FR2718879A1 - Procédé de refroidissement du cÓoeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pendant un arrêt à froid et circuit primaire pour la mise en Óoeuvre du procédé de refroidissement. - Google Patents

Abstract

On réalise le refroidissement du cœur (9') du réacteur par circulation d'eau à niveau constant dans le circuit primaire. Le niveau de l'eau est réglé dans le circuit primaire (2'), de manière telle que les canalisations (3', 4') du circuit primaire (2') soient entièrement remplies d'eau. On effectue un balayage de la partie supérieure du circuit primaire (2') au-dessus du niveau d'eau (18') et des interventions dans la boîte à eau (8') du générateur de vapeur (6'). Le générateur de vapeur (6') est surélevé de manière que la partie inférieure du fond de la boîte à eau (8') soit sensiblement au-dessus du niveau supérieur des canalisations (3', 4').

Description

L'invention concerne un procédé de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pendant un arrêt à froid et un circuit primaire pour la mise en oeuvre du procédé de l'invention.

Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent une cuve renfermant le coeur du réacteur et un circuit primaire ayant au moins deux boucles comprenant chacune au moins un générateur de vapeur, une pompe et des canalisations de liaison. Les canalisations de liaison mettent en communication la partie primaire des générateurs de vapeur comportant la boîte à eau de ces générateurs de vapeur et la pompe avec le volume interne de la cuve.

Les canalisations du circuit primaire qui relient le volume intérieur de la cuve à la boîte à eau du générateur de vapeur et dans lesquelles circule l'eau échauffée au contact du coeur sont appelées branches chaudes du circuit primaire.

Les canalisations reliant le volume interne de la cuve à la pompe sont appelées branches froides. Dans chaque boucle, une branche intermédiaire reliant la boîte à eau du générateur de vapeur à la pompe permet d'assurer la récupération de l'eau sous pression ayant circulé dans le générateur de vapeur et son retour dans le volume interne de la cuve, par l'intermédiaire de la branche froide.

Pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, de l'eau à une température voisine de 315ex et à une pression de l'ordre de 155 bars constituant le fluide de refroidissement du réacteur circule dans le circuit primaire et dans la cuve, de manière à assurer le refroidissement des assemblages du coeur à l'intérieur de la cuve et l'échauffement et la vaporisation d'eau d'alimentation à l'intérieur des générateurs de vapeur.

I1 est nécessaire d'effectuer périodiquement des arrêts du réacteur nucléaire, par exemple pour rechargement du coeur avec des assemblages combustibles ou pour effectuer certaines opérations d'entretien ou de réparation des composants du réacteur.

L'arrêt du réacteur est obtenu en plaçant des grappes de commande et d'arrêt absorbant les neutrons dans leur position d'insertion maximale dans le coeur du réacteur. On effectue ensuite la dépressurisation et le refroidissement du circuit primaire, jusqu'au moment où la pression de l'eau de refroidissement contenue dans le circuit primaire est voisine de la pression atmosphérique.

Le réacteur nucléaire est alors dans une situation appelée arrêt à froid.

Pendant toute la phase d'arrêt du réacteur appelée arrêt à froid, il est nécessaire de faire circuler de l'eau de refroidissement au contact du coeur du réacteur, de manière à évacuer la chaleur produite par le coeur qui présente une certaine activité résiduelle. De l'eau de refroidissement est mise en circulation dans le circuit primaire et dans la cuve, gracie à un circuit auxiliaire appelé circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA) qui comporte des pompes de circulation et des échangeurs de chaleur assurant le refroidissement de l'eau.

Pour procéder à certaines interventions sur le circuit primaire ou dans la cuve du réacteur, par exemple pour réaliser des opérations d'inspection ou des travaux sur les générateurs de vapeur, les pompes primaires, les tuyauteries ou l'instrumentation, il peut être nécessaire de vidanger partiellement le circuit primaire alors qu'il se trouve dans une situation d'arrêt à froid.

La vidange du circuit primaire est réalisée de manière que le niveau supérieur de l'eau dans le circuit primaire s'établisse et soit maintenu en-dessous de cer tains éléments caractéristiques de la cuve et du circuit primaire du réacteur, en fonction de l'intervention à réaliser. Le circuit primaire renferme à la fois de l'eau jusqu'au niveau déterminé et maintenu constant et de l'air surmontant le niveau supérieur de l'eau et remplissant la partie supérieure des éléments du circuit primaire.

Le refroidissement du coeur est alors assuré en faisant circuler l'eau à niveau constant à l'intérieur du circuit primaire.

Dans certains cas, le niveau de l'eau dans le circuit primaire doit être abaissé jusqu'au plan médian des tuyauteries constituant les branches chaudes et les branches froides du circuit primaire qui sont dans une disposition horizontale. Les branches chaudes et les branches froides du circuit primaire contiennent donc à la fois de l'eau jusqu'à leur plan médian et de l'air surmontant la couche d'eau.

La circulation de l'eau de refroidissement du coeur dans le circuit primaire est assurée par le circuit
RRA qui comporte des tuyauteries de prélèvement et d'aspiration reliées par des piquages à la partie inférieure de branches chaudes du circuit primaire et des tuyauteries de refoulement qui sont reliées par des piquages à la partie supérieure de branches froides du circuit primaire.

