FR2594253A1 - Procede et dispositif de refroidissement a l'arret d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. - Google Patents

Abstract

Dans une première phase, on abaisse la température et la pression de l'eau du circuit primaire en utilisant les générateurs de vapeur 3, 3'. Dans une deuxième phase, on prélève de la vapeur d'eau dans le pressuriseur, on effectue la détente de cette vapeur puis sa condensation dans une capacité tampon 10 et simultanément on prélève de l'eau dans le circuit primaire 2, 2' dont on effectue la détente avant son envoi dans la capacité tampon 10. L'eau de la capacité tampon 10 est refroidie puis réinjectée en circuit fermé dans la capacité tampon 10 et dans le circuit primaire. Dans une troisième phase, on interrompt le prélèvement de vapeur au pressuriseur 7 tout en continuant le prélèvement de l'eau du circuit primaire pour la refroidir et la remettre en circulation. (CF DESSIN DANS BOPI)

Description

L'invention concerne un procédé et un dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, pour mise et maintien en arret à froid de ce réacteur.

Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent à l'intérieur d'une enceinte de protection qui réalise le confinement et l'isolation des parties du réacteur renfermant des matières susceptibles d avoir une certaine radio-activité, une cuve contenant le coeur du réacteur et un circuit primaire en communication avec la cuve dans lequel circule l'eau sous pression.

Le circuit primaire est constitué d'au moins une boucle (généralement deux à six) en communication avec l'intérieur de la cuve du réacteur. Sur chacune des boucles du circuit primaire. sont disposés au moins une pompe primaire assurant la circulation de l'eau sous pression et un générateur de vapeur assurant l'échange de chaleur entre l'eau primaire sous pression amenant la chaleur du coeur et de l'eau d'a limentatien dont on arsure la vaporisation pour 1 ali- mentation d'une turbine associée au réacteur.

Le circuit primaire comporte également un pressuriseur qui permet de régler la pression de l'eau du circuit primaire et qui renferme de la vapeur d'eau en équilibre de pression avec l'eau du circuit primaire. Ce pressuriseur comporte des moyens de chauffage et des moyens de décharge qui permettent respectivement d'élever ou d'abaisser la pression du primaire.

La décharge de vapeur du pressuriseur est en communication avec une capacité tampon constituée par un ballon de faible capacité disposé dans l'enceinte de protection à proximité du circuit primaire.

Lors du fonctionnement du réacteur nucléai re, 1 eau sous pression est à une température voisine de 300 C et à une pression de l'ordre de 155 bars (15,5 MPa).

Le réacteur nucléaire ne fonctionne cependant pas de façon absolument continue, il est quelquefois nécessaire de provoquer un arrêt qui s'obtient en introduisant des barres de commande en matériau absorbant les neutrons, dans le coeur du réacteur, en position d'insertion maximum. Cependant, le coeur du réacteur, les composants du circuit primaire et l'eau sous pression sont encore à haute température après l'arrêt du réacteur et il est nécessaire d'évacuer la chaleur résiduelle des éléments combustibles du coeur et la chaleur sensible de l'eau et des composants du circuit primaire, pour amener leur température à un niveau permettant -par exemple un rechargement du coeur ou une intervention dans le circuit primaire.

La dépressurisation de l'eau du circuit primaire jusqu'à une valeur de surpression faible ou nulle est bien entendu effectuée simultanément.

En particulier. lorsqu'on doit effectuer un arrêt pour entretien du réacteur, il est nécessaire d'abaisser la température et la pression dans le circuit primaire jusqu a un niveau tres bas et de toutes façons inférieure à 70'C en ce qui concerne la température et inférieure à 28 bars en ce qui concerne la pression.

Dans le cas d'un arrêt pour rechargement, il est même nécessaire d'abaisser la pression jusqu' à la valeur de la pression atmosphérique et la température doit être comprise dans la phase finale entre 10 et 60 C.

Dans le cas du rechargement, il est en effet nécessaire d'ouvrir le couvercle de la cuve du réac teur pour accéder aux assemblages combustibles constituant le coeur.

Ces deux types d'arrêt du réacteur, avec abaissement de la température et de la pression du fluide primaire jusqu'à un niveau très bas sont appelés arrêts à froid du réacteur. Généralement, on parlera d'arrets à froid lorsque la température dans la phase finale est inférieure à 90-C, la pression étant inférieure à 28 bars (2,8 MPa).

Dans tous les autres cas, on parlera d'arrêts intermédiaires ou d'arrêts à chaud qui permettent un redémarrage rapide du réacteur à ses conditions de fonctionnement nominales.

Lorsqu'on désire procéder au refroidissement du fluide primaire lors d'un arrêt à froid, on utilise dans un premier temps la capacité de refroidissement des générateurs de vapeur qu'on alimente en eau secondaire par le circuit d'alimentation de secours, la vapeur produite étant dirigée vers le condenseur par le contournement de la turbine ou rejetée à l'atmos- phère. De cette façon, on peut refroidir l'eau sous pression circulant dans le circuit primaire jusqu'à une température voisine de 180 C. Pour continuer le refroidissement du circuit primaire, on utilise un circuit spécial de refroidissement appelé circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA).Ce circuit de refroidissement à l'arrêt est branché en dérivation sur deux boucles du circuit primaire du réacteur et comporte généralement deux échangeurs de chaleur qui effectuent le refroidissement de l'eau du circuit primaire par de l'eau de réfrigération amenée à ces échangeurs. Le circuit de refroidissement a l'arrêt comporte également une portion de circuit en dérivation par rapport à l'échangeur de chaleur qui permet de court-circuiter celui-ci et de régler le débit de l'eau primaire passant dans l'échangeur grace à des vannes de réglage.

