médiaire de ces tubes. L'ensemble 112 de tubes comprend une plaque tubulaire 114 dans laquelle sont scellées les extrémités des tubes. La plaque tubulaire 114 s'étend en travers de l'enveloppe ou cuve 101 et est scellée de façon étanche à la pression, sur sa périphérie, à la surface intérieure de l'enveloppe. La surface supérieure de la plaque tubulaire 114 constitue la base à partir de laquelle sont mesurés les niveaux représentés sur la figure 3. Les chambres 103 et 105 sont raccordées mutuellement par les tubes 111 en U. Les tubes 111 acheminent le réfrigérant à travers l'enveloppe 101 en transférant de la chaleur à l'eau alimentaire 113 pour engendrer de la vapeur d'eau destinée à entraîner la turbine 25. Le but de la présente invention est de permettre à l'opérateur de traiter avec efficacité la situation critique qui a lieu lorsque l'un ou plusieurs des tubes 111 est rompu, particulièrement quand un ou plusieurs des tubes 111 est sectionné et que du réfrigérant

radioactif est injecté dans l'eau 113.

Dans une variante, chaque générateur de vapeur d'eau 13-15 comprend une enveloppe ou cuve 101 comportant à sa base une chambre d'entrée 103 et une chambre de sortie 105. Les chambres 103 et 105 sont séparées par une cloison 106. La branche chaude 107 d'une boucle 17 ou 19 est raccordée à la chambre d'entrée 103 et la chambre froide 109 de la boucle est raccordée à la chambre de sortie 105. Les

chambres 103 et 105 sont reliées entre elles par une mul-

titude de tubes 111 en U (ou des tubes traversants recti-

lignes) qui acheminent le réfrigérant à travers le généra-

teur en transférant de la chaleur à l'eau alimentaire 113 de manière à engendrer de la vapeur d'eau pour entraîner la turbine 25. L'eau alimentaire 113 parvient au générateur de

vapeur 13-15 par l'intermédiaire de la canalisation 31.

Dans une variante, le générateur de vapeur d'eau 13-15 comprend également une enveloppe ou cuve 115 (figure 2) qui sépare la région annulaire 117 dans laquelle l'eau alimentaire s'écoule en provenance de la région 119 o de la vapeur d'eau est engendrée. La région 117 est

appelée le trop-plein et la région 119 la région d'ébulli-

tion. Selon les conditions régnant dans la région d'ébul-

lition 119 et dans le trop-plein 117, l'eau alimentaire 113 va et vient entre ces régions, comme indiqué par les flèches , 121 et 123, à travers la base ouverte de l'enveloppe 111 et depuis les séparateurs 124 de vapeur d'eau. La partie du générateur de vapeur d'eau comprenant les chambres 103, et l'ensemble 112 est parfois appelée le "côté réfrigérant" ou le "primaire" du générateur de vapeur d'eau et la partie du générateur de vapeur d'eau contenant l'eau 113 et la vapeur d'eau est parfois appelée le "côté enveloppe" ou le "secondaire" du générateur. Le côté enveloppe du générateur de vapeur d'eau contient l'eau et

la vapeur d'eau. Ce mélange est parfois appelé le "fluide".

La centrale représente sur les dessins comprend également un pressuriseur 131. Le pressuriseur 131 est raccordé aux boucles 17 et 19 pour maintenir la pression du réfrigérant à la valeur requise. Le pressuriseur 131 est raccordé par l'intermédiaire d'un agencement 133 de vannes

à une cuve 135 de décharge de pressuriseur. Quand la pres-

sion dans le pressuriseur 131 dépasse une valeur prédéter-

minée, l'eau est déchargée dans la cuve deadécharge 135 par l'intermédiaire d'un agencement 133 de vannes. Un capteur de pression P est également raccordé au pressuriseur 131. Lors d'une diminution notable de la pression dans le pressuriseur, une interruption automatique du fonctionnement du réacteur et une injection de secours sont déclenchées. On interrompt l'activité du réacteur 11 en insérant les barres de commande dans le coeur et en ajoutant un élément de compensation au réfrigérant tandis qu'est déclenchée l'injection de l'eau dans le coeur et les boucles 17 et 19

de réfrigérant afin d'empêcher un surchauffage du coeur.