Par exemple, pour un réacteur à quatre boucles, on utilise deux piquages à l'aspiration, sur deux branches chaudes de deux boucles du circuit primaire et deux piquages pour le refoulement sur les branches froides des deux autres boucles du circuit primaire.

Les pompes du circuit RRA assurant l'aspiration du fluide primaire dans les branches chaudes sont situées en-dessous des branches chaudes dans lesquelles on réalise le prélèvement d'eau de refroidissement.

Dans le cas où les branches chaudes renferment de l'eau jusqu'à leur plan médian et de l'air au-dessus de ce niveau, il existe un risque de formation d'un vortex ou tourbillon dans la partie d'aspiration d'une ou de plusieurs pompes du circuit RRA. I1 peut en résulter un désamorçage de la pompe et donc une perte de la fonction d'aspiration du fluide primaire ou même une détérioration d'une ou plusieurs pompes telle que le circuit RRA ne puisse plus assurer une circulation continue de l'eau dans le circuit primaire et donc le refroidissement du coeur.

Il est bien évident qu'il faut éviter tout risque relatif à un refroidissement insuffisant ou à un manque de refroidissement du coeur pendant un arrêt à froid.

On a donc prévu, dans les phases où il est nécessaire de baisser le niveau de l'eau de refroidissement jusqu'au plan médian des branches du circuit primaire, de mettre en place des procédures particulières et d'exercer une surveillance accrue, pendant toute la durée de ces phases.

Par exemple, on a proposé dans la demande de brevet FR-A-91-04728 déposée par la Société FRAMATOME, un dispositif de vidange du circuit primaire à sécurité intrinsèque de niveau bas permettant d'assurer un fonctionnement satisfaisant des pompes du circuit RRA.

I1 est également nécessaire, pour éviter tout risque pendant un arrêt à froid avec baisse du niveau d'eau dans le circuit primaire, d'avoir à disposition un système de sauvegarde supplémentaire, en plus du système de refroidissement RRA. En outre, il faut obtenir l'accord des autorités de sûreté responsables, à divers stades de la procédure.

I1 en résulte une augmentation des délais au cours de l'arrêt à froid du réacteur nucléaire et donc une augmentation du coût des opérations effectuées pendant l'arrêt à froid.

On a estimé jusqu'ici que le délai supplémentaire occasionné par la prise de mesures de sûreté particulière pouvait être de l'ordre de trois jours, lors d'une opération de rechargement du coeur d'un réacteur.

Dans le cadre des procédures mises en oeuvre à l'heure actuelle, lors d'un arrêt à froid d'un réacteur nucléaire, on est amené à baisser et à régler le niveau de l'eau dans le circuit primaire dans le plan médian des branches, principalement lors de deux phases de l'arrêt à froid, au cours desquelles on réalise une des deux opérations suivantes : évacuation des gaz de fission du circuit primaire, intervention dans la boite à eau d'un générateur de vapeur.

Lors d'un arrêt à froid par exemple pour rechargement du coeur du réacteur, on réalise l'ouverture du couvercle de la cuve, de manière à accéder au coeur du réacteur pour le remplacement d'une partie des assemblages du coeur.

Avant de réaliser l'ouverture du couvercle de la cuve, pour éviter d'exposer les opérateurs et l'environnement à des radiations dangereuses, il est nécessaire d'évacuer les gaz provenant des produits de fission du réacteur nucléaire, tels que le xénon 133 et l'iode 131.

L'évacuation de ces gaz radio-actifs est réalisée par balayage, en faisant circuler de l'air dans le circuit primaire, au-dessus du niveau de l'eau de refroidissement.

Après avoir fait descendre le niveau de l'eau dans le circuit primaire jusqu'au plan médian des branches du circuit primaire, on injecte de l'air dans le circuit primaire par l'évent du pressuriseur constituant l'un des éléments du circuit primaire communiquant avec une branche chaude.

L'air injecté diffuse dans toutes les parties du circuit primaire situées au-dessus du niveau d'eau de refroidissement, c'est-à-dire dans le pressuriseur, dans les branches chaudes et froides, dans le générateur de vapeur, dans la partie supérieure de la volute de pompe et dans la partie supérieure de la cuve. L'air chargé des gaz de fission à évacuer est généralement soutiré par l'évent de la cuve du réacteur.

Du fait de la position du niveau de l'eau, les parties en air des différents éléments du circuit primaire communiquent l'une avec l'autre par une couche continue d'air. On peut ainsi réaliser un balayage de toutes les parties du circuit primaire.

Cependant, on a observé une circulation préférentielle entre le pressuriseur et la cuve, les autres points hauts du circuit et notamment la partie supérieure des tubes du faisceau du générateur de vapeur n'étant pas balayés de manière efficace. Le temps de balayage nécessaire peut donc être long.

Après avoir réalisé l'élimination des gaz de fission par éventage du circuit primaire, cette opération étant toujours nécessaire dans le cas d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire, on peut réaliser une intervention dans la boîte à eau du générateur de vapeur, par exemple pour effectuer des contrôles ou des réparations, en faisant pénétrer un opérateur ou un outillage commandé à distance à l'intérieur de la boite à eau. On dispose des tapes de protection dans les parties d'entrée des tuyauteries primaires reliés à la boîte à eau. Cependant, le niveau d'eau doit être suffisamment bas pour qu'il reste constamment en-dessous des boîtes à eau, ce qui nécessite une vidange partielle des tuyauteries primaires, jusqu'à un niveau aussi bas que le plan médian de ces tuyauteries.

