FR2750790A1 - Reacteur nucleaire comportant une cuve dans laquelle est dispose le coeur du reacteur et procede de refroidissement du coeur du reacteur a l'arret - Google Patents

Abstract

Le réacteur nucléaire comporte un couvercle interne (18) amovible de fermeture de la partie supérieure de l'enveloppe de coeur (5), disposé à l'aplomb du couvercle de la cuve (2). On peut réaliser le refroidissement du réacteur pour sa mise à l'arrêt sans utiliser de circuit auxiliaire de refroidissement en abaissant la température et la pression dans le circuit primaire jusqu'à un niveau pour lequel l'ouverture de la cuve devient possible. On démonte le couvercle de la cuve (2) et on remplit d'eau de refroidissement une piscine (24) située au-dessus de la cuve (2). On démonte le couvercle interne (18) et on refroidit l'eau remplissant la piscine du réacteur venant en contact avec le coeur (3).

Description

L'invention concerne un réacteur nucléaire comportant une cuve dans laquelle est disposé le coeur du réacteur et un procédé de refroidissement du coeur après un arrêt du réacteur.

On connaît des réacteurs nucléaires qui comportent un coeur constitué par des assemblages de combustible disposé à l'intérieur d'une cuve de forme globale cylindrique disposée avec son axe vertical et fermée à sa partie supérieure par un couvercle de cuve qui peut être démonté pour accéder à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire, en particulier pour effectuer le rechargement du coeur après arrêt et refroidissement du réacteur nucléaire.

Dans des réacteurs nucléaires de type connu, en particulier dans des réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression, le coeur du réacteur est disposé à l'intérieur d'une enveloppe de coeur réalisée sous la forme d'une virole métallique de forme cylindrique disposée de manière coaxiale à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire et reposant, par l'intermédiaire de sa partie d'extrémité supérieure, sur une partie périphérique interne de la cuve, en-dessous du couvercle de la cuve.

De tels réacteurs nucléaires et en particulier les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un circuit de refroidissement du coeur du réacteur en communication avec le volume interne de la cuve dans lequel est mis en circulation le fluide de refroidissement qui est constitué par exemple par de l'eau sous pression.

Par analogie avec les termes employés dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression, on appellera, dans tous les cas, "circuit primaire" le circuit de refroidissement du coeur du réacteur et "fluide primai re", le fluide de refroidissement circulant dans le circuit primaire.

Sur le circuit primaire sont disposés des moyens d'échange de chaleur entre le fluide de refroidissement primaire du réacteur et un fluide secondaire, ces moyens d'échange de chaleur étant généralement constitués par des générateurs de vapeur permettant d'échauffer et de vaporiser de l'eau d'alimentation en utilisant la chaleur prélevée dans le coeur par le fluide primaire.

Dans ces réacteurs nucléaires, et en particulier dans les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression, les barres de commande de la réactivité du coeur du réacteur nucléaire pénètrent généralement dans le volume intérieur de la cuve, à l'intérieur d'adaptateurs de traversée du couvercle de la cuve. Dans ce cas, les barres de commande pénètrent dans le coeur du réacteur nucléaire, en étant introduites dans l'extrémité supérieure du coeur.

On a également proposé, dans certains réacteurs nucléaires, d'utiliser des barres de commande de la réactivité du coeur traversant le fond inférieur de la cuve qui se trouve dans une disposition opposée au couvercle, dans la direction axiale de la cuve.

De même, on a proposé dans certains réacteurs nucléaires, de disposer des pompes de circulation sur le fond inférieur de la cuve.

Quel que soit le type de réacteur nucléaire, il est nécessaire, par exemple pour effectuer un rechargement du coeur ou certaines opérations de contrôle et de réparation, de réaliser un arrêt des réactions nucléaires dans le coeur par introduction des barres de commande dans leur position d'insertion maximale, puis une dépressurisation et un refroidissement du circuit primaire du réacteur nucléaire, jusqu'au moment où la pression et la température du circuit primaire sont voisines, respecti vement, de la pression atmosphérique et de la température ambiante dans le bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire. On réalise alors le démontage et l'enlèvement du couvercle de cuve puis le remplissage d'une piscine, appelée piscine du réacteur, ménagée à l'intérieur du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire et disposée au-dessus de la cuve. On réalise toutes les opérations de rechargement, de contrôle ou de réparation depuis le niveau supérieur de la piscine du réacteur, la protection biologique du personnel chargé de ces opérations étant assurée par une hauteur d'eau à l'intérieur de la piscine d'environ dix mètres.

Après la mise à l'arrêt du réacteur nucléaire, par introduction des barres de commande dans le coeur dans leur position d'insertion maximale, le réacteur nucléaire produit une puissance résiduelle et le circuit primaire est toujours à haute pression et à haute température.

