FR2683375A1 - Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle. - Google Patents

Abstract

Afin d'assurer la récupération et le confinement du cœur d'un réacteur nucléaire tel qu'un réacteur à eau sous pression, en cas d'accident grave entraînant sa fusion, il est proposé de placer, en dessous de la cuve (16) du réacteur, un réceptacle (20) apte à évacuer l'eau accumulée en dessous de la cuve (16) dans la phase initiale de l'accident et, dans un second temps, à collecter les débris du cœur fondu. L'eau s'écoule automatiquement par des dispositifs à trop-pleins et à siphons (46, 50) dans un espace de refroidissement (40) situé en dessous du réceptacle. Si la fusion du cœur (18) est détectée, l'eau contenue dans des réservoirs (56) s'écoule par gravité dans l'espace (40), de façon à noyer totalement des conteneurs (26) placés dans cet espace. Le cœur fondu traversant le fond de la cuve (16) s'écoule dans le réceptacle 20 puis dans les conteneurs (26) par des bouchons fusibles (32) et une circulation en convection naturelle s'établit entre les réservoirs (56) et l'espace (40), pour assurer le refroidissement. Des amortisseurs de chute (76) sont placés dans le réceptacle (20), pour le cas où le fond de la cuve (16) tomberait d'un bloc.

Description

REACTEUR NUCLEAIRE EQUIPE D'UN DISPOSITIF DE

RECUPERATION DU COEUR, APRES SA FUSION ACCIDENTELLE.

DESCRIPTION

L'invention concerne un réacteur nucléaire à eau légère, tel qu'un réacteur nucléaire à eau sous pression, équipé d'un dispositif destiné à collecter les débris, solides ou liquides, provenant du coeur du réacteur, et à les confiner dans un endroit prévu à cet

effet, pour les empêcher de pénétrer dans le sol.

Un tel dispositif est généralement désigné dans la technique par les termes de "récupérateur de corium" ou de "cendrier", ou encore par les termes de

"core catcher" dans la terminologie anglo-saxonne.

Pour la bonne compréhension de l'invention, on prend à titre d'exemple le cas d'un réacteur à eau

sous pression On rappelle que, dans une telle instal-

lation nucléaire, le coeur du réacteur est généralement placé dans une cuve faisant partie d'un circuit primaire o circule de l'eau sous pression, mise en mouvement au moyen de pompes L'eau en convection forcée sert à la fois à extraire l'énergie produite par les fissions nucléaires dans le coeur et à refroidir les éléments combustibles qui y sont contenus L'énergie, transportée par l'eau et transférée au secondaire de générateurs

de vapeur, y produit de la vapeur qui est ensuite en-

voyée dans une turbine couplée à un alternateur, pour produire de l'électricité Le réglage et la régulation de la pression du fluide dans le circuit primaire sont

faits au moyen d'un pressuriseur muni d'un ou de plu-

sieurs ensembles de vannes de décharge qui peuvent être ouvertes ou fermées de manière automatique ou manuelle pour abaisser, le cas échéant, la pression primaire en conformité avec les procédures réglementaires destinées

à maitriser certains accidents bien identifiés.

L'ensemb Le du circuit primaire est enfermé dans une enceinte, dite de confinement, dont la base, appe Lée "radier", est en béton Les gros composants tels

que les pompes et les générateurs de vapeur sont répar-

tis dans différents compartiments de l'enceinte, appelés casemates La cuve du réacteur est également logée dans

un compartiment appelé "puits de cuve".

On rappelle également que, malgré la très fai-

ble probabilité de son occurrence, un accident grave, c'est-à-dire conduisant à la fusion du cour, ne peut

être totalement exclu.

Un tel accident est imaginable si tous les circuits refroidissant le cour, y compris ceux prévus en secours, tombaient simultanément en panne pendant une longue période Dans ce cas hautement improbable, le coeur du réacteur fondrait en quelques heures La fusion se produirait tout d'abord aux points les plus

chauds du coeur Elle se propagerait ensuite, la direc-

tion privilégiée de sa progression étant celle de la

force de gravité.

La masse en fusion augmente avec le temps tant

qu'il n'existe aucun moyen d'évacuer totalement la puis-

sance résiduelle du cour Elle contient généralement le combustible, les matériaux constituant son gainage,

ceux des barres de contrôle du réacteur et des struc-

tures internes à la cuve Le cheminement de cette masse en fusion, appelée communément "corium", à l'intérieur

de la cuve dépend de nombreux paramètres et de phénomè-

nes dont certains sont très énergétiques tels que l'oxy-

dation du zirconium (Zr) des gaines, voire très violents tels que l'interaction du corium fondu avec de l'eau, interaction qui peut donner lieu à des explosions dites

"explosions vapeur" On considère cependant que la pro-

babilité de cette dernière éventualité est faible.

Généralement, la masse en fusion atteindrait le fond de la cuve L'effet de barrière de ce dernier par rapport au corium fondu est très faible surtout s'il

tombe en jets continus Le fond de cuve, qui n'est géné-

ra Lement pas refroidi, serait a Lors vite percé et, sui-

vant la valeur de la pression existant dans la cuve à ce moment Là, le corium serait éjecté avec plus ou moins de violence dans le puits de cuve situé dans l'enceinte

de confinement.

L'existence d'une haute pression dans la cuve

au moment de sa rupture pourrait entraîner une pu Lvéri-

sation du corium fondu en de très fines particules qui peuvent transférer très rapidement et avec une grande efficacité, une part importante de leur énergie à l'atmosphère de L'enceinte L'échauffement "direct" de

cette atmosphère augmenterait la pression dans l'encein-

te et pourrait provoquer sa rupture Afin d'éviter ce phénomène violent, il est prévu d'utiliser un "système de dépressurisation automatique" de vannes de décharge

pour abaisser de manière préventive la pression du cir-

cuit primaire à une valeur suffisamment basse pour que

le risque de pulvérisation du corium soit nég Ligeable.

Ce système peut comporter, outre les vannes de décharge du pressuriseur, d'autres groupes de vannes connectés en des emplacements choisis du circuit primaire, de manière à garantir une capacité de décharge suffisante et une dynamique de dépressurisation sans risque pour

le circuit primaire.