I1 peut en résulter, comme indiqué plus haut, des incidents ou des interruptions relatifs à la fonction de refroidissement du circuit primaire.

En outre, de manière à permettre le balayage de tout le circuit primaire et à éviter toute entrée d'eau dans les botes à eau des générateurs de vapeur pendant une intervention, on n'a jamais cru possible jusqu'ici de réaliser l'ensemble des interventions sur le circuit primaire d'un réacteur nucléaire lors d'un arrêt à froid, sans vidanger partiellement les branches du circuit primaire.

Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de refroidissement, pendant un arrêt à froid, du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, comportant une cuve renfermant le coeur du réacteur et un circuit primaire comprenant des tuyauteries, appelées branches chaudes et branches froides en communication avec le volume interne de la cuve, sur lequel est placé au moins un générateur de vapeur ayant une boîte à eau reliée à deux branches du circuit primaire et qui contient à la fois de l'eau jusqu'à un niveau constant et de l'air audessus du niveau de l'eau, pendant l'arrêt à froid du réacteur nucléaire au cours duquel on réalise différentes interventions dans le circuit primaire du réacteur, l'une au moins de ces interventions étant effectuée dans la boîte à eau d'un générateur de vapeur et une autre de ces interventions consistant en un balayage de gaz radio-actif du circuit primaire au-dessus du niveau de liteau, le refroidissement étant réalisé par circulation de l'eau à niveau constant dans le circuit primaire, ce procédé permettant d'éviter tout risque d'interruption du refroidissement du coeur pendant l'arrêt à froid et tout risque de détérioration d'une pompe d'un circuit de refroidissement à l'arrêt.

Dans ce but, pendant toutes les interventions dans le circuit primaire, lors de l'arrêt à froid, le niveau de l'eau est réglé dans le circuit primaire, de manière telle que les branches chaudes et les branches froides du circuit primaire soient entièrement remplies d'eau.

L'invention est également relative à un circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pour la mise en oeuvre du procédé suivant l'invention.

Le circuit primaire comporte en particulier un générateur de vapeur dont la partie inférieure de la boîte à eau est surélevée et des conduits et évents permettant de réaliser séparément le balayage des différents éléments du circuit primaire contenant du gaz au-dessus du niveau de l'eau de refroidissement.

Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, un circuit primaire suivant l'art antérieur et de manière comparative un circuit primaire selon l'invention dans lequel peut être mis en oeuvre le procédé de refroidissement selon l'invention.

La figure 1 est une vue en élévation et en coupe partielle d'un circuit primaire selon l'art antérieur développé suivant la direction horizontale des branches de circulation de l'eau de refroidissement.

La figure 2 est une vue analogue à la vue de la figure 1 montrant un circuit primaire de réacteur nucléaire à eau sous pression selon l'invention.

La figure 3 est une vue de dessus du circuit primaire d'un réacteur nucléaire tel que représenté sur les figures 1 et 2.

La figure 4 est une vue à plus grande échelle du détail 4 de la figure 2.

Sur la figure 1, on voit la cuve 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et une boucle 2 du circuit primaire qui a été représentée de manière développée suivant l'axe horizontal des tuyauteries constituant les branches 3, 4 et 5 de la boucle 2.

Comme il est visible sur la figure 3, le réacteur nucléaire comporte quatre boucles 2a, 2b, 2c et 2d réparties autour de la cuve 1 et comportant chacune trois branches telles que 3a, 4a et 5a (boucle 2a) analogues aux branches 3, 4 et 5 de la boucle 2 représentée sur la figure 1.

Sur chacune des boucles du circuit primaire telle que la boucle 2 représentée sur la figure 1 sont disposés un générateur de vapeur 6 et une pompe primaire 7.

La tuyauterie 3 du circuit primaire est soudée, à l'une de ses extrémités, sur un piquage traversant la paroi de la cuve 1 et à son autre extrémité à un piquage traversant la paroi de la boîte à eau 8 de forme hémisphérique du générateur de vapeur 6.

La tuyauterie 3 qui constitue la branche chaude de la boucle 2 du circuit primaire assure la jonction entre la cuve 1 et le compartiment d'entrée de la boîte à eau 8 du générateur de vapeur, de manière que 1 'eau sous pression échauffée au contact du coeur 9 disposé à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire puisse être transmise à la partie d'entrée de la boîte à eau 8 pour être distribuée dans les tubes du faisceau 10 du générateur de vapeur. L'eau sous pression circule à l'intérieur des tubes du faisceau 10 du générateur de vapeur et assure à travers la paroi des tubes, l'échauffement et la vaporisation d'eau alimentaire introduite dans l'enveloppe du générateur de vapeur 6, par une tubulure 11.