L'ensemble constituant le circuit RRA peut être intégré dans l'enceinte de protection du réacteur ou au contraire disposé à l'extérieur de cette enceinte.

Dans le cas où l'ensemble est intégré à l'enceinte. on peut ainsi assurer le confinement du fluide primaire dans tous les cas de fonctionnement.

En revanche, ceci impose des conditions plus contraignantes en ce qui concerne la maintenance et plus exigentes pour la conception du matériel.

Lorsque les équipements du circuit de refroidissement ne sont pas integrés dans l'enceinte de sécurité, la conception et l'entretien des installations sont simplifiés mais on ne realise plus un confinement du fluide primaire, c'est-à-dire la protection radiologique et l'isolement des fuites éventuelles dans tous les cas, sauf au prix d'un autre confinement contenant les équipements non intégrés dans le premier.

En outre, le circuit de refroidissement RRA peut avoir des fonctions auxiliaires différentes de l'extraction de chaleur dans le circuit primaire du réacteur à l'arrêt.

Par exemple, le circuit RRA peut constituer une partie du circuit d'injection de sécurité à basse pression permettant l'injection d'eau dans le circuit primaire en cas d'incident ou encore être intégré au système d'aspersion de l'enceinte de sécurité.

Dans tous les cas où l'on utilise un circuit de refroidissement RRA suivant l'art antérieur, ce circuit ne peut etre utilisé qu'après une première phase de refroidissement et de dépressurisation d'une durée relativement longue (de l'ordre de quatre heures) mettant en jeu les circuits de contournement de la vapeur ou de rejet à l'atmosphère ainsi que les circuits d'alimentation normale ou de secours des gé nérateurs de vapeur, ce qui complique les opérations d'arrêt à froid et en augmente la durée.

De plus, les circuits RRA, qu'ils soient disposés à l'intérieur ou à l'extérieur de l'enceinte de protection du réacteur présentent des inconvénients quant à leur conception et à leur maintenance.

On a proposé dans le brevet français 2.497.387 d'utiliser les générateurs de vapeur du réacteur comme échangeurs de chaleur liquide-liquide pendant une deuxième phase du refroidissement à l'ar rêt, aprés le refroidissement par vaporisation de l'eau d'alimentation des générateurs de vapeur et rejet de la vapeur formee. Cependant, la phase de refroidissement par échange de chaleur entre liquides dans les genérateurs de vapeur ne peut commencer que lorsque le circuit primaire est à une température de l'ordre de 150'C. ce qui augmente la durée de la pre mièvre phase du refroidissement.D'autre part, il est nécessaire d'équiper les générateurs de vapeur d'été ments séparateurs et de conduits annexes pour leur faire jouer le roule d'échangeur liquide-liquide à contre-courant.

On a également proposé dans le brevet fran çais 2.515.853 de disposer au moins partiellement le circuit RRA dans un local confinable attenant à l'enceinte de sécurité du réacteur. Bien que cette solution permette de cumuler les avantages de la disposition des circuits RRA à l'intérieur et à l'extérieur de l'enceinte de protection, cette disposition néces site la construction d'un local supplémentaire attenant à l'enceinte de protection.

Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de refroidissement pour mise et maintien en arrêt à froid d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve contenant le coeur du réacteur, un circuit primaire ayant au moins une boucle en communication avec la cuve du réacteur dans laquelle circule de 1 eau sous pression qui vient en contact avec le coeur du réacteur pour prélever la chaleur dégagée par celui-ci, au moins un générateur de vapeur disposé sur la boucle du circuit primaire et un pressuriseur permettant de régler la pression de l'eau du circuit primaire et renfermant de la vapeur d'eau en équilibre avec l'eau du circuit primaire, le refroidissement du réacteur à l'arrêt consistant à abaisser la température et la pression de l'eau du circuit primaire depuis leur valeur dans le réacteur en service jusqu'aux valeurs correspondant à l'arrêt à froid et comportant une première phase au cours de laquelle on injecte de l'eau alimentaire dans le générateur de vapeur et l'on évacue la vapeur produite, ce procédé de refroidissement permettant de réduire la durée de la première phase utilisant le générateur de vapeur et d'éviter les Inconvénients des procédés de l'art antérieur utilisant soit un circuit RRA intérieur à l'en- ceinte de protection, soit un circuit RRA extérieur à cette enceinte, tout en limitant a un minimum les modifications à apporter à la conception du réacteur nucléaire.

Dans ce but, dans une deuxième phase, on prélève de la vapeur d'eau dans le pressuriseur, on effectue la détente de cette vapeur puis sa condensa tion dans une capacité tampon, on prélève simultanement de l'eau dans le circuit primaire, on effectue la détente de cette eau qui est récupérée dans la capacité tampon, on prélève de l'eau dans la capacite tampon d'une part pour la refroidir et la réinJecter dans la capacité tampon et d'autre part pour la remettre en circulation dans le circuit primaire en remplacement des prélèvements effectués, et, dans une troisième phase, le prélèvement de vapeur dans le pressuriseur étant interrompu, on continue le prélèvement, la détente et la récupération d'eau du circuit primaire dans la capacité tampon suivie de son refroidissement, pour remettre cette eau en circulation dans le circuit primaire après refroidissement.