La réduction de pression est également indiquée sur le tableau indicateur (non représenté) de la centrale. La radioactivité de l'air expulsé du condenseur 33 pendant l'évacuation de ce dernier est également contrôlée par un capteur R. La valeur de la radioactivité est indiquée sur

le tableau indicateur. Le côté enveloppe de chaque généra-

teur de vapeur 13-15 est, selon la présente invention, raccordé par l'intermédiaire d'un ajutage 137 et d'un agencement 139 de vannes à la cuve 135 de décharge de pressuriseur, l'ajutage 137 étant disposé audessus des

tubes des générateurs de vapeur d'eau.

L'agencement 139 de vannes comprend au moins quatre vannes 141, 143, 145, 147 (figure 3). Les vannes 141 et 145 sont normalement ouvertes et les vannes 143 et 147 sont normalement fermées. Les vannes 141 et 143 sont raccordées en série dans une des branches et les vannes 145 et 147 sont raccordées en série dans une seconde branche montée en parallèle avec la première branche. Chaque vanne 141 à 147 peut être actionnée par un moteur séparé M. Deux circuits d'alimentation 149 et 151 sont prévus pour faire fonctionner les moteurs M. Le circuit d'alimentation 149

est identifié comme étant le circuit A et le circuit d'ali-

mentation 151 comme étant le circuit B. Les vannes 141 et 147 sont alimentées par le circuit d'alimentation 149 et les vannes 143 et 145 sont alimentées par le circuit d'ali- mentation 151. Grace à cette connexion des vannes 141 à 147, si un des circuits d'alimentation tombe en panne, l'autre

circuit d'alimentation est disponible pour fermer et ré-

ouvrir une vanne entre le côté enveloppe du générateur de vapeur d'eau et la cuve de décharge du pressuriseur. On va supposer par exemple que lorsque l'agencement de vannes 139 doit être ouvert, le circuit d'alimentation A est hors fonction. Le circuit d'alimentation B sert alors à ouvrir la vanne 143. On va supposer maintenant que lorsque la vanne 143 a été oUverte, il devient nécessaire de refermer

l'agencement de vannes 139 mais que le circuit d'alimenta-

tion B est tombé en panne pendant que le circuit d'alimen-

tation A était en fonction. Le circuit d'alimentation A sert alors à fermer la vanne 141. Inversement, si le circuit d'alimentation B tombe en panne, le circuit d'alimentation A sert à ouvrir la vanne 147 et si le circuit d'alimentation A tombe en panne après que la vanne 147 a été ouverte, le circuit d'alimentation B sert à fermer la vanne 145. Les règles en vigueur dans les centrales électriques à réacteur nucléaire n'envisagent pas que les deux mécanismes de

commande A et B tombent en panne en même temps.

L'agencement de vanne 139 peut être actionné manuellement. L'opérateurpeut modifier l'ouverture de l'agencement de vannes et, de ce fait, commander le niveau du liauide dans le générateur de vapeur d'eau 13-15 à

l'aide du débit à travers cet agencement de vannes. Toute-

fois, le niveau de l'eau ne peut pas descendre accidentel-

lement en dessous de l'extrémité supérieure des tubes d'échange de chaleur du générateur de vapeur d'eau, étant donné que l'ajutage 137 est disposé au-dessus des tubes du

générateur de vapeur d'eau.

Chaque capteur 53-55 comprend des capteurs secon-

daires sur deux plages de niveau L1 et L2 (figure 3). Le capteur secondaire correspondant aux plages LI et L2 détecte le niveau du liquide qui, dans chaque générateur de vapeur d'eau 13-15, se trouve au-dessus d'un niveau prédéterminé, de façon caractéristique à 11,1 m (438 inches) au-dessus de la plaque tubulaire, comme indiqué sur la figure 3. Le capteur secondaire Li détecte et indique le niveau du liquide atteignant, dans le générateur de vapeur

d'eau 13-15, la hauteur de la ligne de soudure calotte-

enveloppe, de façon caractéristique la hauteur de 16,5 m (650 inches) audessus de la plaque tubulaire 114. Le

capteur secondaire Li détecte donc le niveau auquel l'agence-

ment de vannes 139 devrait être ouvert. Le capteur secondaire L2 détecte le niveau du liquide entre le niveau prédéterminé

