FR2672419A1 - Dispositif de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. - Google Patents

Abstract

Le dispositif de refroidissement comporte au moins une boucle de refroidissement primaire (3) comportant un générateur de vapeur (4) relié à la cuve (1) par une branche chaude (6), une pompe primaire (5) de mise en circulation de l'eau sous pression dans la boucle (3) et une branche froide reliant la pompe primaire à la cuve (1) pour le retour de l'eau sous pression dans la cuve. Le dispositif comporte de plus au moins une canalisation (18) reliant la partie primaire du générateur de vapeur (4) à la branche froide (7) disposée en dérivation par rapport à la pompe primaire (5), sur laquelle est placé un organe mécanique (20) de retenue de l'eau sous pression.

Description

L'invention concerne un perfectionnement à un dispositif de

refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression permettant d'améliorer le refroidissement du coeur dans le cas d'un incident ou d'un accident se traduisant par l'apparition d'une fuite

sur le circuit primaire du réacteur.

Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un coeur constitué par des assemblages combustibles disposés dans la cuve du réacteur qui est remplie par de l'eau sous pression de refroidissement

du réacteur en fonctionnement.

Le refroidissement du réacteur nucléaire est assuré par circulation d'eau sous pression dans un

circuit primaire comportant plusieurs boucles de refroi-

dissement communiquant avec le volume intérieur de la

cuve du réacteur.

Chacune des boucles de refroidissement compor-

te un générateur de vapeur dans lequel l'eau sous pres-

sion échauffée au contact du coeur circule dans une partie primaire du générateur de vapeur et assure l'échauffement et la vaporisation d'eau d'alimentation,

l'eau sous pression se refroidissant par échange thermi-

que avec l'eau d'alimentation dans le générateur de vapeur. Chacune des boucles de refroidissement du circuit primaire comporte en plus du générateur de vapeur, une pompe primaire assurant la circulation de l'eau sous pression dans la boucle et des canalisations constituant un circuit fermé sur lequel sont intercalés la cuve du réacteur, le générateur de vapeur et la pompe primaire En particulier, l'une de ces canalisations, appelée branche froide, -relie la partie de refoulement de la pompe primaire à la cuve du réacteur et assure l'introduction d'eau sous pression refroidie dans cette cuve L'eau sous pression introduite dans la cuve par la branche froide circule au contact des assemblages du coeur et s'échauffe avant de ressortir de la cuve par une seconde canalisation ou branche chaude qui est

reliée à la partie primaire du générateur de vapeur.

La partie primaire du générateur de vapeur peut être reliée à l'aspiration de la pompe primaire, par l'intermédiaire d'une canalisation appelée branche intermédiaire. La partie primaire du générateur de vapeur comporte une boîte à eau en deux parties séparées par

une cloison et un faisceau de tubes à l'intérieur des-

quels circule l'eau sous pression La boîte à eau assure la distribution de l'eau échauffée au contact du coeur et parvenant dans le générateur de vapeur par la branche chaude, à l'intérieur des tubes du faisceau ainsi que la récupération de l'eau sous pression refroidie après circulation dans les tubes d'échange La partie de la boîte à eau assurant la récupération de l'eau refroidie peut être reliée à l'aspiration de la pompe primaire par une -branche intermédiaire Cette partie de la boîte à eau peut également être en communication directe avec l'aspiration de la pompe primaire qui peut être intégrée

à la boîte à eau.

Le générateur de vapeur peut comporter un faisceau tubulaire constitué par des tubes cintrés ayant deux branches verticales ou encore par des tubes droits

ayant une disposition verticale ou horizontale.

Le dispositif de refroidissement du réacteur peut comporter un nombre de -boucles de refroidissement variable, par exemple trois ou quatre boucles Le nombre total de générateurs de vapeur, de pompes primaires ou de branches de liaison de ces composants entre eux et

avec la cuve du réacteur peut être variable.