A la fin de la troisième phase du refroidissement, il peut être souhaitable ou nécessaire de pré- lever de l'eau du circuit primaire puis de la refroidir et de la mettre en circulation dans le circuit primaire sans détente et sans stockage intermédiaires dans la capacité tampon.

L'invention est également relative à un dispositif de refroidissement d'un réacteur nucléaire à eau sous pression à l'arrêt utilisant au mieux les composants existants du circuit primaire et ne nécessitant qu'un minimum de composants supplémentaires, ce qui permet de limiter la complexité et le coüt de l'installation.

Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant decrire, en se référant aux figures
Jointes en annexe, un exemple de mise en oeuvre du procédé suivant l'invention dans un réacteur nucléaire à eau sous pression.

Dans ces figures
- la figure 1 est un schéma genéral montrant les composants du circuit primaire et du dispositif de refroidissement utilisés pendant la deuxième phase du refroidissement,
- la figure 2 est un schéma général montrant les composants du circuit primaire et du dispositif de refroidissement utilisés pendant la troisième phase du refroidissement.

- la figure 3 est un diagramme pression-température de l'eau du circuit primaire montrant le déroulement d'un refroidissement du réacteur à l arret, dans le cas où l'on utilise un procédé selon l'art antérieur et dans le cas où l'on utilise le procédé suivant 1' invention.

Pour éviter de surcharger les figures, on n'a représenté le dispositif de refroidissement que de façon partielle. En effet pour des raisons de sécurité, l'ensemble des composants de ce dispositif est double et le dispositif de refroidissement complet comporte un second ensemble de circuits et de composants identique à celui qui va ëtre décrit.

Sur les figures 1 et 2. on a représenté la cuve 1 du réacteur renfermant le coeur et remplie d'eau sous pression ainsi que deux boucles 2 et 2 du circuit primaire en communication avec la cuve et comportant un générateur de vapeur 3 (ou 3'), une pompe primaire 4 (ou 4') ainsi que des conduites de Jonction de grand diamètre dans lesquelles circule l'eau sous pression et qui constituent la branche chaude 5 (ou 5' ) amenant l'eau sous pression échauffée par le coeur au génerateur de vapeur 3 (ou 3') et la branche froide 6 (ou 6') permettant de renvoyer l'eau refroidie dans le génerateur de vapeur, a l'intérieur de la cuve pour le refroidissement du coeur.

Sur la branche chaude 5 de la boucle 2 est placé un pressuriseur 7 qui comporte une enveloppe résistant à la pression et renfermant de la vapeur d'eau en equilibre de pression avec l'eau du circuit primaire. Le pressuriseur permet de maintenir une pression élevée de l'ordre de 155 à 160 bars (15,5 à 16 MPa) pour empëcher l'ébullition de l'eau du circuit primaire. Le pressuriseur comporte à sa partie supérieure un ensemble de soupapes de protection et de décharge 8 reliées par l'intermédiaire d'une conduite 9 à un réservoir 10 assurant la condensation et le recueil de la vapeur de décharge venant du pressuriseur, en cas de surpression.

Selon l'invention, la capacite du réservoir 10 habituellement associé au pressuriseur dans un réacteur nucléaire à eau sous pression est utilisée comme capacité tampon du dispositif de refroidissement I'arrët. Une conduite en derivation 12 met de plus en communication la partie supérieure de l'enceinte du pressuriseur 7 avec la conduite 9, par l'intermédiaire d'une première vanne d'isolation 14, d'un poste de dé tent 13 at d unie ss-cnde vanne d'isolation 15. Le poste de detente 13 à grande capacité comporte des orifices de détente permettant d'abaisser la pression de la vapeur du pressuriseur depuis la pression d'équilibre avec le primaire Jusqu'a une valeur faible de l'ordre de quelques bars.

La conduite 9 débouche dans la capacité tampon 10, sous le niveau de l'eau 16 dans cette capacité, par l'intermédiaire d'une crépine 18 constituée par une portion de conduite percée de trous calibrés.

La branche chaude 5 de la boucle 2 du circuit primaire est également reliée au réservoir tampon 10 par une conduite 11 se terminant, sous le niveau 16 de l'eau dans le réservoir, par une crépine 11'. Sur la conduite 11 sont disposés un poste de détente 17 permettant d abaisser la pression de l'eau du circuit primaire à une valeur de quelques bars avant son injection dans le réservoir tampon 10 par l'intermediai- re de la crépine 11 et deux vannes d'isolation 23a et 23b situées de part et d'autre du poste de detente 17.

Une conduite 20 débouche dans le fond du réservoir tampor 10 et joint ce réservoir tampon à une pornpe de circulation basse pression 22, avec interposition d'une vanne d'isolation 19 et d'un clapet de retenue 21.

La pompe 22 permet d'amener l'eau du réservoir tampon 10 à un échangeur de chaleur 24 permettant le refroidissement de l'eau du réservoir par une circulation d'eau de refroidissement non représentée. En sortie de 1 échangeur de chaleur 22 est placée une vanne da réglage 25 et une ligne 26 sur laquelle est placée une vanne de réglage 27 en dérivation par rapport à l'échangeur de chaleur 24. On peut ainsi régler le débit dans l'échangeur de chaleur 24 et l'intensité du refroidissement tout en faisant fonctionner la pompe 22 à débit constant. En variante, le by-passe 26 et les vannes de réglage 25 et 27 peuvent être' supprimés et l'utilisation d'une pompe 22 a vitesse variable permet le réglage de débit.