Après le percement du fond de la cuve du réac-

teur, la masse en fusion tomberait sur le radier en bé-

ton du puits de cuve Sa composition et ses propriétés physiques dépendraient de son cheminement à l'intérieur de la cuve (matériaux dissous ou non dissous transportés dans la cou Lée de corium, température, état plus ou

moins visqueux, etc), c'est-à-dire du scénario d'acci-

dent. Dans l'hypothèse très pessimiste d'une fusion complète du cour et de toutes les structures internes de la cuve situées à son voisinage immédiat, au bout d'environ deux heures après le début de l'accident, le corium se composerait, dans le cas d'un réacteur de 1300-1400 M We de puissance nominale (puissance électri- que), d'environ 75 tonnes d'acier, 120 tonnes d'U 02 et 28 tonnes de Zr et la puissance résiduelle du réacteur

qui resterait encore emmagasinée dans les oxydes combus-

tibles serait d'environ 40 M Wth (puissance thermique), puissance qui décroîtrait en fonction du temps Il est à noter également qu'une partie du zirconium serait oxydée pour donner de la zircone Zr O 2 et que la partie métallique restante présenterait un danger potentiel important (réaction d'oxydation très exothermique avec production d'hydrogène) D'autres matériaux seraient également présents, mais en plus faible quantité: Argent-Indium-Cadmium (AIC) des barres d'absorbants, inconel (marque déposée) des grilles, etc. La masse de plus de 200 tonnes de corium

s'écoulerait dans le fond du puits de cuve de différen-

tes manières et à des vitesses variables selon la taille et l'emplacement de la brèche pratiquée dans la cuve par le corium en fusion Si le fond de la cuve était percé par des jets de corium, ces jets continueraient de descendre vers le fond du puits de cuve par la brèche initiale dont le diamètre grandirait au fur et à mesure

que ses bords fondraient sous l'action du jet.

Dans certaines conditions cependant, le fond

de la cuve du réacteur peut offrir une résistance suf-

fisante pour pouvoir retenir temporairement la masse de corium en fusion, qui pourrait éventuellement remplir totalement le volume de la calotte hémisphérique La convection naturelle interne du bain de corium en fusion ainsi retenu au fond de la cuve pourrait donner lieu à des points chauds en partie haute du bain et provoquer un fluage "circonférentiel" aux alentours du niveau libre du bain Cette calotte sphérique, remplie de

corium, se détacherait alors d'un seul bloc de la cuve.

Comme il existe généralement une certaine quantité d'eau dans le puits de cuve, la chute du corium en des jets qui peuvent se fragmenter au contact de cette eau, ou celle de la calotte toute entière remplie de corium fondu, pourrait provoquer des "explosions

vapeur" plus ou moins violentes.

Finalement, la masse en fusion atteindrait le fond du puits de cuve o elle attaquerait le béton du radier et le décomposerait, produisant quantité

d'aérosols, de gaz combustibles (H 2, CO) ou incondensa-

bles (CO 2) et libérant dans l'atmosphère des produits

radioactifs emprisonnés auparavant dans le corium fon-

du Cette production d'aérosols et de gaz entraînerait

une augmentation de la pression de l'enceinte de confi-

nement De plus, l'attaque du corium entrainerait égale-

ment une dissolution des structures en béton, de sorte

que l'eau disponible en partie basse de l'enceinte pour-

rait entrer en contact direct ou indirect pour s'évapo-

rer et faire monter davantage la pression de l'enceinte.

L'interaction du corium sur le béton du radier présenterait, au bout de quelques jours, des risques très importants de rejet de produits radioactifs dans l'environnement D'une part, la limite de rupture de l'enceinte de confinement pourrait être dépassée par

la montée en pression induite par cette interaction.

D'autre part, la surface du puits de cuve des réacteurs actuels est relativement faible ( 30 m 2 environ) et

l'épaisseur de corium trop importante pour que sa puis-

sance puisse être évacuée par rayonnement en surface

du corium et par conduction à travers le béton Il fau-

drait une surface d'étalement de plus de 150 m 2 pour atteindre une épaisseur inférieure à 20 cm qui rendrait le corium refroidissable Ainsi, malgré son épaisseur (de 4 m environ dans les réacteurs à eau sous pression

actuels), Le radier en béton serait inexorablement tra-

versé et le corium irait jusque dans le sous-sol pour contaminer notamment la nappe phréatique Les conséquen-

ces d'une telle éventualité sont évidemment très graves.

Compte tenu des risques de rejet de substances

radioactives dans l'environnement lors d'accidents gra-

ves avec fusion du coeur du réacteur, il est nécessaire de concevoir des moyens pour limiter Leurs conséquences, notamment un moyen de confiner et de refroidir le corium avant qu'il n'attaque le béton du radier et ne s'enfonce dans le sous-sol, en s'opposant ainsi à la contamination du sous-sol et au rejet des produits radioactifs dans L'environnement par La voie ouverte par La traversée

du radier.

Les différents dispositifs proposés jusqu'à maintenant ont été conçus d'après une connaissance de la phénoménologie des accidents graves plus ancienne et par conséquent moins exhaustive que celle exposée ci- dessus, ce qui remet en cause leur efficacité dans certaines situations qui n'étaient pas prises en compte

au moment de leur conception On peut citer, par exem-

p Le, Les possibilités d'expulsion du corium sous pres-

sion ou en des jets puissants, de chute brutale de La

quasi-totalité de la masse du corium à la suite du déta-

chement par f Luage du fond hémisphérique de La cuve,

d'explosions vapeur, bref de tous les phénomènes vio-

lents qui peuvent détruire Les dispositifs récupérateurs qui n'ont pas été dimensionnés pour résister à de telles charges. Dans certains dispositifs récupérateurs, on considère que tout le corium se trouve naturellement dans le fond du puits de cuve sans qu'on ait besoin de Le collecter pour l'acheminer vers L'endroit o son

confinement et son refroidissement seront assurés.

D'autres dispositifs imposent au corium fondu de très longs trajets au travers d'ensembles de tubes

dans lesquels sont p Lacés des bouchons fusibles permet-

tant un remplissage programmé des tubes Cependant, la

"programmation" de ces fusibles reste aléatoire en rai-

son des incertitudes sur les scénarios d'écoulement du

corium et sur ses propriétés physiques.

D'autres dispositifs utilisent des matériaux endothermiques consommables (ou couche sacrificielle)

dans le but d'amortir les chocs thermiques, sans se sou-

cier des conséquences éventuelles de l'interaction du

corium avec cette couche sacrificielle.

Enfin, certains dispositifs utilisent de gran-

des surfaces planes pour étaler le corium et mieux Le refroidir L'homogénéité de l'étalement ainsi que celle du refroidissement, qui sont absolument nécessaires pour confiner le corium, ne semblent pas être garanties pour

des surfaces aussi grandes.

L'invention a précisément pour objet un réac-

teur nucléaire équipé d'un dispositif de récupération du coeur dont la conception prend en compte tous les phénomènes violents qui risquent de se produire Lors d'un accident grave entraînant la fusion du cour du réacteur, afin de limiter au mieux Les conséquences d'un

tel accident, et notamment de s'opposer à La contamina-

tion du sous-sol.

Dans La définition La plus large de l'inven-

tion, ce résultat est obtenu au moyen d'un réacteur nucléaire comprenant une enceinte de confinement, un circuit primaire totalement enfermé dans ladite enceinte et contenant de l'eau sous pression, ce circuit primaire comportant une cuve dans laquelle est placé un coeur, et des moyens de récupération du coeur, en cas de fusion de ce dernier, caractérisé par le fait que les moyens de récupération du coeur comprennent: un réceptacle entourant au moins une partie inférieure de la cuve;

des conteneurs placés en dessous du récepta-

cle et séparés de ce dernier par des bouchons fusibles; un espace de refroidissement entourant les conteneurs; des moyens de vidange passifs du réceptacle dans l'espace de refroidissement; au moins un réservoir de stockage d'eau de refroidissement situé à un niveau supérieur à celui de l'espace de refroidissement; et des moyens pour établir une circulation en convection naturelle entre le réservoir et l'espace de refroidissement.