Dans le cas d'un fonctionnnement anormal du réacteur nucléaire et en particulier dans le cas d'un

fonctionnement défectueux du dispositif de refroidisse-

ment, on utilise le système de protection du réacteur pour arrêter la réaction nucléaire dans le coeur Ce système de protection comporte généralement un ensemble d'éléments absorbants les neutrons dont on déclenche la retombée dans le coeur dans une position d'insertion maximale. Il est également nécessaire, après arrêt de la réaction nucléaire, de refroidir le coeur en permanence pour -permettre l'évacuation de la puissance résiduelle

dégagée par les produits de fission.

Pour obtenir un bon refroidissement du coeur,

ce qui est nécessaire pour assurer la sûreté de l'ins-

tallation, il faut éviter que le niveau du fluide de refroidissement du réacteur qui est constitué par une émulsion, c'est-à-dire un mélange d'eau sous pression et

de bulles de vapeur, ne descende dans la cuve, de maniè-

re à ne pas découvrir une partie des assemblages combus-

tibles dont la gaine entourant la matière fissile se trouverait alors en contact avec une phase constituée

uniquement par de la vapeur d'eau, dans la partie décou-

verte. Le maintien du coeur dans son ensemble en contact avec une phase de refroidissement sous forme d'émulsion et non de vapeur seule doit pouvoir être assuré même si les pompes primaires sont arrêtées En effet, dans le cas d'un incident ou accident survenant sur le réacteur, les pompes primaires risquent de se trouver indisponibles pour assurer la circulation du fluide primaire, du fait d'une perte d'alimentation électrique, de défaillances électriques ou mécaniques ou encore d'un arrêt volontaire par une action automatique ou manuelle au moment de l'arrêt La circulation du fluide de refroidissement dans le circuit primaire ne s'effectue plus en circulation forcée mais uniquement du fait de la circulation naturelle résultant des hauteurs

statiques de fluide, des températures dans les différen-

tes parties du circuit primaire et des pertes de charge

liées au débit de circulation de l'eau sous pression.

Dans ces conditions de fonctionnement en

circulation naturelle, un recouvrement et un refroidis-

sement satisfaisants du coeur ne sont pas toujours obtenus. Dans le cas d'un accident grave se traduisant par l'apparition d'une brèche importante sur le circuit primaire, il peut se produire une vidange pratiquement complète du circuit primaire et en particulier de la

cuve, dans un laps de temps très court suivant la forma-

tion de la brèche qui, dans les cas les plus graves,-

peut consister en une rupture totale d'une branche du circuit primaire Il en résulte un découvrement très

rapide et de grande amplitude du coeur du réacteur.

La rupture la plus dangereuse, en ce qui concerne le défaut de refroidissement du coeur et l'échauffement du combustible, est la rupture d'une branche froide Dès qu'une fuite sur le circuit primaire apparaît, ce qui se traduit par une dépressurisation de

ce circuit, un système d'injection de sécurité du réac-

teur qui peut être constitué par des accumulateurs de fluide de refroidissement sous pression et des pompes se met en fonctionnement et assure l'injection de grandes

quantités d'eau dans le circuit primaire, en remplace-

ment de l'eau évacuée par la fuite Cependant, dans le cas de la rupture d'une branche froide, la vitesse de renoyage du coeur par le fluide de refroidissement

injecté est limitée par la résistance hydraulique oppo-

sée à la circulation du fluide de refroidissement sur le trajet passant par le coeur du réacteur, les générateurs de vapeur, la pompe primaire et la brèche du circuit primaire Cette résistance hydraulique résulte en grande partie de la présence de la pompe primaire qui se trouve

arrêtée et dont le rotor peut être bloqué Cette résis-

tance représente environ 75 % de la résistance totale sur le trajet de l'eau de refroidissement A cette résistance de la pompe dont le rotor est bloqué s'ajoute une perte de charge due à la circulation du débit d'eau

issu du coeur en direction de la brèche Cette résistan-

ce hydraulique et cette perte de charge limitent d'au-

tant la vitesse de renoyage du coeur du réacteur.