En aval des vannes de réglage 25 et 27, une conduite 28 permet d envoyer l'eau du réservoir qui a été refroidie a une rampe d aspersion 30 disposée audessus du niveau d'eau 16 dans le réservoir tampon 10.

cette aspersion d'eau refroidie permettant d'assurer la condensation de la vapeur venant du poste de détente 13 par la canalisation 9 ou de la vapeur contenue dans l'eau provenant du poste de détente 17 qui ne se serait que partiellement condensée dans la crépine 11'. Sur la conduite 28, sont disposés une vanne d isolation 31 et un clapet anti-retour 32.

Une conduite 33 permet de joindre la sortie de l'échangeur de chaleur 24 à la partie inférieure du réservoir tampon 10, par l'intermédiaire d'un diaphragme limiteur de débit 34. Cette ligne à débit minimum 33 permet de protéger la pompe 22 en assurant une circulation à débit minimum, en circuit fermé, indépendante de l'apport d'eau ou de vapeur dans le réservoir tampon 10.

Le réservoir tampon 10 est de plus relie à une pompe moyenne pression 35 faisant partie du système d'inJection de sécurité du réacteur nucléaire. par l'intermédiaire d'une conduite 36 et de la portion de la conduite 20 sur laquelle sont placés la vanne d isolation 19 et le clapet de retenue 21.

Une ligne 38 permet de joindre la sortie de la pompe moyenne pression 35 å la boucle 2 du circuit primaire par l'intermédiaire d'un embranchement 39 et a la boucle 2 par l'intermédiaire d'un embranchement 39' Sur la ligne 38 sont disposées une vanne de réglage 40 et une vanne d'isolement 41 ; en dérivation sur la ligne 38, de part et d'autre des vannes 40 et 41 est disposée une branche 43 sur laquelle est placée une vanne 42 ; cette vanne peut ëtre substituée a la vanne 40 pour maintenir le débit dans la ligne 38, après fermeture de la vanne 41, en cas de défaillance de la vanne de réglage 40.

Sur la branche 39 sont disposées successivement un limiteur de débit 47, un clapet 45 et un clapet 46, en amont de la branche froide 6 dans laquelle on peut ainsi lnzecter un débit d'eau réglé. De mëme.

des éléments correspondants 47', 45' et 46 sont disposés sur la branche 39 en communication avec la branche froide 6' de la boucle 2'.

La pompe 35 est protegée par une ligne å débit minimum 48 soignant la sortie de la pompe 35 au réservoir tampon 10 sur laquelle est placé un diaphragme limiteur de débit 49 et un clapet anti-retour 50 et une vanne d'isolement 75. On assure ainsi une circulation à débit minimum, en circuit fermé, quelle que soit l'alimentation du réservoir tampon 10.

Les lignes 39 et 39' sont également reliées à la sortie de l'échangeur de chaleur 24, en aval des vannes 19 et 21 et de la conduit 28, par l'intermédiaire d une conduite 52, d'une vanne d'isolation 53 et de conduites en dérivation 54 et 54 reliées aux branches 39 et 39 respectivement en amont des clapets 46 et 46'. Sur les embranchements 54 et 54' sont disposés des clapets anti-retour 55 et 55 respectivement.

Une conduite 78 représentée en pointillés munie de deux vannes d'isolement 76 et 77 est reliée directement å l'aspiration de la pompe 22, et contourne le poste de détente 17 ainsi que le réservoir tampon 10. Cette conduite peut s'avérer nécessaire lorsque le circuit primaire est dépressurisé, le débit de décharge à travers le poste de détente 17 dans le ballon devenant insuffisant. La pression de charge de la pompe 22 peut également devenir insuffisante dans la dernière phase de refroidissement et il est alors de méme nécessaire de contourner le poste de détente et le réservoir tampon.

Sur les figures 1 et 2. on a également représenté les composants du circuit d'inJection de sé curité et du circuit d'aspersion du réacteur nucléaire associés à certaines parties du dispositif de refroidissement a l'arrêt du réacteur.

On a ainsi représenté le réservoir de stockage de l'eau des piscines 57 qui est relié par une ligne 58 sur laquelle sont disposés une vanne d'isolation 59 et un clapet anti-retour 60, à la conduite 20, en aval de la vanne 19 et du clapet 21. De cette façon, l'eau du réservoir des piscines peut être aspirée par la pompe moyenne pression 35 ou par la pompe de circulation 22, suivant les phases de fonctionnement, comme il sera indiqué plus loin.

De meme, on a représenté les lignes d'injec- tion 62 et 62' comportant un accumulateur d'eau sous pression 63 (ou 63'), une vanne d'isolation 64 (ou 64') et un clapet de retenue 65 (ou 65') et reliées aux embranchements 39 et 39' respectivement, en amont des clapets 46 et 46' , pour injecter de l'eau sous pression dans les branches froides S et 6' des bout les 2 et 2' du circuit primaire respectivement.On a également représenté une ligne d'aspersion 67 aboutissant à une rampe d'aspersion 66 en partie haute de l'en- ceinte de protection du réacteur et reliée à son autre otrémité a la conduite 52 avec interposition d'une vanne d'isolement 69 et d'un clapet 7a=
Enfin, on a représenté le musard du réacteur 71 qui permet de récupérer l'eau provenant de fuites éventuelles dans le circuit p inaire ou dans le circuit d'alimentation des générateurs de vapeur, cette fuite pouvant avoir an débit très important par exemple dans le cas die la rupture d'une canalisation primaire.Ce puisard 71 est relié par une conduite T2.