L'eau sous pression ayant circulé à l'intérieur des tubes 10 du faisceau qui a subi un certain refroidissement est récupérée dans le compartiment de sortie de la boîte à eau 8 du générateur de vapeur pour être reprise par une tuyauterie 5 joignant le compartiment de sortie de la boîte à eau 8 à la pompe primaire 7 assurant la circulation de l'eau primaire sous pression dans le circuit primaire. La tuyauterie 5 constitue la branche intermédiaire de la boucle 2 du circuit primaire.

La tuyauterie 4 du circuit primaire qui assure la jonction entre la pompe primaire 7 et la cuve 1 du réacteur nucléaire est appelée branche froide. L'eau sous pression refroidie dans le générateur de vapeur est renvoyée, par la branche froide 4, dans la cuve du réacteur nucléaire pour assurer le refroidissement du coeur 9.

Sur la figure 3, on a représenté les différents éléments (branche chaude, branche froide, branche intermédiaire, générateur de vapeur et pompe primaire), ces éléments étant désignés par les mêmes repères que les éléments représentés sur la figure 1 avec un indice indiquant la boucle à laquelle appartient l'élément.

Par exemple, le générateur de vapeur et la pompe primaire de la boucle 2a sont désignés respectivement par les repères 6a et 7a.

Le circuit primaire comporte de plus un pressuriseur 12 comportant une enveloppe de forme générale cylindrique et des éléments chauffants qui est relié par une conduite 13 à l'une des branches chaudes de l'une des boucles du circuit primaire.

Comme il est visible sur la figure 3, la conduite 13 du pressuriseur 12 est reliée à la branche chaude 3a de la boucle 2a.

Le pressuriseur 12 permet de maintenir l'eau de refroidissement à l'intérieur du circuit primaire, à haute pression et à haute température, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire.

En fonctionnement normal, l'eau de refroidissement du circuit primaire du réacteur est à une température de 315C et à une pression de 155 bars.

Lorsqu'on réalise un arrêt du réacteur nucléaire, par exemple pour rechargement et réparation, dans un premier temps, on introduit en position d'insertion maxi male dans le coeur 9 contenu dans la cuve 1, des barres de commande en un matériau absorbant fortement les neutrons.

On stoppe ainsi les réactions nucléaires à l'intérieur du coeur et l'échauffement du coeur dû à ces réactions neutroniques.

Une partie de la chaleur du réacteur nucléaire est évacuée par les générateurs de vapeur 6.

Lorsque la pression et la température du réacteur nucléaire ont été suffisamment abaissées, on met en fonctionnement le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA).

Le circuit RRA réalise l'aspiration et le prélèvement d'eau primaire dans le circuit primaire du réacteur nucléaire, la mise en circulation de cette eau primaire à travers des échangeurs de chaleur pour son refroidissement et des conduites de réinjection de l'eau primaire refroidie dans le circuit primaire.

Les conduites de prélèvement d'eau primaire, telles que la conduite 14 représentée sur la figure 1, sont connectées chacune à la partie inférieure d'une branche chaude telle que 3 d'une boucle 2 du circuit primaire, par l'intermédiaire d'un piquage.

Sur la figure 3, on a représenté les piquages 15b et 15c de prélèvement d'eau primaire par le circuit
RRA, à l'intérieur des boucles 2b et 2c du circuit primaire du réacteur, par l'intermédiaire des branches chaudes 3b et 3c.

On a également représenté les piquages 16a et 16d assurant la liaison des conduites de réinjection du circuit RRA avec les branches froides des boucles 2a et 2d (respectivement 4a et 4d).

Dans le cas du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à quatre boucles, tel que représenté sur la figure 3, l'eau de refroidissement du circuit primaire est prélevée dans les branches chaudes des boucles 2b et 2c et réinjectée après refroidissement dans les branches froides des boucles 2a et 2d.

La circulation de l'eau de refroidissement du réacteur dans le circuit de refroidissement RRA permet d'abaisser la température de l'eau du circuit primaire du réacteur jusqu'à une température voisine de la température du milieu ambiant du réacteur nucléaire qui constitue la température du réacteur à l'arrêt.

Après que la température du fluide de refroidissement du réacteur ait atteint son palier bas, on continue à faire circuler de l'eau de refroidissement prélevée dans le circuit primaire, à l'intérieur du circuit de refroidissement RRA, de manière à évacuer la chaleur résiduelle du coeur 9 qui a été activé pendant la période de fonctionnement du réacteur nucléaire.

Les arrêts à froid du réacteur nucléaire sont programmés pour réaliser des opérations de rechargement du coeur et de contrôle et de réparation des composants du circuit primaire.

Avant d'entreprendre les opérations de rechargement du coeur 9 contenu dans la cuve 1 du réacteur, il est nécessaire d'ouvrir le couvercle la de la cuve 1, ce qui ne peut être fait qu'après dépressurisation complète, refroidissement du réacteur nucléaire et après une évacuation des gaz de fission contenus dans le circuit primaire du réacteur.

En effet, les réactions de fission dans le coeur 9 produisent des éléments radio-actifs tels que le xénon 133 et l'iode 131 qui peuvent se présenter sous forme gazeuse.

Les gaz radio-actifs viennent s'accumuler dans les parties hautes des compartiments primaires des éléments du réacteur nucléaire et en particulier dans la partie supérieure du pressuriseur, dans le plénum supé rieur de la cuve sous le couvercle la et dans la partie supérieure de la volute de la pompe.