Dans le cas de l'apparition d'une brèche sur le circuit primaire d'une importance moindre qu'une rupture totale d'une branche, si cette brèche se traduit par un débit de fuite qui ne peut pas être compensé en phase liquide par le système d'injection du réacteur, le déficit entre le débit injecté et le débit évacué par la

brèche se traduit par une vidange progressive des par-

ties supérieures du circuit primaire, lorsque les pompes

primaires sont arrêtées.

Dans le cas de réacteurs nucléaires dont le circuit primaire comporte une branche intermédiaire en forme de U entre la partie primaire du générateur de vapeur et l'aspiration de la pompe primaire, il peut se

produire une baisse du niveau du fluide de refroidisse-

ment dans la cuve et un découvrement du coeur, dans le cas de la formation d'une brèche sur une branche froide du circuit primaire En effet, dans ce cas, la branche

intermédiaire comporte, à partir du générateur de va-

peur, une partie descendante, puis une partie sensible-

ment horizontale et enfin une partie ascendante reliée à l'aspiration de la pompe primaire Lorsque le niveau

d'eau atteint la partie descendante de la branche inter-

médiaire, toute baisse de ce niveau s'accompagne par une baisse simultanée du niveau d'eau de refroidissement dans la cuve, par équilibrage des hauteurs statiques du liquide -présent dans les parties basses du circuit primaire Quand le niveau de liquide atteint la partie horizontale inférieure de la branche intermédiaire en U,

la partie supérieure du coeur peut être découverte.

Dans le cas de la présence d'une branche intermédiaire en forme de U dont le point bas constitué par la partie horizontale se trouve au niveau du coeur, il se produit donc, en cas de brèche sur la branche froide, un découvrement du coeur dont -le renoyage ne peut être assuré facilement, à cause de la présence de

vapeur sous pression dans la cuve et le circuit primai-

re. On ne connaissait pas jusqu'ici de dispositif de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à

eau sous pression, dans le cas de l'apparition d'une-

brèche sur le circuit primaire, qui soit entièrement satisfaisant. Le but de l'invention est donc de proposer un dispositif de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve dans

laquelle est disposé le coeur constitué par des assem-

blages combustibles, le dispositif de refroidissement

comportant au moins une boucle de refroidissement pri-

maire comprenant un générateur de vapeur ayant une

partie primaire dans laquelle circule l'eau sous pres-

sion reliée à la cuve par une canalisation d'amenée

d'eau sous pression échauffée au contact du coeur, appe-

lée branche chaude, une pompe primaire de mise en circu-

lation de l'eau sous pression dans la boucle dont la partie d'aspiration est reliée à la partie primaire du générateur de vapeur et la partie de refoulement à une canalisation, appelée branche froide, reliée à la cuve pour le retour de l'eau-sous pression dans la cuve, ce dispositif de refroidissement permettant d'éviter dans une certaine mesure le découvrement du coeur, dans le cas de l'apparition d'une brèche sur le circuit primaire

et de faciliter le renoyage du coeur, après l'appari-

tion de la brèche.

Dans ce but, le dispositif comporte de plus au moins une canalisation reliant la partie primaire en sortie du générateur de vapeur à la branche froide dis- posée en dérivation par rapport à la pompe primaire, sur laquelle est placé un organe mécanique de retenue de l'eau sous pression, de manière à opposer une très grande résistance hydraulique à la circulation de l'eau

dans le sens allant de la branche froide vers le généra-

teur de vapeur et une résistance hydraulique faible à la

circulation de l'eau sous pression dans le sens opposé.

Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limitatif, en se référant à la figure jointe en annexe, un mode de réalisation d'un dispositif de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression suivant l'invention. La figure unique est une vue schématique en coupe et en élévation de la cuve et d'une boucle de refroidissement d'un -réacteur nucléaire à eau sous pression. Le réacteur nucléaire comporte une cuve 1 à l'intérieur de laquelle est disposé le coeur 2 constitué

par des assemblages combustibles.