Si un accident de perte de réfrigérant pri-

maire se produit, les moyens de dépressurisation ramè-

nent automatiquement le circuit primaire à basse pres-

sion et l'eau du circuit primaire se répand dans

l'enceinte de confinement Une partie de cette eau pénè-

tre dans le réceptacle placé sous la cuve, le reste étant drainé dans des réservoirs placés en partie basse

de l'enceinte.

La vidange automatique de ce réceptacle dans l'espace de refroidissement est alors assurée par les

moyens de vidange passifs, qui comprennent avantageuse-

ment au moins un trop plein et au moins un siphon.

Si le refroidissement du coeur peut alors être assuré par des moyens de sauvegarde classiques prévus à cet effet dans le réacteur, L'évolution de l'accident est stoppée Le réacteur peut ensuite être remis en état, ce qui suppose notamment la vidange de l'espace de refroidissement par au moins un tuyau de vidange, équipé d'un moyen d'isolement normalement fermé, qui

débouche avantageusement dans le fond de cet espace.

Si, au contraire, le refroidissement du coeur ne peut pas être assuré par les moyens de sauvegarde, parce que ceux-ci sont indisponibles ou insuffisants, le cour commencera à fondre Cette fusion, détectée par des moyens appropriés, a pour conséquence La mise en communication du ou des réservoirs avec L'espace de

refroidissement, qui se remplit d'eau et noie complé-

tement les conteneurs.

Lorsque le percement de la cuve intervient sous l'effet du corium, ce dernier peut tomber dans le réceptacle alors pratiquement vide d'eau, et il pénètre

dans les conteneurs en faisant fondre Les bouchons fusi-

bles Le réchauffement de l'eau alors présente dans l'espace de refroidissement provoque la circulation de cette eau, par convection naturelle, entre cet espace et le ou les réservoirs L'évacuation de la chaleur

dégagée par le corium est ainsi assurée de façon automa-

tique par des moyens passifs.

De préférence, les risques résultant d'un détachement brutal du fond de la cuve sont évités en prévoyant des moyens amortisseurs de chute dans le

réceptacle, en dessous de la cuve.

Afin d'éviter toute réaction incontrôlée du corium avec les parois du réceptacle et des conteneurs, ces derniers sont avantageusement revêtus intérieurement

d'au moins une couche de matériau réfractaire et chimi-

quement inerte vis-à-vis des matériaux formant le coeur

fondu, recouverte d'une peau d'étanchéité.

De plus, afin d'améliorer l'échange thermique entre le corium contenu dans les conteneurs et l'eau qui se trouve dans l'espace de refroidissement lors d'une fusion du coeur, les conteneurs peuvent comporter

extérieurement des moyens promoteurs d'échange de cha-

leur, tels que des nervures, des ailettes ou des protu-

bérances de forme quelconque.

Pour faciliter le refroidissement de l'eau parvenant dans Le ou les réservoirs, par convection naturel Le, depuis l'espace de refroidissement entourant Les conteneurs, on prévoit avantageusement des moyens d'évacuation de cha Leur, dans chaque réservoir, et des moyens de condensation, dans L'enceinte de confinement.

Dans ce dernier cas, L'intérieur de L'enceinte communi-

que avec chaque réservoir par au moins une conduite de drainage. Selon Le cas, Les conteneurs peuvent reposer

sur le fond de l'espace de refroidissement par des sup-

ports, ou être suspendus au fond du réceptacle Dans

Le premier cas, des grilles d'espacement sont avantageu-

sement prévues.

Différents modes de réalisation de L'invention vont à présent être décrits, à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels: la figure 1 est une vue en coupe il Lustrant de façon schématique un réacteur nucléaire à eau sous pression équipé d'un dispositif de récupération et de confinement du coeur réalisé conformément à l'invention; la figure 2 est une vue en coupe comparable

à La figure 1, illustrant à plus grande échelle la par-

tie du dispositif de récupération située en dessous de la cuve du réacteur; la figure 3 est une vue en coupe selon la ligne III-III de la figure 2;

les figures 4 A à 4 E sont des vues compara-

b Les à la figure 1 illustrant l'état du réacteur à dif-

férents stades d'évolution d'un accident grave consécu-

tif à une perte de réfrigérant primaire;

la figure 5 est une vue comparable à la fi-

gure 1 il Lustrant un deuxième mode de réalisation de L'invention; et

La figure 6 est une vue comparable aux figu-

1 1 res 1 et 5 illustrant un troisième mode de réalisation

de l'invention.

Sur la figure 1, la référence 10 désigne une partie d'une enceinte de confinement à l'intérieur de laquelle est totalement enfermé le circuit primaire du

réacteur nucléaire On a également illustré sur la figu-

re I le radier 12 de l'enceinte de confinement 10, ainsi que le puits de cuve 14 dans lequel est logée la cuve

16 En revanche, les autres composants du circuit pri-

maire tels que les pompes, les générateurs de vapeur et le pressuriseur n'ont pas été représentés Il en est de même des tuyauteries reliant ces composants entre eux et à la cuve 16 et des vannes de décharge associées au système de dépressurisation afin de permettre un abaissement automatique ou manuel de la pression régnant

dans le circuit primaire, en cas d'accident.

Pour faciliter la compréhension de l'inven-

tion, on a aussi illustré sur la figure 1, de façon très schématique, le coeur 18 du réacteur, placé à l'intérieur de la cuve 16 En revanche, tous les autres composants qui sont habituellement placés à l'intérieur de cette cuve, tels que ceux qui permettent de contrôler le fonctionnement du réacteur en marche normale et son

arrêt en cas d'accident n'ont pas été représentés.

Conformément à l'invention, le réacteur nuclé-

aire illustré sur la figure 1 est équipé de moyens de récupération du coeur, en cas de fusion de celui-ci, qui

vont à présent être décrits en détail.

Ces moyens de récupération du cour compren-

nent tout d'abord un réceptacle 20, en forme de cuvette, qui entoure la partie inférieure de la cuve 16 jusqu'à un niveau proche du haut du coeur 18 Ce réceptacle 20

est revêtu intérieurement de plusieurs couches 22 for-

mées d'un ou plusieurs matériaux réfractaires et chimi-

quement inertes vis-à-vis du corium Le ou les maté-

riaux formant les couches 22 sont conçus pour pouvoir supporter les températures élevées ainsi que les chocs thermomécaniques associés aux coulées et aux jets de corium, dans l'éventualité o ce dernier traverserait la cuve 16 du réacteur. La surface intérieure des couches 22 est elle-même revêtue d'une peau métallique d'étanchéité 24 dont l'intégrité et, par conséquent, la fonction

d'étanchéité qu'elle doit remplir, ne peut être conser-

vée très longtemps en cas d'accidents graves En effet, elle serait alors rapidement détruite au moins en partie par le corium lors de son arrivée dans le réceptacle 20. Dans le mode de réalisation de l'invention illustré plus précisément sur les figures I et 2, le fond du réceptacle 20 présente une partie périphérique sensiblement plane et horizontale et une partie centrale a en forme de cône ou de pyramide La pente de cette partie centrale 20 a est choisie de telle sorte que le corium qui pourrait y chuter soit ramené vers la partie

périphérique en un temps aussi court que possible.