à l'entrée de la pompe de circulation 22, a,vec interposition d une vanne de sectionnement 73 et d'un clapet 74.

Pour des raisons de sureté, il existe deux dispositifs de refroidissement du réacteur à l'arrêt tel que celui qui vient d'ëtre décrit en se référant aux figures 1 et ? le second dispositif, non représente, absolument identique au dispositif qui vient d'être décrit, fonctionnant de la même façon et pouvant assurer à lui seul le refroidissement du réacteur à l'arrêt.

La description qui va suivre du fonctionnement du dispositif de refroidissement à l'arrêt est donc valable pour les deux dispositifs de refroidissement
On va donc décrire ci-dessous le fonctionnement des dispositifs de refroidissement, en se référant d'abord à la figure 1 et ensuite à la figure 2, ainsi qu'à la figure 3.

Su la figure 3, on a représenté les courbes C1 et C2 correspondant respectivement à la limite inférieure et à la limite supérieure de température dans le circuit primaire en fonction de la pression et la courbe de fonctionnement F du dispositif de refroidissement du réacteur à 1 arrêt.

La zone hachurée entre les courbes C1 et C2 correspond a la zone dans laquelle peut se trouver le point de fonctionnement dont les coordonnées correspondent a la pression et à la température dans le circuit primaire. pendant ia première phase d'un refroidissement à l'arrét selon l'art anterieur utilisant la vaporisation de l'eau d'alimentation des générateurs de vapeur et le reJet de la vapeur, soit au condenseur soit à l'atmosphère.

Les zones hachurées dans la partie lnférieu- re gauche de la figure 3 correspondent au fonctionnement du système de refroidissement à l'arrêt RRA selon l'art antérieur. pour différents types d'arrêt à froid ou d'arrët intermédiaire.

La zone Z à l'intérieur de la zone hachurée limitée par les courbes Cl et C2 correspond au point de fonctionnement au moment du démarrage de la deuxième me phase du procédé de refroidissement selon l'invention.

Le point de fonctionnement initial A correspond aux conditions de pression et de température dans le primaire (155 bars et 300-C).

Sur les figures 1 et 2 on a représente en traits forts les parties des circuits utilisées pour le refroidissement du réacteur à l'arrêt, pendant la deuxième phase du refroidissement et pendant la troi siège phase respectivement. On a r-eprésenté en traits fins sur ces deux figures les parties des circuits non utilisées pendant les phases correspondantes. Sur la figure 1, on a de plus représenté, également en traits forts, la boucle 2 du circuit primaire pour indiquer que, pendant la deuxième phase du procédé de refroidissement suivant l'invention, l'eau du circuit primaire circule en permanence.

Aussitôt après l'arrêt du réacteur par introduction des barres de commande (point de fonctionnement A sur la figure 3), , on déclenche le refroidissement à l'arrêt en dirigeant la vapeur produite par les génerateurs 3, 3 vers le condenseur ou l atmos- phare. La chaleur sensible de l'eau du circuit primaire est donc prélevée par l'eau d'alimentation des générateurs de vapeur dans cette phase connue du procédé de refroidissement et le point de fonctionnement se déplace sur la courbe F jusqu'au moment où le point de fonctionnement pénètre dans la zone Z. La température de l'eau du circuit primaire est alors généralement comprise entre 210 et 240 C et la pression de cette eau entre 70 et 80 bars (7 à 8 MPa).Il est alors pos sible de déclencher la deuxième phase du procédé de refroidissement suivant l'invention. De façon plus gé nérale, cette deuxième phase pourra toujours être déclenchée avant que l'eau du circuit primaire n'atteigne une température de 18-O'C. la pression de cette eau étant encore supérieure à 30 bars. Le point de fonctionnement reste évidemment toujours maintenu entre les courbes C1 et C2. Le déclenchement de la seconde phase est obtenu en ouvrant les vannes 14 et 15 sur la conduite 12 permettant la décharge de la vapeur du pressuriseur dans le réservoir tampon 10 et en ouvrant simultanément les vannes 23a et 23b qui permettent la décharge de l'eau des branches chaudes 5 et/ou 5 dans le réservoir 10, par l'intermédiaire du poste de détente 17.La pompe de circulation 22 préalablement mise en fonctionnement permet. à ce moment, de mettre en circulation l'eau restant dans le réservoir tampon 10 et de commencer l'aspersion par la rampe 30. Cette aspersion produit la condensation de la vapeur prélevée au pressuriseur, l'eau ainsi formée et l'eau du circuit primaire InJectée par la conduite 71 étant mises en circulation par la pompe 22 dans l'échangeur de chaleur 24 qui en assure le refroidissement avant la réinJection de l'eau refroidie dans le récipient tampon 10, par la rampe 30.

Grace a l'échangeur de chaleur 24, la température de l'eau dans le circuit de refroidissement comprenant le réservoir tampon 10, la pompe 22. l'é- changeur 24 et la rampe 30 est maintenue entre 120 et 140 C. Ces valeurs de température sont données pour une puissance résiduelle maximum, celle-ci variant avec la phase du cycle du combustible dans laquelle on se trouve. La pression de cette eau gràce aux postes de détente 13 et 17 est maintenue à une valeur faible.