La boucle de refroidissement représentée sur la figure et désignée de manière générale par le repère 3 comporte un générateur de vapeur 4, une pompe primaire , une canalisation de grand diamètre 6, appelée branche chaude, reliant le volume intérieur de la cuve 1 à une

partie primaire du générateur de vapeur 4, une canalisa-

tion de grand diamètre 7, appelée branche froide, re-

liant la partie de refoulement de la pompe primaire 5 au volume intérieur de la cuve 1 et une canalisation de grand diamètre 8, appelée branche intermédiaire, reliant

une partie primaire du générateur de vapeur 4 à l'aspi-

ration de la pompe primaire 5.

Le fluide de refroidissement du réacteur constitué par de l'eau sous pression traversant le coeur de bas en haut dans la direction verticale (flèche 10) s'échauffe au contact des assemblages combustibles dont il assure le refroidissement et sort de la cuve 1 par la

branche chaude 6.

Le générateur de vapeur 4 comporte une partie primaire constituée par une boîte à eau 12 en deux parties 12 a, 12 b, séparées par une cloison 13 et un

faisceau de tubes d'échange 14.

Les tubes du faisceau 14 sont cintrés à leur partie supérieure et présentent la forme d'un U ayant deux branches rectilignes et verticales de part et

d'autre de la partie cintrée.

Les branches rectilignes de chacun des tubes du faisceau 14 sont fixées à leurs extrémités sur une plaque tubulaire 15 constituant la partie supérieure de la boîte à eau 12 Les tubes du faisceau 14 traversent la plaque tubulaire 15 par des ouvertures débouchant dans le volume intérieur de la boite à eau 12 L'une des extrémités de chacun des tubes débouche dans la partie 12 a de la boite à eau 12 et l'autre extrémité dans la

partie 12 b.

De l'eau d'alimentation dont on assure l'échauffement et la vaporisation par contact thermique avec l'eau sous pression de refroidissement du coeur, à travers la paroi des tubes d'échange du faisceau 14, est introduite dans l'enveloppe du générateur de vapeur, de manière à venir en contact avec la surface extérieure des tubes du faisceau 14 La vapeur formée dans le générateur 4 est évacuée à la partie supérieure du générateur de vapeur et envoyée à la turbine de la

centrale nucléaire.

L'-eau sous pression, échauffée au contact du coeur et transportée par la branche chaude 6, pénètre dans la partie 12 a de la boîte à eau 12 qui assure la distribution de l'eau sous pression dans les extrémités d'entrée des tubes du faisceau 14 L'eau sous pression circule ensuite à l'intérieur des tubes du faisceau 14

pour ressortir dans la partie 12 b de la boite à eau 12.

L'eau sous pression récupérée dans la partie 12 b de la boîte à eau qui a été refroidie par contact thermique avec l'eau d'alimentation est évacuée de la

partie 12 b de la boite à eau par la branche intermédiai-

re 8 La pompe primaire 5 assure la circulation de l'eau sous pression dans la boucle, cette eau sous pression

étant aspirée dans la branche intermédiaire 8 et refou-

lée à une pression légèrement supérieure dans la branche

froide 7.

L'eau sous pression est renvoyée à l'intérieur de la cuve du réacteur 1, par l'intermédiaire de la

branche froide 7 et canalisée par une partie des struc-

tures internes de la cuve 1, de manière à parvenir à la

partie inférieure du coeur.

La branche intermédiaire 8 est en forme de U et comporte, depuis la partie 12 b de la boite à eau 12 du générateur de vapeur jusqu à la pompe primaire 5, une

branche verticale descendante 8 a, une branche horizon-

tale 8 b et une branche verticale ascendante 8 c.

La branche horizontale 8 b qui constitue le point le plus bas de la branche intermédiaire 8 et de l'ensemble de la boucle de refroidissement 3 se trouve à un niveau 17 correspondant sensiblement au niveau de la

partie médiane du coeur 2 du réacteur.

Selon l'invention, la boucle 3 du dispositif de refroidissement du réacteur comporte de plus une canalisation 18 placée en dérivation par rapport à la branche intermédiaire 8 et à la pompe primaire 5, sur la

boucle de refroidissement 3.