au-dessus de la plaque tubulaire 114 et un niveau inter-

médiaire indiqué sur la figure 3 comme étant un niveau se trouvant à 14,4 m (566 inches) au-dessus de la plaque tubulaire. Le capteur secondaire L2 est le capteur normal qui est inclusdans une centrale nucléaire à des fins de commande et d'arrêt d'installation en réponse au niveau du liquide dans le générateur de vapeur d'eau 13-15. Dans l'intérêt de la précision, la plage de détection de ce capteur est limitée de telle sorte qu'il n'effectue une détection que jusqu'a un niveau, de façon caractéristique un niveau de 14,4 m (566 inches) en dessous du niveau auquel l'agencement 139 de vannes devrait être ouvert. Comme on l'a précisé, le capteur secondaire L1 a pour rôle de détecter et d'indiquer que le niveau auquel l'agencement 139 de vannes devrait être ouvert, de façon caractéristique le niveau de m (588 inches), a été atteint. Le capteur secondaire L2

est relié au mécanisme de commande 149 et 151 par l'inter-

médiaire d'un dispositif d'enclenchement 153. Si, pendant un incident, il se produit un fonctionnement anormal ayant pour conséquence que le niveau du liquide dans le générateur de vapeur d'eau 13-15 chute à une hauteur à laquelle la vapeur d'eau pourrait s'écouler par l'ajutage 137, ce dispositif d'enclenchement 153 agit de manière à refermer l'agencement 139 de vanne. Les niveaux mesurés par les capteurs secondaires L1 et L2 sont également transmis aux

indicateurs 155 et 157.

Lorsque survient une rupture d'un ou de plusieurs tubes 111, le réfrigérant est injecté dans le liquide 113 de l'un des générateurs de vapeur d'eau 13-15. Le capteur R de radioactivité transmet une indication d'augmentation de radioactivité avertissant l'opérateur qu'une rupture s'est peut-être produite. La pression dans le pressuriseur 131 est réduite et le réacteur est arrêté tandis qu'une injection de sécurité est déclenchée. L'opérateur porte son attention sur les indications de niveau du capteur secondaire Li des divers générateurs de vapeur d'eau 13-15. Le générateur de vapeur d'eau défectueux est identifié quand le niveau du liquide dans son enveloppe atteint une hauteur prédéterminée, de façon caractéristique 13,7 m (538 inches), au-dessus du'hiveau normal" de 12,8 m (502 inches) au-dessus de la plaque tubulaire par exemple. A ce stade, une alarme est donnée pour le générateur défectueux. L'opérateur se prépare alors à ouvrir l'agencement 139 de vannes. On ouvre l'agencement de vannes quand le niveau du liquide dans le générateur de vapeur d'eau défectueux 13-15 atteint une hauteur prédéterminée, de façon caractéristique 15 m (588 inches). Cette hauteur est atteinte après 30 minutes environ, ou un autre intervalle de temps autorisé, après la

rupture d'un tube primaire. L'opérateur ouvre alors l'agen-

cement de vannes et commande l'écoulement de manière à régler le niveau du liquide dans l'enveloppe. Si la commande est perdue de telle sorte que le niveau chute à une hauteur à laquelle la vapeur d'eau peut être expulsée à travers l'ajutage 137, le dispositif d'enclenchement 153 est actionné et l'agencement de vannes 139 est fermé. A mesure que l'eau s'écoule dans la cuve de décharge 135 du pressuriseur, la pression augmente dans cette cuve jusqu'à ce que le disque de rupture 157 s'ouvre avec pour conséquence un déversement de l'eau de la cuve 135 dans le puisard 161 du confinement. Enfin, le fonctionnement de la centrale nucléaire est complètement arrêté pour que des mesures puissent être

prises afin de remédier à l'incident. -

Claims (8)