Simultanément à cette circulation, on effectue une reinJection d'eau primaire à une pression proche de la pression restante dans le circuit primaire 2, 2', grâce à la pompe 35, à la ligne d'inJection 38 et aux embranchements 39 et 3S' . Pour cela, de l'eau est prélevée dans le réservoir tampon 10 par la pompe 35 qui en élève la pression jusqu'à une valeur permettant sa réinjection dans la branche correspondante du circuit primaire. Cette eau réinjectée dans le circuit primaire est destinée à remplacer l'eau prélevée dans la branche chaude par la canalisation 11.La régulation volumétrique du circuit primaire est assurée par les moyens conventionnels du circuit de contrôle volumétrique (non représenté) de manière à compenser la contraction due au refroidissement du fluide primaire et de conserver le niveau requis dans le pressuriseur 7.

La deuxième phase du procédé telle qu'elle vient d'être décrite permet d'abaisser la pression et la température de l'eau du circuit primaire jusqu'à 70 C At 2S hars At en rlsssollss respectivement (phase de fonctionnement 8).

Par comparaison avec le procédé suivant 1 art antérieur, comme il est visible sur la figure 3, on voit que la première phase du procédé de refroidissement utilisant les générateurs de vapeur est d une durée beaucoup plus courte dans le cas du procédé suivant l'invention. La durée de cette phase n'excède pas deux à trois heures. Dans le cas du procédé suivant l'art antérieur, cette première phase devait être poursuivie Jusqu'a ce que le point de fonctionnement se trouve dans la zone Z' visible sur la figure 3 (température inférieure à 180C. pression comprise entre 27 et 31 bars).

Dans le procédé suivant l'invention, ainsi qu'il est visible sur la figure 2, la troisième phrase qui est initiée dès que le point de fonctionnement parvient en B (figure 3) consiste à décharger l'eau du circuit primaire dans le réservoir tampon 10 après passage dans le poste de détente 17 et à remettre cette eau en circulation dans les branches froides 6 et 6 du circuit primaire gràce à la pompe de circulation 22, cette eau primaire étant refroidie dans l'échangeur de chaleur 24 avant sa réinjection dans le circuit primaire.

Pendant toute cette troisième phase du procédé, l'eau dans le réservoir tampon est à une température de 70 C et en dessous. Si la charge statique entre la branche chaude 5 et le réservoir tampon 10 ne permet pas d'assurer un débit de soutirage équivalent au débit de refroidissement lorsque le circuit primaire est dépressurisé, il peut etre nécessaire de prélever directement l'eau de la branche chaude 5 en bl- passant le poste de détente 17 et le réservoir tampon 10. Dans ce cas, on utilise la ligne 78 en actionnant les vannes 16 et 1?.

La troisième phase du refroidissement a l'arrêt se termine lorsque l arrêt a froid est obtenu, par exemple lorsque l'eau primaire est a une température de 60'C et à une pression inférieure ou égale à 1 bar (point de fonctionnement C).

Il est a noter que pendant le refroidissement du réacteur à l'arrêt, l'eau primaire peut etre constamment confinée à l'intérieur de l'enceinte de protection du réacteur, Si le réservoir tampon, 1 e- changeur de chaleur et l'ensemble des circuits de jonction de ces éléments au circuit primaire sont situés dans cette enceinte.

Il serait également possible de disposer le réservoir tampon, la pompe de circulation 22 et 1'é- changeur de chaleur 24 à l'extérieur de l'enceinte de protection. Dans ce cas, l'eau du circuit primaire parvenant à l'extérieur de l'enceinte de protection a été préalablement à sa sortie de l'enceinte décomprimée aux postes de détente 13 et 17.

Dans le cas de la mise en oeuvre du dispositif d'injection de sécurité, par exemple dans le cas d'une fuite plus ou moins importante dans le circuit primaire, l'injection d'eau est assurée par les accumulateurs 63 et 63' ainsi que par la pompe 35, cette pompe et les accumulateurs débitant dans les branches 39 et 39 en communication avec les branches froides 6 et 6' du circuit primaire.

Dans le cas d'un accident consécutif à l'apparition d'une breche dans le circuit primaire, ce circuit est très rapidement dépressurise et l'on peut alors utiliser la pompe de circulation 22 pour assurer l'injection à grand débit et à basse pression dans le circuit primaire. La pompe 22 prélève alors l'eau d'injection dans le réservoir des piscines 57 puis dans le puisard 71 lorsque le niveau dans le réservoir 57 est devenu insuffisant. Le puisard 71 est alimenté par la brèche du circuit primaire, Si bien que la pompe 22 peut assurer en continu une circulation d'eau et son injection dans le circuit primaire. Cette injection pourrait être effectuée simultanément dans les branches froides et chaudes du circuit primaire.Dés l'apparition d'un accident dans la centrale, la fonction d'aspersion peut être assurée par la pompe 22 prélevant l'eau du réservoir des piscines 57 pour injecter cette eau dans la conduite 52 et dans la ligne d'aspersion 67 débouchant dans la rampe 66 en partie supérieure de l'enceinte du réacteur.

Lorsque le niveau dans le réservoir des piscines 57 s'est abaissé, on ferme la vanne 59 sur la conduite 58 et l'on ouvre la vanne 73 qui permet a la pompe 22 de prélever l'eau d'aspersion dans le puisard 71 qui lul-meme recueille l'eau d'aspersion en partie basse de l'enceinte de protection du reacteur.