La canalisation 18 qui constitue une ligne de contournement de la branche intermédiaire 8 et de la pompe primaire 5 communique, à l'une de ses extrémités, avec la partie 12 b de la boîte à eau et, à son autre extrémité, avec la branche froide 7, légèrement en aval

de la partie de refoulement de la pompe primaire 5.

La canalisation 18 est disposée entièrement au-dessus d'un plan horizontal contenant las axes des parties des branches chaudes (telles que 6) et des branches froides (telles que 7) reliées à la cuve 1 du réacteur La canalisation 18 ne comporte donc aucun point bas situé au- dessous des axes des branches chaudes

et des branches froides du circuit primaire.

Un organe mécanique 20 de retenue hydraulique

est intercalé sur la canalisation 18.

L'organe de retenue hydraulique 20 qui peut être constitué par un clapet ou par une vanne commandée, comme il sera expliqué plus loin, oppose une très grande résistance hydraulique à la circulation d'eau sous pression dans le sens allant de la branche froide 7 vers la partie 12 b de la boîte à eau 12 et une résistance hydraulique faible dans le sens inverse allant de la

partie 12 b de la boite à eau vers la branche froide 7.

L'organe de retenue hydraulique 20 peut être constitué sous forme entièrement passive et réalisé sous

la forme d'un clapet de retenue qui oppose une résistan-

ce pratiquement infinie à la circulation de l'eau dans le sens allant de la branche froide 7 vers la boîte à

eau 12.

Dans le cas du fonctionnement normal du réac-

teur nucléaire, le clapet de fermeture mobile est re-

poussé contre son siège solidaire de la canalisation 18, l J

par la différence de pression de l'eau de refroidisse-

ment de part et d'autre de la pompe 5.

En revanche, dans le cas d'un incident ou d'un

accident sur le circuit primaire du réacteur se tradui-

sant par une dépressurisation de la branche froide 7 et un arrêt de la pompe primaire 5, le battant du clapet 20 peut être repoussé de son siège, de manière à permettre le passage de l'eau sous pression dans la canalisation 18, en dérivation par rapport à la branche intermédiaire

8-et à la pompe primaire 5.

Le dispositif de retenue hydraulique 20 peut

également être constitué par un clapet dont le fonction-

nement passif est identique à celui qui vient d'être décrit, dans le cas de l'apparition d'une brèche sur le circuit primaire s'accompagnant d'un arrêt de la pompe

et qui est assisté à la fermeture, dans le cas du fonc-

tionnement normal de la boucle de refroidissement du

réacteur nucléaire.

Le dispositif d'assistance à la fermeture du clapet est rendu inopérant, dans le cas o la pompe

primaire s'arrête, à la suite d'un incident ou un acci-

dent.

Le dispositif d'assistance à commande électri-

que peut être désactivé, lorsque la pompe primaire n'est

plus alimentée.

Enfin, l'organe mécanique 20 pourrait être constitué également par une vanne commandée qui est

maintenue en position de fermeture pendant le fonction-

nement normal de la boucle de refroidissement du réac-

teur nucléaire et qui est commandée à l'ouverture, dans

le cas de l'apparition d'une brèche sur le circuit pri-

maire et d'un arrêt de la pompe primaire 5 -

De préférence, la canalisation 18 présente un

diamètre intérieur compris entre 300 et 350 mm.

La résistance hydraulique du dispositif 20 à l'ouverture dans le sens allant de la boîte à eau vers la branche froide est de préférence de l'ordre d'un

dixième de la résistance hydraulique de la pompe primai-

re lorsque celle-ci n'est pas alimentée en courant

électrique et que son rotor se trouve ainsi bloqué.

Afin de bien faire comprendre l'intérêt du dispositif suivant l'invention, on va maintenant décrire le fonctionnement du dispositif de refroidissement du réacteur dans le cas d'un accident se traduisant par l'apparition d'une grosse brèche sur la branche froide *de la boucle de refroidissement et dans le cas d'un accident se traduisant par l'apparition d'une petite brèche sur la branche froide, dont le débit de fuite ne peut pas être compensé par les moyens d'injection de

sécurité du réacteur nucléaire.