En plus du réceptacle 20, les moyens de récu-

pération du cour du réacteur à l'état fondu comprennent des conteneurs 26, disposés en couronne en dessous de

la partie périphérique plane et horizontale du récepta-

cle 20 De façon plus précise et comme l'illustrent en particulier les figures 2 et 3, les conteneurs 26 sont des récipients d'axe vertical, qui sont disposés selon

deux cercles concentriques en dessous de la partie péri-

phérique plane et horizontale du fond du réceptacle 20

et dont la paroi est raccordée, par son extrémité supé-

rieure, à la paroi du réceptacle 20 Bien entendu, la

forme des récipients n'est pas limitée à la forme cylin-

drique, représentée sur les figures 2 et 3 à titre d'illustration Les conteneurs 26 peuvent être de forme quelconque A titre d'exemples non limitatifs, on peut citer, outre la forme cylindrique, les formes en cône

renversé et en tubes de section droite polygonale.

Le volume intérieur total de l'ensemble des conteneurs 26 est au moins égal au volume maximal du corium, afin que ce dernier puisse être reçu en totalité dans les conteneurs en cas d'accident grave La section droite des conteneurs 26 est suffisamment grande pour éviter tout gel précoce du corium qui l'empêcherait de pénétrer, puis de remplir les conteneurs Ceci est obtenu en fixant le diamètre "équivalent", défini comme celui d'un cercle de surface égale à celle de la section droite moyenne des conteneurs, à une valeur supérieure à 0,4 m Par ailleurs, afin d'assurer une surface d'échange suffisante pour le refroidissement du volume total de corium, la hauteur des conteneurs 26 est au

moins égale au diamètre équivalent défini précédemment.

Chacun des conteneurs 26 est fermé à son extrémité inférieure par un fond bombé et débouche à son extrémité supérieure dans le réceptacle 20, dont il est normalement isolé par un bouchon fusible 32, comme l'illustre la figure 2 Les bouchons fusibles 32 sont réalisés en un matériau à température de fusion beaucoup plus basse que celle de la peau d'étanchéité 24 Lorsque le corium pénètre dans le réceptacle 20

après la fusion du coeur du réacteur, les bouchons fusi-

bles fondent rapidement à son contact, libérant ainsi l'entrée des conteneurs 26 Dans les conditions normales de fonctionnement du réacteur, ces bouchons fusibles 32 ont pour fonction d'empêcher toute entrée d'eau dans les conteneurs 26 et d'empêcher toute chute accidentelle d'objet au fond des conteneurs et leur accumulation en

cet endroit au cours du temps.

Comme le réceptacle 20, chacun des conteneurs 26 est revêtu intérieurement de plusieurs couches 28

d'un ou plusieurs matériaux réfractaires et chimique-

ment inertes vis-à-vis du corium.

Comme on l'a représenté schématiquement sur la figure 1, les parois des conteneurs 26 sont munies extérieurement de moyens 36 promoteurs d'échanges de chaleur telles que des ailettes, des nervures ou des

protubérances de forme quelconque.

Dans le mode de réalisation illustré sur les

figures I à 3, la partie centrale 20 a du fond du récep-

tacle 20 repose sur une protubérance 12 a du radier 12,

par l'intermédiaire d'un assemblage 38 d'éléments ther-

miquement conducteurs, qui peut notamment être réalisé en acier, en graphite, ou en un matériau composite du

type carbone-carbone Cet assemblage 38 d'éléments ther-

miquement conducteurs épouse la forme conique ou pyrami-

dale de la partie adjacente du fond du réceptacle 20 De plus, elle comporte une partie périphérique 38 a en forme

de jupe, qui se prolonge vers le bas autour de la protu-

bérance 12 a Cet assemblage 38 a pour rôle d'améliorer la conduction de la chaleur de la partie centrale vers

un espace de refroidissement 40 décrit ci-après.

Les moyens de récupération du cour à l'état fondu comprennent également l'espace de refroidissement , de forme généralement annulaire dans ce premier mode

de réalisation de l'invention Cet espace de refroidis-

sement 40 est formé entre le puits de cuve 14, le radier

12, la protubérance 12 a et le réceptacle 20 Plus préci-

sément, cet espace 40 comporte une partie principale située en dessous de la partie périphérique plane et horizontale du fond du réceptacle 20, dans laquelle plongent les conteneurs 26, et une partie supérieure plus étroite située autour de la paroi périphérique du

réceptacle 20.

Dans le mode de réalisation représenté sur la figure 1, le supportage des conteneurs 26 est réalisé au moyen de supports 42, en forme de pieds, qui reposent directement sur Le radier 12, dans le fond de l'espace

de refroidissement 40 Des grilles métalliques d'espace-

ment 44, dont un exemple de réalisation apparaît notam-

ment sur la figure 3, sont alors placées à l'intérieur

de l'espace de refroidissement 40, à différentes hau-

teurs, afin de garder un espacement minimal entre ces

conteneurs, sur toute leur hauteur Cet espacement mini-

ma L permet, comme on le verra par la suite, d'assurer le passage de l'eau assurant le refroidissement des conteneurs 26 La forme de ces grilles 44 est conçue

de manière à favoriser également le mélange et l'homogé-

néisation de l'eau circulant autour des conteneurs 26,

augmentant ainsi L'action des promoteurs d'échanges 36.

Comme l'illustre plus précisément La figure 1, des moyens de vidange passifs sont prévus entre le réceptacle 20 et l'espace de refroidissement 40 Ces moyens de vidange passifs comprennent tout d'abord un ou plusieurs trop-pleins 46 dont l'extrémité débouchant

dans le réceptacle 20 est située à un niveau qui cor-

respond sensiblement au bas du coeur 18 du réacteur.

Chaque trop-plein 46 est monté dans la partie supérieure étroite de l'espace de refroidissement 40 qui entoure la paroi périphérique du réceptacle 20 Un bouclier thermomécanique 48 protège l'extrémité de chaque trop-

* plein 46 débouchant dans le réceptacle 20, de façon à éviter toute obturation des trop-pleins par le corium

en cas d'accident.

Les moyens de vidange passifs comprennent de plus au moins un siphon 50 dont une première extrémité plonge dans le fond du réceptacle 20 et dont l'extrémité

opposée plonge dans le fond de L'espace de refroidis-

sement 40 La branche supérieure horizontale 50 a de cha-

cun des trop-pleins 50 est située sensiblement au même niveau que l'extrémité supérieure du trop-plein 46

débouchant dans le réceptacle 20.