Aussi bien dans la fonction injection de sé curité et que dans la fonction aspersion. on peut donc passer en manoeuvrant des memes vannes, du fonctionnement en aspiration de l'eau du réservoir des piscines au fonctionnement en aspiration de l'eau du puisard.

Le procédé et le dispositif suivant 1 inven- tion présentent l'avantage de diminuer la durée de la première phase du refroidissement dans laquelle on utilise les générateurs de vapeur et d'utiliser au mieux les composants du circuit primaire et en particulier le pressuriseur, dans la deuxième phase du refroidissement, dés que la pression dans le circuit primaire est tombée à une valeur légèrement en dessous de la pression nominale en fonctionnement normal. Cet avantage se retrouve lorsqu'a la suite de conditions accidentelles, des circuits et matériels communs au
RRA et aux circuits de sauvegarde sont mis en oeuvre (pompe 35 pour l'lnsection de sécurité ; pompe 22 pour l aspersion). Ces circuits ont des procédures de conduite similaires.

Le dispositif suivant l'invention suppose des modifications de faible importance des circuits du réacteur et peut être installé aussi bien à l'inté- rieur qu'à l'extérieur de l'enceinte de protection du réacteur.

L'invention ne se limite pas au mode de rea- lisation qui a été decrit.

C'est ainsi qu'on peut effectuer le démarrage de la deuxiéme phase du refroidissement à des températures et pressions un peu différentes de celles qui ont été mentionnées, à partir du moment ou ces températures ou pressions se situent dans les intervalles indiqués sur la figure 3. La troisième phase peut etre poursuivie pour obtenir un refroidissement et une dépressurisation plus ou moins complète du réacteur pour obtenir un arrêt à froid permettant une intervention plus ou moins complexe sur le circuit primaire ou dans la cuve du réacteur, le stade ultime de l'arrêt à froid permettant d'effectuer le rechargement après ouverture de la cuve.On pourrait également utiliser le procédé et le dispositif suivant l'invention pour obtenir un arret intermédiaire du réacteur, c' est-à-dire un arret suivi d'un refroidissement jusqu'à une température supérieure ou égale à 90-C .

Le dispositif suivant l'invention peut être différent du dispositif qui a été décrit, quant à la structure des circuits et å la disposition des composants de ces circuits. En particulier, comme indiqué précédemment, les circuits et composants additionnels peuvent être placés à l'intérieur ou à l'extérieur de l'enceinte de protection du réacteur. il est bien évident également que certains de ces composants, tels que la pompe a moyenne pression et le réservoir tampon peuvent être constitues par des éléments existants du réacteur nucléaire tels qu'une pompe d'inJection de sécurité et le réservoir de décharge du pressuriseur respectivement ou, au contraire, constitués par des eléments additionnels conçus specialement- pour leur utilisation dans le dispositif de refroidissement~a l'arrêt du réacteur.

Les postes de détente de la vapeur du pressuriseur et de l'eau du circuit primaire peuvent avoir toute forme connue dans le domaine du matériel à usage nucléaire, par exemple, ils peuvent être constitués par des postes de détente tels qu'utilisés antérieurement dans des circuits auxiliaires du réacteur.

Les vannes, en particulier les vannes permettant de commander la mise en service des diffren- tes parties du dispositif da refroidissement à l'arrêt peuvent etre commandées de façon automatique, suivant un programme de commande prédéterminé qui peut être mis en oeuvre au moment du démarrage de l'arrêt à froid. D'autres programmes d'actionnement automatique des vannes peuvent être prévus pour le système d'injection de sécurité ou le système d' aspersion.

Le dispositif de refroidissement dont la structure a été décrite peut être assisté par un ou plusieurs dispositifs identiques redondants pour accroitre la sûreté du réacteur.

Enfin, il est bien evident que le procédé et le dispositif de refroidissement suivant l'invention s'applique a tout réacteur nucléaire a eau sous pression. que ce réacteur soit a une, deux, trois ou quatre boucles,

Claims (12)

REVENDICATIONS

1.- Procédé de refroidissement pour mis,e et maintien en arret à froid d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve (1) contenant le coeur du réacteur, un circuit primaire ayant au moins une boucle (2, 2' > en communication avec la cuve du réacteur dans laquelle circule de l'eau sous pression qui vient en contact avec le coeur du réacteur pour prélever la chaleur dégagée par celui-ci, au moins un générateur de vapeur (3, 3') disposé sur la boucle du circuit primaire et un pressuriseur (7) permettant de régler la pression de l'eau du circuit primaire et renfermant de la vapeur d'eau en équilibre de pression avec l'eau du circuit primaire, le refroidissement du réacteur à l'arrêt consistant à abaisser la température et la pression de l'eau du circuit primaire depuis leur valeur dans le réacteur en service jusqu'aux valeurs correspondant à l'arrêt à froid et comportant une première phase au cours de laquelle on injecte de l'eau alimentaire dans le générateur de vapeur et l'on évacue la vapeur produite, caractérisé par le fait que, dans une deuxième phase, on prélève de la vapeur d'eau dans le pressuriseur (7), on effectue la détente de cette vapeur puis sa condensation dans une capacité tampon (10), on prélève simultanément de l'eau dans le circuit primaire, on effectue la détente de cette eau qui est récupérée dans la capacité tampon, on prélève de l'eau dans la capacité tampon (10) d'une part pour la refroidir et la réinjecter dans la capacité tampon et d'autre part pour la remettre en circulation dans le circuit primaire en remplacement des prélèvements effectués, et que, dans une troisième phase, le prélèvement de vapeur dans le pressuriseur (7) étant interrompu, on continue le prélèvement. la détente et la recuperatior' d'eau du circuit primaire dans la capacité tampon fui5) suivie de son refroidissement pour remettre cette eau en circulation dans le circuit primaire après refroidissement.