Dans un premier temps, on réalise un refroidissement du coeur et du circuit primaire en utilisant les générateurs de vapeur et en maintenant une circulation du fluide de refroidissement dans le circuit primaire par l'intermédiaire de pompes de circulation.

Le refroidissement du coeur du réacteur nucléaire et la dépressurisation du circuit primaire sont réalisés de la manière décrite ci-dessus, en utilisant des moyens de refroidissement du circuit primaire généralement constitués par des générateurs de vapeur, jusqu'au moment où la pression dans le circuit primaire parvient aux environs de 25 bars. Ce refroidissement par les générateurs de vapeur ne peut cependant pas être poursuivi jusqu'à l'ouverture de la cuve dans les réacteurs nucléaires de type connu parce que, pour permettre cette ouverture, le niveau d'eau dans le circuit primaire doit être abaissé en-dessous du faisceau tubulaire des générateurs de vapeur, ce qui empêche l'utilisation de ceux-ci pour le transfert de la chaleur.

Il est donc nécessaire d'avoir recours à un circuit de refroidissement appelé circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt (circuit RRA) placé en dérivation sur le circuit primaire comportant ses propres moyens de refroidissement par échange de chaleur, qui prend le relais des générateurs de vapeur pour assurer le refroidissement et la dépressurisation du coeur jusqu'aux conditions ambiantes. On peut alors assurer le démontage et l'enlèvement du couvercle de cuve.

Dans les réacteurs nucléaires connus, il est donc nécessaire d'utiliser un circuit de refroidissement auxiliaire appelé circuit RRA, pour réaliser le refroidissement et la dépressurisation du circuit primaire du réacteur, après un arrêt des réactions nucléaires, jusqu'à des conditions permettant le démontage du couvercle de cuve avant de réaliser le remplissage de la piscine.

Le circuit RRA présente une structure relativement complexe et un certain encombrement, ce circuit comprenant en particulier des moyens d'échange de chaleur et des pompes. De plus, il faut réaliser la liaison du circuit RRA au circuit primaire sur lequel il est disposé en dérivation, par l'intermédiaire de piquages qui sont ménagés sur les tuyauteries de grands diamètres constituant des branches du circuit primaire. On réalise l'aspiration et le refoulement de fluide de refroidissement primaire à travers les piquages, ce qui nécessite la présence de vannes et de clapets pour fermer le circuit
RRA, avant la remise en fonctionnement normal du réacteur nucléaire.

Le but de l'invention est donc de proposer un réacteur nucléaire comportant une cuve fermée à sa partie supérieure par un couvercle de cuve, dans laquelle est disposé le coeur du réacteur nucléaire, à l'intérieur d'une enveloppe de coeur de forme sensiblement cylindrique disposée avec son axe vertical à l'intérieur de la cuve et reposant par l'intermédiaire de sa partie d'extrémité supérieure, sur une partie périphérique interne de la cuve, un circuit de refroidissement du coeur en communication avec le volume interne de la cuve dans lequel circule le fluide de refroidissement et comportant des moyens d'échange de chaleur entre le fluide de refroidissement du réacteur et un fluide secondaire, ainsi qu'une pluralité de barres de commande de la réactivité du coeur traversant un fond inférieur de la cuve, ce réacteur nucléaire permettant de réaliser la mise à l'arrêt à froid du réacteur nucléaire sans utiliser de circuit auxiliaire de refroidissement et de faire fonctionner le réacteur, de manière stable, dans des conditions de pression et de température plus favorables que celles régnant dans un réacteur nucléaire à eau sous pression.

Dans ce but, le réacteur nucléaire suivant l'invention comporte de plus un couvercle interne amovible de fermeture de la partie supérieure de l'enveloppe de coeur disposé à l'aplomb du couvercle de la cuve.

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 réacteur nucléaire suivant l'invention pouvant fonctionner dans des conditions de pression et de température plus favorables qu'un réacteur nucléaire à eau sous pression de type classique et ne comportant pas de circuit auxiliaire pour sa mise à l'arrêt à froid.

La figure 1 est une vue en élévation et en coupe d'un réacteur nucléaire selon l'invention.

Les figures 2A et 2B sont des vues en coupe partielle de la zone du couvercle de la cuve du réacteur nucléaire représenté sur la figure 1, respectivement pendant la marche normale du réacteur nucléaire et avant la dernière phase d'un arrêt à froid du réacteur.

Le réacteur nucléaire suivant l'invention dont la cuve est équipée d'un couvercle interne peut être un réacteur nucléaire de type connu comportant un circuit de refroidissement sur lequel sont placés des moyens d'échange de chaleur tels que des générateurs de vapeur, par exemple un réacteur nucléaire du type à eau sous pression, ou encore un réacteur nucléaire d'un type entièrement nouveau tel que décrit dans une demande de brevet déposée par la société FRAMATOME le même jour que la présente demande de brevet.