Par ailleurs, au moins un tuyau de vidange 52, équipé d'une vanne 54 normalement fermée, débouche dans le fond de l'espace de refroidissement 40, afin d'en permettre la vidange, par exemple par pompage, lorsque cela est nécessaire De préférence, la vanne 54 prévue dans chacun des tuyaux de vidange 52 est une vanne à commande manuelle, apte à pouvoir être manoeuvrée

en toutes circonstances.

Comme l'illustre également la figure 1, les moyens de récupération du coeur lors de sa fusion comprennent aussi un ou plusieurs réservoirs 56 dans

lesquels est stockée de l'eau de refroidissement 58.

Le fond de chacun des réservoirs 56 est situé à un niveau supérieur à celui de l'espace de refroidissement

En revanche, le niveau NO de l'eau de refroidisse-

ment 58 dans ces réservoirs 56 est initialement infé-

rieur à celui de l'extrémité supérieure des trop-pleins 46 débouchant dans le réceptacle 20 et à celui de la

branche supérieure 50 a de chacun des siphons 50.

Chacun des réservoirs de stockage 56 communi-

que avec l'espace de refroidissement 40 par au moins un tuyau d'alimentation 60 reliant le fond du réservoir de stockage au fond de l'espace de refroidissement Une vanne d'isolement 62, normalement fermée, est placée dans chacun des tuyaux d'alimentation 60, immédiatement en dessous du réservoir 56 Cette vanne d'isolement 62 est une électrovanne ou une vanne à commande électrique

autonome de type équivalent, apte à s'ouvrir automati-

quement lors de la réception d'un signal de détection d'un début de fusion du coeur 18 du réacteur Un tel signal de détection peut être délivré par un ou plusieurs systèmes à alimentation électrique autonome,

placés dans la cuve 16 ou dans l'enceinte 10 ' du réac-

teur.

Chacun des réservoirs de stockage 56 est éga-

Lement relié à la partie supérieure étroite de l'espace de refroidissement 40 par un ou plusieurs tuyaux de retour d'eau 64 Comme l'illustre La figure 1, ces tuyaux 64 sont des tuyaux horizontaux dont Le niveau est légèrement supérieur au niveau NO occupé normalement

par L'eau de refroidissement 58 contenue dans Les réser-

voirs de stockage 56.

L'ensemble constitué par Les réservoirs de stockage 56, l'espace de refroidissement 40 ainsi que

les tuyaux d'alimentation 60 et de retour d'eau 64 cons-

titue un circuit passif de refroidissement En effet, ce circuit permet d'assurer une circulation de l'eau 58 par convection naturel Le entre l'espace 40 et chacun

des réservoirs 56, lorsque les vannes 62 ont été ouver-

tes et que l'eau contenue dans l'espace de refroidis-

sement 40 est réchauffée par la présence de corium dans

les conteneurs 26.

Dans Le circuit passif de refroidissement ainsi constitué, le débit de L'eau de refroidissement 58 dépend, entre autres variables, de la différence de pression existant entre le bas des conteneurs 26 et Le

niveau supérieur du mélange diphasique d'eau en ébulli-

tion, présente dans l'espace de refroidissement 20 En régime établi de circulation naturelle, cette différence de pression est aussi égale, en première approximation,

à la pression exercée par une colonne d'eau, à la tempé-

rature et à la pression de l'eau liquide des réservoirs 56, de hauteur égale à la différence de niveau entre la surface de L'eau des réservoirs 56 et le bas des conteneurs 26 En donnant à cette différence de niveau

une valeur d'au moins 5 m, on peut assurer un débit suf-

fisant pour éviter toute montée en température trop importante des structures des conteneurs 26, ou toute accumulation trop importante de vapeur dans L'espace de refroidissement 40, qui aurait pour conséquence d'augmenter La pression dans cet espace et d'empêcher L'eau contenue dans Les réservoirs 56 d'y pénétrer,

interrompant ainsi La circulation de L'eau de refroidis-

sement.

Compte tenu de L'échauffement de L'eau résul-

tant de La température très éLevée du corium contenu dans Les conteneurs 26, L'eau qui parvient dans Les réservoirs 56 par les tuyaux de retour d'eau 64 est diphasique Une partie de La vapeur d'eau est entraînée par Le Liquide et se recondense dans L'eau contenue dans Les réservoirs 56 Le reste de La vapeur d'eau s'évacue

dans l'atmosphère délimitée par L'enceinte de confine-

ment 10 au travers d'une ou plusieurs ouvertures 66 pra-

tiquées dans le p Lafond des réservoirs 56, ou au-dessus

du niveau NO, par Lesquelles chacun des réservoirs com-

munique avec cette atmosphère La condensation de la vapeur d'eau admise à l'intérieur de l'enceinte 10 est assurée par un certain nombre de puits de cha Leur qui se trouvent habituellement à l'intérieur de l'enceinte , telles que des surfaces froides 68 Pour accélérer

cette condensation, on peut également placer à l'inté-

rieur de l'enceinte 10 des échangeurs de cha Leur 70 jouant le rôle de condenseurs On utilise de préférence

des systèmes passifs te Ls que les échangeurs à ca Loducs.

L'eau ainsi condensée à l'intérieur de l'en-

ceinte de confinement 10 est collectée au-dessus des réservoirs 56 et drainée vers ces derniers par des

conduites de drainage 72 plongeant dans L'eau 58.

Par ailleurs, le refroidissement de l'eau 58 contenue dans chacun des réservoirs 56 peut aussi être assuré par des échangeurs de chaleur 74 immergés dans L'eau 58 De préférence, on utilisera également des échangeurs de cha Leur 74 immergés passifs, à caloducs

par exemple.

Bien entendu, les échangeurs de cha Leur 70

et 74 peuvent être remplacés par tous dispositifs équi-

va Lents, de préférence passifs, permettant d'évacuer hors de L'enceinte de confinement La puissance libérée pendant l'accident. La quantité d'eau 58 initialement stockée dans Les réservoirs 56 est déterminée afin d'assurer une

autonomie de fonctionnement du circuit passif de refroi-

dissement pendant une phase transitoire au cours de laquelle l'eau résultant de la condensation de la vapeur d'eau à l'intérieur de l'enceinte de confinement 10 n'a pas encore été collectée et drainée vers les réservoirs 56 Le débit total de l'eau de recondensation drainée vers les réservoirs 56 par les conduites de drainage 72 alimente ensuite Le circuit de refroidissement de manière continue, sans dénoyage des réservoirs 56 et sans désamorçage de La circulation naturelle dans le

circuit, pendant toutes les phases de l'accident jus-

qu'au confinement à long terme du corium ainsi récupéré.