2.- Procédé de refroidissement suivant la revendication 2, caractérisé par le fait qu'à la fin de la troisième phase. on prélève de l'eau du circuit primaire qui est ensuite refroidie et remise en circulation dans le circuit primaire, sans détente et sans stockage intermédiaires dans la capacité tampon.

3 - Procedé de refroidissement suivant l'une des revendications 1 et 2. caractérisé par le fait qu on commande la mise en oeuvre de la deuxième phase du refroidissement avant que la température de l'eau du circuit primaire n'atteigne la valeur de 180'C, la pression de cette eau primaire étant alors encore su périeure à 30 bars.

4.- Procédé de refroidissement suivant la revendication 3, caractérisé par le fait qu'on commande la mise en oeuvre de la troisième phase du refroidissement lorsque la température de 1 eau du circuit primaire a atteint une valeur voisine de 70 C. la pression de cette eau primaire étant alors voisine de 25 bars (2,5 MPa).

5.- Dispositif de refroidissement à l'arrêt d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve (1) contenant le coeur du réacteur, un circuit primaire ayant au moins deux boucles (2, 2' > en communication avec la cuve (1) du réacteur dans lesquelles circule de l'eau sous pression qui vient en contact avec le coeur du réacteur pour prélever la chaleur dégagée par celui-ci, au moins deux générateurs de vapeur (3, 3') disposés chacun sur l'une des boucles (2, 2') du circuit primaire et un pressuriseur

(7) permettant de régler la pression de l'eau du circuit primaire et renfermant de la vapeur d eau en équilibre de pression avec l'eau du circuit primaire, caractérisé par le fait qu'il comporte - un réservoir tampon (10), - une première ligne de décharge (12) joignant la par tie supérieure du pressuriseur (7) au réservoir tampon (10) et comportant un poste de détente (13) et des vannes d'isolation (14) et (15 > disposées de part et d'autre du poste de détente (13), - une seconde ligne de décharge (11) joignant au moins une branche chaude (5) du circuit primaire (2. 2') au réservoir tampon t10) et comportant un poste de détente (17) et deux vannes d'isolation (23a et 23b) disposées de part et d'autre du poste de détente (17), - un circuit de refroidissement (20. 28, 30) communiquant avec le réservoir tampon (10) à ses deux extrémités, par une conduite (20 > de prélèvement d'eau dans le fond du réservoir (10) et par une rampe d'aspersion (30) respectivement et comportant une pompe de circulation à basse pression (22). un changeur de chaleur (24) et au moins une vanne de réglage (25), - une ligne (36. 38, 39. 39') de recyclage d'eau primaire Joignant le réservoir tampon (10) à au moins 1 une des boucles (2, 2 ) du circuit primaire et comportant une pompe de charge (35) et au moins une vanne de réglage (40), - et une conduite (52) mettant en communication le circuit de refroidissement (20. 28) avec l'une au moins des boucles (2, 2' > du circuit primaire et comportant au moins une vanne d'isolation (53).

6. - Dispositif de refroidissement~tsuivant la revendication 5, caractérisé par le fait que les li gnes de décharge (11, 12) débouchent sous le niveau (16) du liquide dans le réservoir tampon (10) par l'intermédiaire d'une partie d'extrémité (11'. 18) constituant une crépine.

7.- Dispositif de refroidissement suivant l'une quelconque des revendications 5 et 6, caractérisé par le fait que la pompe de charge (35) est constituée par une pompe du dispositif d'injection de sécurité du réacteur.

8.- Dispositif de refroidissement suivant l'une quelconque des revendications 5 à 7, caractérisé par le fait que le circuit de refroidissement (20, 28) et la ligne de recyclage [36. 38) ont une partie commune (20) qui est en communication avec le fond du réservoir (10).

9.- Dispositif de refroidissement suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que la partie commune (20) au circuit de refroidissement (20. 28) et à la ligne de recyclage (36, 38) est en communication avec une conduite (58) reliée au réservoir (57) de l'eau des piscines du réacteur.

10.- Dispositif de refroidissement suivant la revendication 9. caractérisé par le fait que la ligne de recyclage (36. 38, 39, 39' > est en communication avec le dispositif d'injection de sécurité du réacteur (62. 62'). la pompe de circulation (22) du circuit de refroidissement (20. 28) qui est mise en communication par la conduite (52) avec la ligne de recyclage (36, 38, 39. 39') permettant. en fin d'injection de securité. l'injection d'eau a basse pression dans le circuit primaire,

11.- Dispositif de refroidissement suivant la revendication 10. caractérisé par le fait que le puisard du réacteur (71) est mis en communication avec Se circuit de refroidissement (20, 28) en amont de la pompe (22).

12.- Dispositif de refroidissement suivant la revendication 11, caractérisé par le fait que la ligne d aspersion (67, 66) du réacteur est mise en communication avec la ligne de recyclage (36. 38. 39, 39') > du dispositif de refroidissement.