La description qui va suivre est relative au cas d'un réacteur nucléaire d'un type entièrement nouveau, refroidi par de l'eau et pouvant fonctionner à une pression sensiblement moins élevée qu'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression, les pression et température dans le circuit primaire du réacteur selon la nouvelle conception étant proches de celles d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau.

Cependant, la présente demande de brevet peut s'appliquer aussi bien à un réacteur nucléaire nouveau tel que représenté sur la figure 1 qu'à un réacteur nucléaire à eau sous pression de type connu. Dans tous les cas, un couvercle interne est placé à l'intérieur de la cuve et le refroidissement du réacteur jusqu'à la mise à l'arrêt à froid peut être réalisé sans utiliser un circuit auxiliaire.

Les réacteurs nucléaires suivant l'invention peuvent donc présenter la structure générale d'un réacteur nucléaire à eau sous pression ; toutefois, dans ce cas, les barres de commande des réactions nucléaires à l'intérieur du coeur du réacteur doivent être introduites dans la cuve à travers le fond inférieur et non à travers le couvercle, de manière à permettre la pose d'un couvercle au-dessus du coeur.

Le réacteur nucléaire d'un type nouveau dont une partie du circuit primaire est représentées sur la figure 1 comporte une cuve 1 qui peut être sensiblement analogue à la cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.

La cuve 1 est de forme globalement cylindrique et fermée à sa partie inférieure par un fond bombé hémisphérique la.

La cuve comporte de plus un couvercle de fermeture de sa partie supérieure, également de forme hémisphérique, venant reposer sur la partie supérieure plane d'une virole lb de la cuve définissant le plan de joint du couvercle 2. Le couvercle 2 est fixé sur la virole lb par des goujons.

Le coeur du réacteur 3 constitué par des assemblages de combustible juxtaposés est placé à l'intérieur de la cuve 2 dans laquelle il est supporté par un ensemble 4 appelé équipements internes inférieurs du réacteur.

Les équipements internes inférieurs 4 comportent en particulier une enveloppe de coeur 5 de forme cylindrique disposée à l'intérieur de la cuve, de manière coaxiale par rapport aux viroles cylindriques de la cuve.

L'enveloppe de coeur 5 comporte, à son extrémité supérieure, comme il est visible en particulier sur les figures 2A et 2B, une bride d'appui 5a qui repose, dans la position de service de l'enveloppe de coeur, sur une portée d'appui usinée dans la virole supérieure lb de la cuve, légèrement en-dessous du plan de joint du couvercle 2.

Sur la figure 1, on a représenté l'une des branches du circuit de refroidissement primaire du réacteur, sur laquelle est placé un générateur de vapeur 6 qui comporte un faisceau de tubes 7 disposé à l'intérieur de l'enveloppe du générateur de vapeur, chacun des tubes du faisceau 7 en forme d'épingle ayant deux branches dont les extrémités sont fixées dans une plaque tubulaire 8 solidaire de l'enveloppe du générateur de vapeur 6.

En-dessous de la plaque tubulaire 8, le générateur de vapeur comporte une boîte à eau 9 séparés en deux compartiments par une cloison 10.

Chacun des tubes du faisceau 7 présente une branche traversant une ouverture de la plaque tubulaire de manière à déboucher dans un premier compartiment de la boîte à eau 9 et une seconde branche traversant la plaque tubulaire 8, de manière à déboucher dans un second compartiment de la boîte à eau 9.

Le volume intérieur de la boîte à eau 9 et le volume intérieur des tubes du faisceau 7 constituent la partie primaire du générateur de vapeur qui est mise en communication par des tuyauteries primaires avec le volume intérieur de la cuve 1.

Une première tuyauterie, ou branche chaude 11, est reliée à l'une de ses extrémités à l'enveloppe de coeur 5, de manière à déboucher dans une chambre 13 délimitée par l'enveloppe de coeur 5 au-dessus du coeur 3 du réacteur nucléaire et, à son autre extrémité, à la cloison 10 de la boîte à eau 9 du générateur de vapeur, de manière à déboucher dans un premier compartiment de la boîte à eau 9 ou compartiment d'entrée recevant l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire qui a été échauffée dans le coeur au contact des assemblages de combustible.

Dans la chambre 13, au-dessus du coeur 3, peut être disposé un ensemble de maintien anti-envol des assemblages du coeur, appelé équipements internes supérieurs.

La circulation de l'eau de refroidissement dans le circuit primaire a été représentée par les flèches 14.