Enfin, afin d'éviter que le dispositif dans son ensemble soit rendu inopérant par la chute d'un seul bloc du fond sphérique de la cuve 16 du réacteur, par

suite des effets thermomécaniques résultant de l'accumu-

lation en cet endroit d'une masse importante de corium en fusion, des dispositifs amortisseurs de chute 76 sont placés sur le fond du réceptacle 20, immédiatement en dessous de la cuve 16 Comme l'illustre en particulier la figure 3, ces dispositifs 76 sont répartis de façon symétrique autour de l'axe vertical de la cuve 2, de façon à répartir la charge sur le fond du réceptacle

, en cas de chute brutale du fond de la cuve 16 rem-

plie de corium fondu.

Chacun des dispositifs amortisseurs 76 peut notamment être constitué par un assemblage de tubes 78 (figure 2) aptes à s'écraser de manière progressive sous la charge Chaque assemblage repose sur une semelle 80 soudée directement sur la peau métallique d'étanchéité

24 du réceptacle 20.

La mise en oeuvre des moyens de récupération du coeur à l'état fondu qui viennent d'être décrits en

se référant aux figures 1 à 3 va à présent être expli-

quée en se référant successivement aux figures 4 A à 4 E. Auparavant, on rappellera brièvement en se référant aux figures 1 et 2 l'état présenté par les moyens de récupération du cour lorsque le réacteur fonctionne normalement Le coeur 18 est alors intact et la cuve 2 est remplie d'eau sous pression, de même que

l'ensemble du circuit primaire.

Les vannes 62 des tuyaux 60 d'alimentation

en eau de l'espace de refroidissement 40 sont alors fer-

mées et il n'y a pas d'eau dans cet espace 40, ni dans le réceptacle 20 Par ailleurs, les vannes 54 équipant les tuyaux de vidange 52 sont également fermées En outre, les conteneurs 26 sont vides et obturés par les

bouchons fusibles 32, étanches à l'eau.

Dans ces conditions de fonctionnement normal du réacteur, des passages (non représentés) permettent d'accéder à l'intérieur du réceptacle 20, pour inspecter l'état de ce réceptacle ou pour procéder à certaines opérations de maintenance ou de réparation de divers dispositifs placés entre la cuve 16 et le réceptacle 20. Comme l'illustre la figure 4 A, lorsqu'il se produit un accident de perte de réfrigérant primaire

susceptible de dégénérer ultérieurement en accident gra-

ve avec fusion du coeur, le système de dépressurisation automatique (non représenté) associé au circuit primaire du réacteur est automatiquement actionné, de façon à faire baisser la pression dans ce circuit La cuve 16 est alors partiellement vidée de son eau Cependant, Le coeur 18 est encore suffisamment refroidi pour que la température atteinte dans le combustible nucléaire

reste en dessous de La Limite de fusion.

La dépressurisation du circuit primaire a pour effet de répandre une partie de l'eau contenue dans ce

circuit à l'intérieur de L'enceinte de confinement 10.

Une partie de cette eau pénètre alors dans le réceptacle , puis se déverse dans l'espace de refroidissement lorsqu'elle atteint le niveau déterminé par les trop-pleins 46 Les siphons 50 sont automatiquement amorcés, de telle sorte que toute l'eau située au- dessus

de l'embouchure du siphon 50 plongeant dans le récepta-

cle 20 est vidangée dans l'espace de refroidissement L'eau atteint alors dans l'espace de refroidissement

40 un niveau Ni qui dépend de la quantité d'eau recueil-

lie dans Le réceptacle 20 Simultanément, la partie de l'eau qui s'est répandue dans l'enceinte en dehors du réceptacle 20, est drainée dans les réservoirs 56 dont le niveau augmente Au cas o ce niveau dépasserait celui des tuyaux horizontaux 64, l'eau se déverserait

également dans l'espace de refroidissement par ces der-

niers tuyaux et ferait augmenter le niveau Ni.

Dans un certain nombre de cas, les moyens de sauvegarde associés au réacteur permettent de refroidir le coeur 18 de celui-ci et de surmonter ainsi l'accident

de perte de réfrigérant primaire, sans autre conséquen-

ce Dans ce cas, la remise en état du réacteur comporte notamment une opération de vidange de l'eau accumulée dans l'espace de refroidissement 40 Cette opération est réalisée en pompant l'eau par les tuyaux de vidange

52, après avoir ouvert les vannes d'isolement 54.

Dans l'hypothèse inverse, o les moyens de sauvegarde associés au réacteur ne permettent pas de refroidir suffisamment le coeur 18, soit parce qu'ils sont indisponibles (perte d'alimentation électrique), soit parce qu'ils sont insuffisants pour assurer le renoyage et Le refroidissement du coeur, celui-ci commence à fondre Un système à alimentation électrique de secours autonome fournit alors un signal de détection de la fusion du coeur Ce signal est immédiatement

transmis aux vannes 62 afin d'en commander l'ouverture.

Cette ouverture est assurée de façon automatique par

un système à alimentation électrique autonome.

Comme l'illustre la figure 4 B, l'eau contenue dans les réservoirs 56 pénètre alors par gravité dans l'espace de refroidissement 40, en passant par les tuyaux d'alimentation 60 L'espace 40 est alors noyé jusqu'à un niveau N 2 supérieur à celui du haut des

conteneurs 26.

Le niveau N 2 dépend d'une part des sections,

des volumes, ainsi que des niveaux respectifs des réser-

voirs 56 et de l'espace de refroidissement 40 et, d'au-

tre part, du volume total d'eau disponible dans le cir-

cuit de refroidissement En prenant le volume total d'eau disponible comme la somme du volume initial de

l'eau contenue dans les réservoirs 56 et du volume maxi-

mum d'eau du circuit primaire qui peut être recueillie

à la fois dans l'espace de refroidissement 40 par vidan-

ge et dans les réservoirs 56 par drainage de l'eau après

un accident de perte totale de l'eau du circuit primai-

re, on peut fixer le niveau d'équilibre N 2 de manière à empêcher l'eau de pénétrer dans le réceptacle 20 Ce résultat est assuré en donnant au niveau N 2 une valeur inférieure à celle des extrémités des trop- pleins 46

débouchant dans le réceptacle 20 et des branches supé-

rieures horizontales 50 a des siphons 50 Dans le rkcep-

tacle 20, après vidange, l'eau reste alors au niveau

correspondant à l'embouchure des siphons 50.

La quantité résiduelle d'eau qui pourrait entrer en contact avec le corium sortant de la cuve 16 est donc limitée De plus, une partie de cette eau peut s'évaporer sous l'effet de l'échauffement du fond de la cuve 16 précédant l'écoulement du corium hors de

cette dernière Afin d'éviter une trop grande surpres-

sion qui pourrait résulter de l'évaporation de l'eau résiduelle, il est prévu d'utiliser les passages (non représentés), qui permettent habituellement d'accéder à l'intérieur du réceptacle 20, pour évacuer la vapeur produite Des passages supplémentaires (non représentés) sont prévus pour le cas o la capacité de décharge doit

être augmentée.