L'évacuation des gaz radio-actifs du circuit primaire est réalisée par balayage des parties en gaz du circuit primaire par un courant d'air, cette opération étant appelée opération d'éventage.

Pour réaliser cette opération, on abaisse le niveau de l'eau à l'intérieur du circuit primaire, de manière que ce niveau se situe dans le plan médian des tuyauteries primaires constituant les branches chaudes et froides.

En effet, comme il est visible sur la figure 1, les branches chaudes telles que 3 et les branches froides telles que 4 sont constituées par des tuyauteries horizontales dont les axes se trouvent dans un même plan horizontal de trace 18 sur la figure 1. Le plan de trace 18 constitue le plan médian des branches 3 et 4 de la boucle 2 du réacteur nucléaire.

Comme il est visible sur la figure 1, lorsque le niveau supérieur de l'eau dans le circuit primaire est établi dans le plan médian 18 des canalisation 3 et 4, la partie du circuit primaire située au-dessus du plan 18 est remplie par des gaz constitués principalement par de l'air et des gaz de fission.

La partie supérieure du circuit primaire qui est remplie par une masse gazeuse comporte en particulier la partie supérieure 19 du volume interne de la cuve, la partie supérieure 20 de la volute de la pompe primaire 7, la boite à eau 8, le faisceau de tubes 10 du générateur de vapeur 6 et le volume intérieur du pressuriseur 12.

L'éventage du circuit primaire pour éliminer les gaz de fission est réalisé en insufflant de l'air dans le pressuriseur 12, par l'intermédiaire de son évent supérieur 21.

L'air de balayage circule à l'intérieur de l'enveloppe du pressuriseur 12, dans la conduite 13 du pressuriseur, dans la partie supérieure de la branche chaude 3, au-dessus du niveau d'eau 18, dans la boite à eau 8 et dans le faisceau 10 du générateur de vapeur 6, dans la partie supérieure 20 de la volute de la pompe 7, dans la partie supérieure de la branche froide 4, audessus du niveau 18 et dans la partie supérieure 19 du volume interne de la cuve.

L'air de balayage chargé en gaz de fission évacués est soutiré par l'évent de la cuve 1.

Les gaz de fission sont généralement des gaz lourds qui ont tendance à se rassembler à la partie inférieure de la zone en gaz du circuit primaire, au voisinage du niveau supérieur 18 de l'eau dans le circuit primaire.

Pendant le balayage par l'air d'éventage, il se produit une circulation préférentielle à partir du pressuriseur vers la cuve du réacteur nucléaire, à l'intérieur de la branche chaude 3. Il en résulte que le balayage de certaines parties du circuit primaire et en particulier de la partie supérieure des tubes du faisceau 10 du générateur de vapeur n'est pas réalisé de manière efficace.

Après qu'on ait réalisé un balayage des gaz de fission à l'intérieur du circuit primaire, il est possible d'ouvrir le couvercle la de la cuve 1, pour accéder aux assemblages du coeur 9 contenu dans la cuve 1.

I1 est également possible d'effectuer des opérations de contrôle, d'entretien ou de réparation depuis l'intérieur de la boîte à eau 8 du générateur de vapeur.

En effet, la bote à eau 8 est accessible par des trous d'homme permettant le passage d'un opérateur ou d'un outillage télécommandé.

On peut ainsi réaliser par exemple, par le dessous de la plaque tubulaire délimitant la bote à eau 8 à sa partie supérieure dans laquelle sont fixés les tubes du faisceau 10 du générateur de vapeur, des opérations telles que des opérations de contrôle, de bouchage ou de réparation des tubes du faisceau 10.

Bien entendu, pour réaliser de telles opérations à l'intérieur de la boite à eau 8 du générateur de vapeur, il est nécessaire que le niveau supérieur 18 de l'eau dans le circuit primaire se trouve sensiblement en-dessous du fond inférieur hémisphérique délimitant la boîte à eau 8 du générateur de vapeur 6.

Pour effectuer ces interventions et réparations dans la boîte à eau du générateur de vapeur, on fixe donc le niveau de l'eau dans le circuit primaire, dans le plan médian des branches 3 et 4, ce niveau constituant le niveau le plus bas utilisé lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire.

Du fait qu'il est nécessaire de maintenir une circulation d'eau continue dans le circuit primaire et dans le circuit RRA pour assurer le refroidissement du coeur, pendant toute la durée de l'arrêt à froid, on doit maintenir constamment une hauteur d'eau suffisante à l'intérieur des branches telles que 3 et 4 des boucles du circuit primaire.

Les pompes du circuit RRA qui permettent l'aspiration de l'eau de refroidissement dans le circuit primaire sont disposées sur les conduites d'aspiration telles que 14, en-dessous des branches chaudes telles que 3, dans lesquelles on réalise le prélèvement.

Dans toutes les phases où le niveau de l'eau de refroidissement a dû être abaissé à l'intérieur des branches telles que 3 et 4, et établi par exemple dans le plan médian de ces branches, il existe un risque assez important de création d'un vortex dans la partie d'aspiration de la pompe située sur la conduite de prélèvement 14 du circuit RRA, en-dessous de la branche chaude. On peut alors observer un désamorçage et même une détérioration de la pompe qui peut conduire à la perte de la fonction de refroidissement du coeur du réacteur nucléaire.