Dans le cas d'une rupture se traduisant par l'apparition d'une grosse brèche sur la branche froide de la boucle de refroidissement, cette rupture pouvant être une rupture totale de la branche froide, la boucle du circuit primaire et la cuve du réacteur peuvent se trouver vidangées presque intégralement de l'eau de refroidissement qu'elles contenaient, très rapidement

après l'apparition de la brèche.

Le système d'injection de sécurité du réacteur est mis en fonctionnement automatiquement, lorsque la pression dans le circuit primaire est devenue inférieure

à une certaine valeur prédéterminée.

La pompe primaire 5 s'arrête automatiquement

ou est arrêtée manuellement, par coupure de son alimen-

tation. Comme expliqué plus haut, le dispositif de retenue 20 est alors susceptible de permettre le passage d'eau sous pression dans la canalisation 18 placée en dérivation par rapport à la branche intermédiaire 8 et à

la pompe primaire 5 -

On évite ainsi le passage de l'eau sous pres-

sion provenant de la cuve 1 et refroidie dans le généra-

teur de vapeur 4, dans la branche intermédiaire 8 et à travers la pompe 5 dont la résistance hydraulique à

l'état arrêté est élevée.

On réduit ainsi considérablement la perte de charge sur la circulation de l'eau sous pression, la résistance hydraulique du trajet allant du coeur 2 du réacteur situé dans la cuve 1 jusqu'à la brèche sur la branche froide 7 pouvant être divisée par un facteur quatre. On peut ainsi obtenir un débit important de

fluide de refroidissement permettant d'assurer le re-

noyage et le refroidissement du coeur.

Il est à remarquer que pendant le fonctionne-

ment normal du réacteur, l'eau sous pression circulant dans la boucle 3 dont la pression dans la branche froide 7 est supérieure à la pression dans la partie 12 b de la boite à eau du générateur de vapeur ne peut circuler dans la canalisation 18, la résistance hydraulique du dispositif de retenue 20 dans le sens allant de la branche froide vers la boîte à eau étant très élevée ou

pratiquement infinie.

L'eau sous pression ne peut circuler dans la canalisation 18 dans le sens allant de la boîte à eau vers la branche froide 7, dans la mesure o sa pression

est supérieure dans la branche froide 7.

La canalisation 18 en dérivation du dispositif de refroidissement suivant l'invention n'est donc pas susceptible de modifier le fonctionnement normal du réacteur. Dans le cas d'un accident se traduisant par la formation d'une petite brèche dans une branche froide du

circuit primaire, le débit de fuite de l'eau sous pres-

sion s'échappant par la brèche étant cependant trop important pour être compensé par les moyens d'injection de sécurité du réacteur nucléaire, comme indiqué plus haut, le déficit entre le débit injecté et le débit s'échappant par la brèche produit une baisse du niveau de l'eau de refroidissement, de telle sorte que les parties les plus hautes du circuit primaire né soient

plus en contact avec l'eau sous pression de refroidisse-

ment; les pompes primaires ayant été arrêtées au moment de l'apparition de la brèche, la circulation du fluide

de refroidissement se fait en circulation naturelle.

Le dispositif de refroidissement hydraulique peut s'ouvrir et l'eau sous pression peut circuler dans la canalisation 18 en dérivation, entre la boîte à

eau 12 et la branche froide 7.

La liaison directe par la canalisation 18 de la boîte à eau 12 et de la branche froide 7 permet de court-circuiter à la fois la branche intermédiaire 8 en

forme de U et la pompe primaire 5.

On évite ainsi une baisse du niveau de l'eau dans le circuit primaire entraînant un découvrement du coeur 2 du réacteur jusqu'au niveau 17 de la partie la plus basse 8 b de la branche intermédiaire 8 ou même

jusqu'à un niveau inférieur.

La circulation de l'eau sous pression entre la boîte à eau et la branche froide par l'intermédiaire de la canalisation 18 en dérivation permet d'éviter la mise en équilibre à un niveau statique inférieur au niveau de la branche froide 7 de l'eau contenue dans la cuve et de l'eau contenue dans la boucle de refroidissement du

circuit primaire.