Sur la figure 4 C, on a illustré le cas o le corium 18 a a percé le fond de la cuve 16 en plusieurs points Le corium 18 a s'écoule alors dans le réceptacle 20 L'entrée en contact du corium 18 a avec la peau métallique 24 protégeant intérieurement le réceptacle détruit cette peau partiellement sans engendrer d'ef- fets nocifs, puisque le corium arrive ensuite en contact

avec les couches 22 de matériau réfractaire et chimique-20 ment inerte à son égard.

En revanche, les bouchons fusibles 32 jouent leur rôle et le corium pénètre dans les conteneurs 26,

dont les parois externes s'échauffent.

Sous l'effet de l'échauffement des parois externes des conteneurs 26, La température de l'eau alors contenue dans l'espace de refroidissement 40

s'élève, entrainant l'amorçage d'une circulation natu-

relle de l'eau, par thermosiphon, entre cet espace 40

et les réservoirs 56, par les tuyaux 60 et 64 La pré-

sence des moyens 36 promoteurs d'échanges de chaleur sur les parois externes des conteneurs 26 permet alors d'empêcher la formation d'un film de vapeur autour de

ces parois, qui aurait pour effet de dégrader les trans-

ferts de chaleur vers l'eau de refroidissement.

Lorsque la circulation naturelle est établie, l'eau de refroidissement sort à l'état diphasique des tuyaux 64 dans les réservoirs 56 La partie de la vapeur produite qui n'est pas immédiatement recondensée dans

les réservoirs 56 est dispersée à l'intérieur de l'en-

ceinte de confinement 10, o elle est recondensée par les puits de chaleur constitués par les surfaces froides

existantes 68, éventuellement complétées par les échan-

geurs de chaleur 70 ou par tout moyen équivalent L'eau de condensation ainsi obtenue est collectée et ramenée dans les réservoirs 56 par les conduites de drainage 72 Le refroidissement de l'eau dans les réservoirs 56, qui assure l'entretien de la circulation naturelle et, par conséquent, le refroidissement du corium contenu dans les conteneurs 26, est éventuellement complété par

les échangeurs 74.

La figure 4 D illustre une situation comparable à celle de la figure 4 C, dans le cas o le percement

du fond de la cuve 16 par le corium 18 a n'a pas lieu.

Le fond 16 a de la cuve 16 se détache alors d'un bloc et chute sur les dispositifs amortisseurs 76, avec le

corium qu'il contient Grâce aux dispositifs amortis-

seurs, les éléments constitutifs des moyens de récupéra-

tion du coeur restent intacts et l'efficacité du refroi-

dissement est assurée de la même manière que dans le cas de la figure 4 C. Enfin, la figure 4 E illustre l'état final du réacteur, dans lequel le corium 18 a a été récupéré et confiné en totalité dans les conteneurs 26 et refroidi à long terme par le circuit passif de refroidissement

comprenant l'espace de refroidissement 40, les réser-

voirs 56, et les conduites 60 et 64 qui les relient.

Sur la figures 5, on a représenté un deuxième

mode de réalisation de l'invention qui se distingue es-

sentiellement du précédent par le fait qu'au lieu d'être répartis en couronne autour d'une protubérance 12 a du radier 12, les conteneurs 26 sont répartis sur toute la section du fond du réceptacle 20 Pour un même nombre de conteneurs 26 et une même capacité de chacun d'entre eux, ce mode de réalisation permet soit de réduire les dimensions radiales de l'ensemble du dispositif de récu- pération du coeur à l'état fondu, afin de l'adapter à

l'architecture du puits de cuve 14, soit d'augmenter l'espace entre les conteneurs 56, afin de faciliter l'écoulement de l'eau de refroidissement Bien entendu,10 ces deux avantages peuvent également être cumulés.

Le fond 20 b du réceptacle 20 a alors la forme d'un cône renversé, ce qui permet aux bulles de vapeur produites par l'ébullition de l'eau dans l'espace 40 de migrer du centre vers l'extérieur Ce fond 20 b est15 constitué par un coffrage métallique dans lequel on a coulé du béton anhydre et réfractaire La formation

d'une poche de vapeur en dessous de ce fond, qui pour-

rait conduire à un assèchement local de ce dernier, est

ainsi empêchée.

Par ailleurs, la peau métallique d'étanchéité 24 qui constitue le revêtement intérieur du réceptacle

présente un fond plan et horizontal.

Pour faciliter le refroidissement des conte- neurs 56 situés au centre, les tuyaux d'alimentation 60 débouchent avantageusement le plus près possible de

la partie centrale de l'espace 40.

Les autres caractéristiques du dispositif de récupération du coeur fondu ainsi que le fonctionnement de ce dispositif sont par ailleurs identiques à ceux

du premier mode de réalisation décrit précédemment.

Sur la figure 6, on a représenté un troisième mode de réalisation de l'invention, qui se distingue essentiellement du deuxième mode de réalisation qui vient d'être décrit en se référant à la figure 5, par le fait qu'au lieu d'être qupporté directement par des supports reposant sur le radier 12, les conteneurs 26

sont suspendus directement au fond 20 b du réceptacle 20.

Afin qu'il puisse supporter le poids des conteneurs 26 lorsque ces derniers sont remplis de corium, le fond 20 b du réceptacle 20 est alors de plus forte épaisseur Ce fond peut notamment être constitué par un coffrage métallique dans lequel a été coulé du

béton anhydre et réfractaire.

Dans ce troisième mode de réalisation de l'in-

vention, les conteneurs 26 sont logés dans des alvéoles verticales 82 formées dans un assemblage constitué de plaques de béton 84 et 86 empilées de façon alternée

et reposant sur le radier 12 Les plaques 84 sont sim-

plement percées de trous aux endroits correspondant aux alvéoles 80 Les plaques 86 possèdent les mêmes trous ainsi que des passages 88 par lesquels les alvéoles 82 communiquent entre elles Ces passages 88 permettent des débits transverses d'eau et améliorent ainsi le refroidissement L'insertion des conteneurs 26 dans les

alvéoles 82 permet de supprimer les grilles 44.

Des équerres 90 et des plots 91 sont fixés

à la partie supérieure de cet assemblage, afin de sup-

porter directement le fond 20 b du réceptacle 20.

Dans ce troisième mode de réalisation de l'in-

vention, les autres caractéristiques du dispositif de rêcupération du coeur fondu ainsi que le fonctionnement de ce dispositif sont identiques à ceux du premier mode

de réalisation décrit précédemment en détail.

Bien entendu, l'invention n'est pas limitée aux modes de réalisation qui viennent d'être décrits

à titre d'exemples, mais en couvre toutes les variantes.

Ainsi, si les trois modes de réalisation décrits concer-

nent un réacteur nucléaire à eau sous pression, le

dispositif de récupération du coeur fondu selon l'inven-

tion peut aussi être utilisé dans un réacteur à eau bouillante.