D'autre part, du fait que la partie inférieure du fond hémisphérique de la boite à eau 8 du générateur de vapeur 6 se trouve très peu au-dessus des points les plus hauts des branches 3 et 4, il est nécessaire, au moins pendant les opérations à l'intérieur de la boîte à eau du générateur de vapeur, d'abaisser le niveau de l'eau de refroidissement sensiblement en dessous des points les plus hauts des branches 3 et 4.

Dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression à quatre boucles construits actuellement, la distance verticale entre le fond du générateur de vapeur et le point le plus haut de la surface intérieure des branches 3 et 4 du circuit primaire a une valeur faible de l'ordre de 250 mm. Cette distance est beaucoup trop faible pour permettre une intervention en toute sécurité à l'intérieur de la boîte à eau du générateur de vapeur.

Sur la figure 2, on a représenté une boucle du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression permettant de mettre en oeuvre le procédé suivant l'invention, pendant les phases d'arrêt à froid du réacteur nucléaire.

Les éléments correspondants sur les figures 1 et 2 présentent les mêmes repères avec toutefois l'indication du signe 1 (prime) en ce qui concerne les repères des éléments du circuit primaire selon l'invention représentés sur la figure 2.

La boucie 2' du suivant prima$re suivant l'in- vention comporte une branche chaude 3' et une branche froide 4' fixées sur des tubulures de la cuve 1', un générateur de vapeur 6', une pompe primaire 7' et un pressuriseur 12'.

La branche chaude 3' assure la jonction entre la cuve 1' et le compartiment d'entrée de la boite à eau 8' du générateur de vapeur 6' ; la branche froide 4' assure la jonction entre le volume interne de la cuve 1' et la pompe primaire 7' ; une branche intermédiaire 5' assure la jonction entre le compartiment de sortie de la boîte à eau 8' du générateur de vapeur 6' et la volute de la pompe primaire 7'.

Le volume interne du pressuriseur 12' est mis en communication avec la branche chaude 3' par l'intermédiaire de la conduire 13'.

Une conduite 14' du circuit RRA assurant l'aspiration d'eau de refroidissement dans le circuit primaire est reliée à la partie inférieure de la branche chaude 3'.

De manière générale, la liaison des conduites d'aspiration et d'injection du circuit RRA est réalisée de la manière qui a été décrite, en référence à la figure 3.

A la différence de la boucle de circuit primaire 2 représentée sur la figure 1, la boucle 2' d'un circuit primaire selon l'invention représentée sur la figure 2 comporte un générateur de vapeur 6' dont la boîte à eau 8' comporte un fond hémisphér

Du fait de cette augmentation substantielle de la distance verticale entre le fond du générateur de vapeur et la partie supérieure des branches chaudes et froides 3' et 4', il devient possible d'effectuer des opérations de contrôle, d'entretien ou de réparation dans la boîte à eau du générateur de vapeur, en maintenant le niveau de l'eau de refroidissement dans le circuit primaire, dans un plan horizontal de trace 18' sur la figure 2 situé au-dessus du point le plus haut des branches chaudes et froides 3' et 4'.

On maintient, pendant toutes les phases de l'arrêt à froid du réacteur nucléaire pendant lesquelles on effectue des interventions diverses dans le circuit primaire, les branches chaudes et froides telles que 3' et 4' du circuit primaire totalement remplies d'eau. Les pompes du circuit RRA dont les parties d'aspiration sont connectées aux conduites de prélèvement telles que 14' reliées à la partie inférieure des branches chaudes 3' ne risquent en aucun cas d'être désamorcées ou détériorées, du fait qu'un vortex gaz-liquide ne peut être initié dans la partie d'aspiration de la pompe. En effet, la pompe aspire dans une canalisation 3' totalement remplie d'eau.

En outre, pendant les opérations à l'intérieur de la bote à eau du générateur de vapeur, la sécurité de ces opérations à l'encontre d'une rentrée d'eau, lorsqu'on prévoit un niveau de remplissage 18' situé légèrement audessus de la partie supérieure des branches chaudes et froides 3' et 4', est renforcée par rapport au cas d'un circuit primaire selon l'art antérieur, avec un remplissage en eau jusqu'au niveau du plan médian des branches chaudes et froides.

En effet, dans le cas de l'art antérieur, la distance verticale entre le plan médian des branches chaudes et froides du circuit primaire et le fond du générateur de vapeur est de l'ordre de 500 mm. Dans le cas d'un circuit primaire suivant l'invention, avec un remplissage au-dessus du niveau supérieur des branches chaudes et froides 3' et 4', la distance verticale entre le niveau 18' de l'eau de refroidissement dans le circuit primaire et le fond du générateur de vapeur est sensiblement supérieure à 500 mm.

Il en résulte à la fois une très bonne sécurité des interventions à l'intérieur de la boîte à eau du générateur de vapeur et une élimination des risques de désamorçage et de détérioration des pompes du circuit RRA pouvant s'accompagner d'une perte de la fonction de refroidissement du coeur du réacteur.