En outre, la vapeur formée dans la cuve du

réacteur peut être facilement évacuée par l'intermédiai-

re de la canalisation 18 en dérivation et de la branche

froide 7, en direction de la brèche de la branche froi-

de. On évite ainsi un découvrement important du

coeur du réacteur en même temps qu'on facilite le re-

noyage du coeur, après l'apparition d'une brèche dans le

circuit primaire.

Le dispositif suivant l'invention permet donc,

dans le cas d'une brèche de petite ou de grande dimen-

sion sur une branche froide du circuit primaire, les pompes primaires se trouvant indisponibles, de supprimer ou de limiter fortement le découvrement du coeur, en

particulier dans le cas o les boucles de refroidisse-

ment du circuit primaire comportent une branche intermé-

diaire en forme de U et d'augmenter considérablement la

vitesse de renoyage du coeur, quelle que soit la confi-

guration du circuit primaire En outre, le dispositif suivant l'invention permet d'améliorer sensiblement les conditions de refroidisssement du coeur dans toutes les

situations incidentelles ou accidentelles dans lesquel-

les les pompes primaires sont indisponibles, en l'absen-

ce de brèche sur le circuit primaire En effet, on ob-

tient alors un gain sensible sur la résistance hydrau-

lique dans les boucles du circuit primaire, en court-

circuitant les pompes primaires; ce gain peut par exemple se traduire par une résistance hydraulique

divisée par un facteur quatre.

De plus, lorsque le dispositif de refroidisse-

ment du réacteur est en fonctionnement normal, les pompes primaires assurant la circulation du fluide dans les différentes boucles du circuit primaire, la pression

dans la branche froide, en aval de la pompe, est supé-

rieure de plusieurs bars à la pression dans la partie de sortie de la boîte à eau du générateur de vapeur La présence du dispositif de retenue hydraulique dans la

canalisation en dérivation permet d'éviter toute circu-

lation d r eau de refroidissement entre la branche froide

et la boîte à eau, le débit étant nul dans la canalisa-

tion en dérivation 18.

Lorsque l'eau de refroidissement circule dans la boucle du circuitprimaire en circulation naturelle, en l'absence de brèche sur le circuit primaire, le refroidissement du coeur se trouve nettement amélioré

par le dispositif suivant l'invention puisque le généra-

teur de vapeur qui constitue la source froide sur le circuit primaire n'est jamais court-circuite par le

fluide issu du coeur du réacteur Le fluide de refroi-

dissement provenant de la cuve pénètre dans le généra-

teur de vapeur dans lequel il se refroidit puis est

renvoyé dans la-branche froide par la conduite en déri-

* vation, avec une perte de charge réduite et un débit de

circulation qui peut être important.

L'invention ne se limite pas au mode de réali-

sation qui a été décrit.

C'est ainsi que l'extrémité de la conduite de dérivation de la pompe primaire opposée à la branche froide peut être reliée non seulement à la boîte à eau

du générateur de vapeur mais encore à la partie supé-

rieure de la branche intermédiaire ou en un point quel-

conque de la branche intermédiaire, dans la mesure o la

conception de cette branche ne conduit pas à un décou-

vrement du coeur dans le cas de la présence d'une petite

brèche sur la branche froide de la boucle de refroidis-

sement. On peut utiliser, sur chacune des boucles de

refroidissement, une seule canalisation de grand diamè-

tre en dérivation par rapport à la pompe primaire ou, au contraire, plusieurs canalisations à diamètre réduit installées en parallèle de manière à court-circuiter la

pompe primaire.

L'invention s'applique à des réacteurs nuclé- aires à eau sous pression comportant un nombre quelcon-

que de boucles de refroidissement dont la configuration peut être variable Les boucles de refroidissement5 peuvent ainsi comporter ou non une branche intermédiaire

reliant la boite à eau et la pompe primaire.

L'invention s'applique à tout réacteur nuclé-

aire à eau sous pression comportant une cuve et des

boucles de refroidissement extérieures à la cuve.