REVENDICATIONS

1. Centrale électrique à réacteur nucléaire comprenant un réacteur nucléaire (11), un générateur de vapeur d'eau (15) comportant des tuyauteries raccordées audit réacteur (11) pour la circulation d'un fluide calo- porteur, ledit générateur de vapeur d'eau comprenant des tubes d'échange de chaleur (112) à travers lesquels ledit caloporteur passe en cédant de la chaleur à l'eau se trouvant sur l'extérieur desdits tubes (112) pour vaporiser

cette eau, ledit fluide caloporteur, pendant le fonction-

nement normal de la centrale, se trouvant à une pression sensiblement plus élevée que l'eau, la centrale précitée comprenant également un pressuriseur et une cuve de décharge (135) de pressuriseur raccordée audit-pressuriseur pour recevoir du'liquide de ce pressuriseur lorsqu'apparaît dans ce dernier une pression exagérée, et une canalisation de décharge d'eau raccordée audit générateur de vapeur d'eau (11) pour décharge de l'eau de ce dernier, caractérisée en ce qu'un agencement de vannes (139) normalement fermées est disposé dans ladite canalisation de décharge d'eau de manière à s'ouvrir, lorsqu'il se produit une rupture dans lesdits tubes (112) entraînant un écoulement du fluide caloporteur dans l'eau du générateur de vapeur d'eau (11), afin que tout liquide excédentaire dans ledit générateur de

vapeur d'eau (15) puisse être déchargé.

2. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant également un pressuriseur et une cuve de décharge (135) de pressuriseur raccordée audit pressuriseur pour recevoir du liquide de ce pressuriseur lorsqu'apparaît dans ce dernier une pression exagérée, caractérisée en ce que ladite canalisation de décharge est raccordée à son extrémité de décharge à la cuve de décharge

(135) du pressuriseur.

3. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon la revendication 2, disposée dans un confinement comportant un puisard, caractérisé en ce que la cuve de décharge (135) du pressuriseur comporte une canalisation de décharge de

débordement communiquant avec le puisard (161).

4. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon la revendication 2 ou 3, caractérisée en ce que des moyens sont prévus pour acheminer le liquide du générateur de vapeur d'eau jusqu'à la- cuve de décharge du pressuriseur

à un débit commandé.

5. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon

l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisée

en ce que l'agencement de vannes (139) comprend une première branche dans laquelle sont raccordées en série une vanne normalement ouverte et une vanne normalement fermée et une seconde branche en parallèle avec ladite première branche et comprenant également en série une vanne normalement ouverte et une vanne normalement fermée, ladite centrale électrique comprenant également un premier mécanisme de commande et un

second mécanisme de commande, le premier mécanisme de com-

mande étant relié à la vanne normalement ouverte de la première branche et à la vanne normalement fermée de la seconde branche de telle sorte que ledit premier mécanisme de commande puisse être actionné sélectivement pour fermer ou ouvrir la vanne normalement ouverte de la première branche ou pour ouvrir ou fermer la vanne normalement fermée de la seconde branche, et ledit second mécanisme de commande étant relié à la vanne normalement ouverte de la seconde branche et à la vanne normalement fermée de la première branche de telle sorte que ledit second mécanisme de commande puisse être actionné sélectivement pour fermer ou ouvrir la vanne normalement ouverte de la seconde branche ou pour ouvrir

ou fermer la vanne normalement felrmée de la seconde branche.

6. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon la revendication 5, caractérisée par un moyen d'enclenchement coopérant avec l'agencement de vannes et réagissant au niveau du liquide dans le moyen de vaporisation, en fermant les vannes dudit agencement de vannes automatiquement si

après que les vannes ont été ouvertes lors de l'accroisse-

ment du niveau du liquide dans le générateur de vapeur d'eau, le niveau du liquide dans le moyen de vaporisation diminue jusqu'à un niveau inférieur prédéterminé.

7. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon

l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisée en

ce que la canalisation de décharge communique avec le générateur de vapeur d'eau par l'intermédiaire d'un ajutage (137) qui est disposé au- dessus du point le plus élevé des tubes d'échange de chaleur à l'intérieur du générateur de vapeur d'eau de manière à empêcher une décharge d'eau accidentelle jusqu'à un niveau situé en dessous des

extrémités supérieures des tubes d'échange de chaleur.

8. Centrale électrique à réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisée par un dispositif

d'enclenchement (153) adapté pour fermer les vannes (141-

147) si le liquide dans le générateur de vapeur d'eau tombe à un niveau se trouvant en dessous de l'ajutage (137)

et auquel la vapeur d'eau s'écoule à travers l'ajutage (137).