Comme il est visible sur la figure 2, lorsque le niveau de remplissage est établi dans le plan de trace 18', les branches 3' et 4' étant complètement remplies d'eau, la volute de la pompe 7' est remplie d'eau jusqu'à sa partie supérieure et les parties remplies de gaz de la cuve 1', du générateur de vapeur 6' et du pressuriseur 12' sont totalement séparées par des volumes remplis d'eau.

La partie supérieure 19' de la cuve, le faisceau de tubes 10' du générateur de vapeur et le volume intérieur du pressuriseur 12' constituent trois volumes isolés les uns des autres.

On ne peut donc pas réaliser un balayage d'ensemble de ces trois volumes, comme précédemment, en injectant de l'air de balayage par l'évent supérieur du pressuriseur 12'.

On réalise donc de manière séparée le balayage de chacun des volumes remplis de gaz, pour éliminer les gaz de fission.

Le pressuriseur 12' comporte des piquages supérieur et inférieur permettant de réaliser le balayage.

L'air de balayage est introduit par le piquage supérieur et récupéré par un piquage inférieur du pressu riseur de préférence. On peut aussi provoquer une circulation dans le sens inverse.

On prévoit deux piquages 22 et 23 traversant l'enveloppe de la bote à eau, au voisinage de sa partie supérieure, juste en-dessous de la plaque tubulaire dans laquelle sont fixés les tubes du faisceau 10'. Chacun des piquages 22 et 23 peut lui-meme être composé de plusieurs piquages unitaires de diamètre faible, mais dont le nombre permet d'assurer un débit suffisant.

Le piquage 22 qui débouche dans le compartiment de sortie de la boîte à eau permet de réaliser l'injection d'air de balayage dans le compartiment de sortie de la boîte à eau, l'air de balayage circulant ensuite dans les tubes du faisceau pour entraîner les gaz de fission. L'air de balayage contenant les gaz de fission est récupéré par le piquage 23, dans le compartiment d'entrée de la bote à eau.

La partie supérieure 19' du volume interne de la cuve est balayée en utilisant l'évent 24 traversant le couvercle de la cuve à sa partie supérieure et un ou plusieurs piquages 25 traversant la paroi de la cuve endessous du plan de joint du couvercle l'a.

De l'air injecté par l'évent 24 de la cuve réalise un balayage de la partie supérieure de la cuve et un entraînement des gaz de fission se trouvant dans cette partie de la cuve. L'air de balayage contenant les gaz de fission est récupéré par le piquage 25 communiquant avec le volume supérieur 19' de la cuve par un ajutage d'aspersion 25' qui est généralement prévu à travers la paroi de la plaque supérieure des équipements internes de la cuve.

On peut ainsi réaliser un balayage efficace de chacun des trois volumes séparés du circuit primaire remplis par du gaz.

L'entraînement des gaz de fission est réalisé de manière efficace, puisque la récupération de l'air de balayage est préférentiellement réalisée à la partie inférieure des volumes en gaz du circuit primaire.

De préférence, on réalise l'insufflation d'air en reliant entre eux les piquages d'injection d'air des trois volumes, de manière que ces trois volumes se trouvent en équipression. On évite ainsi des déséquilibres à l'intérieur du circuit primaire pouvant perturber l'établissement d'un niveau constant d'eau de refroidissement dans le circuit primaire.

Le balayage des gaz de fission dans le circuit primaire peut être réalisé avec un niveau d'eau de refroidissement dans le circuit primaire situé sensiblement audessus des branches chaudes et froides de ce circuit.

Ce balayage peut être réalisé avec un niveau d'eau situé dans le plan de joint du couvercle de la cuve.

Dans ce cas, le niveau dans le générateur de vapeur se situe vers le haut des compartiments de la boîte à eau mais en-dessous de la plaque tubulaire et des piquages 22 et 23 prévus pour le balayage par de l'air.

Le niveau d'eau se trouve également en-dessous du pressuriseur 12', le balayage dans le pressuriseur étant effectué entre le point haut constitué par l'évent supérieur et un piquage en partie basse, par exemple dans le fond du pressuriseur ou sur le côté de l'enveloppe dans sa partie inférieure.

Il est bien évident que dans tous les cas, l'ensemble des interventions effectuées dans le circuit primaire du réacteur nucléaire, pendant l'arrêt à froid, est réalisé avec les branches des boucles du circuit primaire totalement remplies d'eau. On évite ainsi tout risque de désamorçage ou de détérioration des pompes du circuit RRA et tout risque d'interruption de la fonction de refroidissement du coeur du réacteur.

L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits.

C'est ainsi qu'on peut imaginer une disposition différente du générateur de vapeur, de manière que le fond de la boîte à eau soit situé sensiblement au-dessus du niveau supérieur des branches du circuit primaire.

On peut également imaginer d'autres modes de réalisation du balayage des gaz de fission dans les différentes parties du circuit primaire et d'autres emplacements des piquages d'injection et de récupération des gaz de balayage et des nombres de piquages différents.

On peut envisager l'utilisation de gaz de balayage autres que l'air et par exemple utiliser de l'azote pur ou en mélange ou d'autres gaz inertes.

On peut effectuer un balayage de la partie supérieure de la cuve avec un gaz ou même un liquide, en utilisant l'évent 24 et le ou les piquages 25 de la cuve, au cours de la période de refroidissement du réacteur préalablement à la situation d'arrêt à froid, afin d'accé- lérer le refroidissement du réacteur.