Claims (10)

REVENDICAITONS

1. Dispositif de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve ( 1) dans laquelle est disposé le coeur ( 2) constitué par des assemblages combustibles, le disposi- tif de refroidissement comportant au moins une boucle de refroidissement primaire ( 3) comportant un générateur de vapeur ( 4) ayant une partie primaire ( 12, 14) dans laquelle circule l'eau sous pression reliée à la cuve

( 1) par une canalisation ( 6) d'amenée d'eau sous pres-

sion échauffée au contact du coeur ( 2) appelée branche chaude, une pompe primaire ( 5) de mise en circulation de l'eau sous pression dans la boucle ( 3) dont la partie

d'aspiration est reliée à la partie primaire du généra-

teur de vapeur ( 4) et la partie de refoulement à une canalisation ( 6) appelée branche froide, reliée à la cuve ( 1) pour le retour de l'eau sous pression dans la cuve, caractérisé par le fait qu'il comporte de plus au moins une canalisation ( 18) reliant la partie primaire du générateur de vapeur ( 4) à la branche froide ( 7) disposée en dérivation par rapport à à la pompe primaire ( 5), sur laquelle est placé un organe mécanique ( 20) de retenue de l'eau sous pression, de manière à opposer une très grande résistance hydraulique à la circulation de l'eau dans le sens allant de la branche froide ( 7) vers

le générateur de vapeur ( 4) et une résistance hydrauli-

que faible à la circulation de l'eau sous pression dans

le sens opposé.

2. Dispositif de refroidissement suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que l'organe mécanique de retenue ( 20) est un organe passif tel qu'un

clapet de retenue.

3. Dispositif de refroidissement suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que l'organe de retenue est constitué par un clapet assisté, pour sa fermeture pendant le fonctionnement normal du réacteur, la pompe primaire ( 5) étant en fonctionnement et à

fonctionnement passif, pour son ouverture en cas d'inci-

dent, la pompe primaire ( 5) étant arrêtée.

4 Dispositif de refroidissement suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que l'organe de

retenue ( 20) est constitué par une vanne commandée.

5. Dispositif de refroidissement suivant

l'une quelconque des revendications 1 et 4, dans le cas

d'un réacteur nucléaire comportant, sur chacune de ses

boucles de refroidissement ( 3), une branche intermédiai-

re ( 8) reliant la partie primaire du générateur de vapeur ( 4) à la partie d'aspiration de la pompe primaire ( 5), caractérisé par le fait que la canalisation ( 18) est placée sur la boucle de refroidissement ( 3), en

dérivation, à la fois par rapport à la branche intermé-

diaire ( 8) et par rapport à la pompe primaire ( 5).

6. Dispositif de refroidissement suivant

l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé

par le fait que la canalisation en dérivation ( 18) est reliée, à son extrémité opposée à la branche froide ( 7),

à la boîte à eau ( 12) du générateur de vapeur consti-

tuant une partie primaire de ce générateur de vapeur ( 4).

7 Dispositif de refroidissement suivant la

revendication 5, caractérisé par le fait que la canali-

sation ( 18) en dérivation est reliée, à son extrémité

opposée à la branche froide ( 7), à la branche intermé-

diaire ( 8).

8 Dispositif de refroidissement suivant

l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé

par le fait qu'il comporte, pour chacune des boucles de refroidissement ( 3), une seule canalisation ( 18) en dérivation dont le diamètre intérieur est compris entre

300 et 350 mm.

9. Dispositif de refroidissement suivant

l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé

par le fait qu'il comporte, pour chacune des boucles de refroidissement ( 3) du circuit primaire, une pluralité de canalisations ( 18) disposées en parallèle et en

dérivation par rapport à la pompe primaire ( 5).

10. Dispositif de refroidissement suivant

l'une quelconque des revendications 1 à 9, caractérisé

par le fait que la canalisation ( 18) en dérivation est disposée entièrement au-dessus d'un plan horizontal contenant les axes des parties des branches chaudes ( 6) et des branches froides ( 7) reliées à la cuve ( 1) du réacteur.