Claims (18)

REVENDICATIONS

1 Réacteur nucléaire comprenant une enceinte de confinement ( 10), un circuit primaire totalement enfermé dans ladite enceinte et contenant de l'eau sous pression, ce circuit primaire comportant une cuve ( 16) dans laquelle est placé un coeur ( 18) et des moyens de récupération du coeur, en cas de fusion de ce dernier, caractérisé par le fait que les moyens de récupération du coeur comprennent: un réceptacle ( 20) entourant au moins une partie inférieure de la cuve; des conteneurs ( 26) placés en dessous du réceptacle et séparés de ce dernier par des bouchons fusibles; un espace de refroidissement ( 40) entourant les conteneurs; des moyens de vidange passifs ( 46, 50) du réceptacle dans l'espace de refroidissement; au moins un réservoir ( 56) de stockage d'eau de refroidissement ( 58) situé à un niveau supérieur à celui de l'espace de refroidissement; et des moyens ( 60, 62, 64) pour établir une circulation en convection naturelle entre le réservoir

et l'espace de refroidissement.

2 Réacteur nucléaire selon la revendication

1, caractérisé par le fait que des moyens ( 76) amortis-

seurs de chute sont placés dans le réceptacle, en des-

sous de la cuve.

3 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque

des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que le réceptacle ( 20) est revêtu intérieurement d'au

moins une couche de matériau ( 22) réfractaire et chimi-

quement inerte vis-à-vis des matériaux formant le coeur

fondu, recouverte d'une peau d'étanchéité ( 24).

4 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque

des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que les conteneurs ( 26) sont revêtus intérieurement d'au

moins une couche de matériau ( 28) réfractaire et chimi-

quement inerte vis-à-vis des matériaux formant Le coeur fondu. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque

des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que les conteneurs ( 26) comportent extérieurement des

moyens ( 36) promoteurs d'échange de chaleur.

6 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque

des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que la hauteur des conteneurs ( 26) est au moins égale au diamètre équivalent de leur section droite moyenne, défini comme le diamètre d'un cercle de surface égale

à celle de la section droite moyenne du conteneur.

7 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque

des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que les moyens de vidange passifs comprennent au moins

un trop-plein ( 46) et au moins un siphon ( 50).

8 Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé par le fait que l'extrémité du trop-plein

( 46) débouchant dans le réceptacle ( 20) est protégée par un bouclier thermo-mécanique ( 48).

9 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque

des revendications 7 et 8, caractérisé par le fait que

l'extrémité du trop-plein ( 46) débouchant dans le récep-

tacle ( 20) et une branche supérieure du siphon ( 50) sont situées à des niveaux supérieurs au niveau de l'eau de

refroidissement dans le réservoir de stockage ( 56).

10 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que les moyens pour établir une circulation en convec- tion naturelle comprennent au moins un tuyau d'alimenta- tion ( 60) reliant le fond du réservoir de stockage ( 56)35 au fond de l'espace de refroidissement ( 40), un moyen d'isolement ( 62) normalement fermé placé dans ce tuyau d'alimentation, et au moins un tuyau de retour d'eau ( 64) reliant l'espace de refroidissement au réservoir de stockage, à un niveau supérieur au niveau d'entrée des conteneurs ( 26). 11 Réacteur nucléaire selon la revendication , caractérisé par le fait qu'il comprend des moyens de détection d'une fusion du cour, aptes à émettre un

signal de commande d'ouverture automatique de moyen10 d'isolement ( 62).

12 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que chaque réservoir ( 56) débouche dans l'enceinte de confinement ( 10) par au moins une ouverture ( 66) formée15 au-dessus du niveau de l'eau de refroidissement dans ce réservoir.

13 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que des moyens de refroidissement ( 70, 74) de l'eau de20 refroidissement sont placés dans l'enceinte de confine- ment ( 10).

14 Réacteur nucléaire selon la revendication 13, caractérisé par le fait que les moyens de refroidis- sement comprennent des moyens de condensation ( 70) de

vapeur d'eau, placés au-dessus de chaque réservoir ( 56).

Réacteur nucléaire selon la revendication 14, caractérisé par le fait que l'enceinte de confine- ment ( 10) débouche dans chaque réservoir ( 56) par au

moins une conduite de drainage ( 72) d'eau de condensa-30 tion.

16 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 13 à 15, caractérisé par le fait que

les moyens de refroidissement comprennent des moyens d'évacuation de chaleur ( 74) placés dans chaque réser-35 voir ( 56).

17 Réacteur nucléaire selon L'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait

qu'au moins un tuyau de vidange ( 52), équipé d'un moyen d'isolement ( 54) normalement fermé, débouche dans le 5 fond de l'espace de refroidissement ( 40).

18 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que les conteneurs ( 26) présentent un volume intérieur total au moins égal au volume du cour de corium résul-10 tant de la fusion totale du coeur.

19 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait

que Les conteneurs ( 26) reposent sur le fond de l'espace de confinement ( 40) par des supports ( 42) et sont main-15 tenus latéralement à l'intérieur de cet espace par des grilles d'espacement ( 44).

Réacteur nucléaire selon la revendication 19, caractérisé par le fait que le réceptacle ( 20) comporte un fond pourvu d'une partie centrale ( 20 a) inclinée radialement vers l'extérieur, située sous la cuve du réacteur, les conteneurs ( 26) étant disposés en couronne, en dessous d'une partie périphérique du fond du réceptacle entourant ladite partie centrale. 21 Réacteur nucléaire selon la revendication

20, caractérisé par le fait qu'un matériau thermiquement conducteur ( 38) est placé en dessous de la partie cen-

trale du fond du réceptacle ( 20) et se prolonge dans une zone périphérique adjacente à une partie supérieure de l'espace de refroidissement.30 22 Réacteur nucléaire selon la revendication 18, caractérisé par le fait que le réceptacle ( 20) comporte un fond ( 20 b) en forme de cône renversé, en

dessous duquel sont régulièrement répartis les conte- neurs ( 26).

23 Réacteur nucléaire selon la revendication 22, caractérisé par le fait que le fond ( 20 b) du récep- tacle ( 20), en forme de cône renversé, est constitué

par un coffrage métallique dans lequel on a coulé du béton anhydre et réfractaire.5 24 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 18, caractérisé par le fait que

les conteneurs ( 26) sont suspendus au fond du réceptacle ( 20 b).

Réacteur nucléaire selon la revendication 24, caractérisé par le fait que les conteneurs ( 26) sont logés dans des alvéoles ( 82) formées dans une structure ( 84, 86) placée dans l'espace de refroidissement ( 40) et dans laquelle sont ménagés des passages inter-alvéoles ( 88).15 26 Réacteur nucléaire selon la revendication , caractérisé par le fait que ladite structure comprend un empilement de plaques de béton ( 84, 86) de

deux types différentes, disposées de façon alternée, lesdits passages ( 88) étant formés dans l'un ( 86) des20 types de plaques, alors que toutes les plaques compor- tent des trous formant lesdites alvéoles ( 82).

27 Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 25 et 26, caractérisé par le fait

que ladite structure est munie de pièces d'appui25 ( 90,91), fixée sur sa face supérieure, en vue de suppor- ter le fond ( 20 b) du réceptacle ( 20).

a