Enfin, le procédé suivant l'invention peut être appliqué à tout réacteur nucléaire à eau sous pression dont le circuit primaire comporte des canalisations de circulation d'eau sous pression de refroidissement disposées horizontalement en-dessous du générateur de vapeur.

Claims (9)

REVENDICATIONS

1.- Procédé de refroidissement, pendant un arrêt à froid du coeur (9) d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve (1) renfermant le coeur (9) du réacteur et un circuit primaire (2a, 2b, 2c, 2d) comprenant des tuyauteries (3, 4 ; 3', 4') en communication avec le volume interne de la cuve (1) sur lequel est placé au moins un générateur de vapeur (6, 6') ayant une boîte à eau (8, 8') reliée à deux canalisations (3,' 4', 5') du circuit primaire (2a, 2b, 2c, 2d, 2') qui contient à la fois de l'eau jusqu'à un niveau (18') et du gaz audessus du niveau (18') de l'eau, pendant l'arrêt à froid du réacteur nucléaire au cours duquel on réalise différentes interventions dans le circuit primaire (2a, 2b, 2c, 2d, 2') du réacteur, l'une au moins de ces interventions étant effectuée dans la boîte à eau (8') du générateur de vapeur (6') et une autre de ces interventions consistant en un balayage par du gaz du circuit primaire, au-dessus du niveau (18') de l'eau, le refroidissement étant réalisé par circulation de l'eau à niveau constant (18') dans le circuit primaire, caractérisé par le fait que, pendant toutes les interventions dans le circuit primaire (2a, 2b, 2c, 2d, 2'), lors de l'arrêt à froid, le niveau (18') de l'eau est réglé, dans le circuit primaire (2a, 2b, 2c, 2d, 2') de manière telle que les canalisations (3', 4', 5') du circuit primaire soient entièrement remplies d'eau.

2.- Procédé suivant la revendication 1, caracté- risé par le fait qu'on réalise un balayage par du gaz de parties (19', 10',12') du circuit primaire (2') situées au-dessus du niveau (18') de l'eau de refroidissement dans le circuit primaire (2') et séparées par de l'eau remplissant les canalisations (3', 4', 5') du circuit primaire (2').

3.- Procédé suivant la revendication 2, caractérisé par le fait qu'on met en communication des moyens d'injection de gaz de balayage dans les différentes parties du circuit primaire situées au-dessus du niveau d'eau (18') pour réaliser un balayage en équipression de ces différentes parties du circuit primaire.

4.- Procédé suivant 1 'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que la circulation de l'eau à un niveau constant dans le circuit primaire (2') est réalisée par prélèvement d'eau de refroidissement du circuit primaire (2') dans au moins une première canalisation (3') du circuit primaire (2') et réinjection de l'eau prélevée après refroidissement dans au moins une seconde canalisation (4') du circuit primaire (2').

5.- Procédé suivant la revendication 1, caracté- risé par le fait qu'on effectue un balayage par un fluide de la partie supérieure de la cuve (1) du réacteur, pendant le refroidissement du réacteur nucléaire, pour sa mise en arrêt à froid.

6.- Circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve (1') renfermant le coeur du réacteur (9') et au moins deux boucles (2a, 2b, 2c, 2d) comprenant chacune un générateur de vapeur (6a, 6b, 6c, 6d, 6'), une pompe primaire (7a, 7b, 7c, 7d, 7'), une branche chaude (3a, 3b, 3c, 3d, 3') joignant la cuve à une boite à eau (8') constituant la partie inférieure du générateur de vapeur correspondant (6a, 6b, 6c, 6d, 6'), une branche froide (4a, 4b, 4c, 4d, 4') joignant la pompe primaire (7') et la cuve (1') et une conduite intermédiaire (5a, 5b, 5c, 5d, 5') joignant le compartiment de sortie de la boîte à eau (8') du générateur de vapeur à la pompe primaire (7') caractérisé par le fait que la partie la plus basse de la boîte à eau (8') du générateur de vapeur (6') est à un niveau sensiblement supérieur aux points les plus hauts de la surface intérieure des branches chaudes (3') et des branches froides (4').

7.- Circuit primaire suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que le point le plus bas de la boite à eau (8') du générateur de vapeur (6') est à un niveau situé plus de 500 mm au-dessus du niveau des points les plus hauts des branches chaudes (3') et des branches froides (4') des boucles du circuit primaire (2').

8.- Circuit primaire suivant l'une quelconque des revendications 6 et 7, caractérisé par le fait que chacun des générateurs de vapeur (6') de chacune des boucles du circuit primaire (2a, 2b, 2c, 2d, 2') comporte deux piquages (22, 23) traversant la paroi de la boîte à eau (8') du générateur de vapeur (6') et débouchant chacune dans un compartiment d'entrée et de sortie, respectivement, de la boîte à eau (8'), au voisinage de la partie supérieure de la boîte à eau (8').

9.- Circuit primaire suivant l'une quelconque des revendications 6 à 8, caractérisé par le fait qu'il comporte un piquage (25) traversant la paroi de la cuve (1') au voisinage de sa partie supérieure.