Une seconde tuyauterie primaire 12 est reliée à l'une de ses extrémités à la paroi de la cuve 2 au niveau d'une tubulure de raccordement et, à son autre extrémité, à la boîte à eau 9 du générateur de vapeur, de manière à déboucher à l'intérieur d'un second compartiment de la boîte à eau ou compartiment de sortie dans lequel est récupérée l'eau de refroidissement du réacteur ayant circulé dans le faisceau de tubes 7 pour assurer l'échauf- fement et la vaporisation d'eau d'alimentation.

Dans le cas du réacteur nucléaire d'un type nouveau représenté sur la figure 1, les tuyauteries primaires 11 et 12 reliées à un générateur de vapeur 6 et constituant une boucle du circuit primaire sont disposées de manière coaxiale l'une par rapport à l'autre.

Le réacteur nucléaire comporte au moins deux boucles sur chacune desquelles est placé un générateur de vapeur.

Le réacteur nucléaire d'un type nouveau représenté sur la figure 1 ne comporte pas de pressuriseur, un tel composant étant utilisé dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression pour maintenir une pression supérieure à la pression de saturation de l'eau dans le circuit primaire.

L'eau de refroidissement primaire est mise en circulation à l'intérieur du circuit primaire par des pompes 15 dont le moteur d'entraînement est disposé à l'extérieur de la cuve et qui comportent un arbre d'entraînement de la partie rotative de la pompe disposée à l'intérieur de la cuve, passant de manière étanche dans une traversée du fond de la cuve la.

Des traversées de fond de cuve permettent également le passage de prolongateurs de barres de commande 16 destinés à déplacer des barres de commande à l'intérieur du coeur 3 du réacteur nucléaire pour régler la réactivité du coeur 3.

Des conduits d'instrumentation permettant d'introduire dans le coeur des dispositifs de mesure de flux neutronique et de température traversent également le fond inférieur la de la cuve.

Une enceinte de confinement 17 qui peut être réalisée en tôle métallique entoure la cuve 1, les tuyauteries primaires telles que 11 et 12 et les boîtes à eau 9 des générateurs de vapeur des différentes boucles du circuit primaire.

L'enceinte de confinement 17 comporte un couvercle amovible 23 fermant une partie supérieure de l'en- ceinte de confinement 17 débouchant dans le fond de la piscine 24 du réacteur.

Selon l'invention, comme il est visible en particulier sur les figures 2A et 2B, un couvercle interne 18 comportant une partie de forme sensiblement hémisphérique assure la fermeture de la partie supérieure de l'enve- loppe de coeur 5.

Le couvercle interne 18 comporte une bride 18a qui vient reposer en service sur une surface d'appui supérieure plane de la bride 5a de l'enveloppe de coeur, elle-même en appui sur un rebord usiné dans la virole supérieure lb de la cuve 1.

Le couvercle 18 comporte de plus un rebord de centrage 18b réalisé sous la forme d'une virole dont le diamètre extérieur est très légèrement inférieur au diamètre intérieur de l'enveloppe de coeur 5 au niveau de la bride 5a.

Un anneau ressort 19 est intercalé entre la portée d'appui de la bride 18a du couvercle interne 18 et la portée d'appui de la bride supérieure 5a de l'enveloppe de coeur 5.

Comme il est visible sur les figures 2A et 2B, le maintien du couvercle interne 18 sur l'enveloppe de coeur 5 est assuré d'une part par un rebord inférieur 2a du couvercle 2 venant en appui, par l'intermédiaire d'un anneau d'appui 20, sur la surface supérieure de la bride 18a du couvercle interne 18.

En outre, le couvercle interne 18 est maintenu à l'intérieur de la cuve, contre une poussée verticale, indépendamment du couvercle de cuve 2, par des pièces de maintien 21 disposées de manière à être réparties autour de l'axe commun au couvercle 18, à l'enveloppe de coeur et à la cuve 1.

Chacune des pièces de maintien 21 de la pluralité de pièces disposées suivant la circonférence du couvercle et de la cuve est en appui sur la paroi de la cuve, par son extrémité supérieure qui vient en butée contre le bord supérieur d'une cavité annulaire 22 incliné vers l'intérieur de la cuve et vers le bas L'extrémité inférieure de la pièce de maintien 21 vient en butée contre le fond d'une cavité annulaire usinée dans la surface supérieure de la bride 18a du couvercle interne 18. De plus, l'anneau d'appui 20 assure une retenue des extrémités inférieures des pièces de maintien 21 qui ne peuvent se déplacer en service en direction de l'axe de la cuve.

Comme il est visible sur la figure 2B, après enlèvement du couvercle 2 de la cuve, le couvercle interne 18 reste maintenu par les pièces de maintien 21 en appui contre le bord de la cavité 22 usinée dans la paroi intérieure de la cuve.

Le couvercle interne 18 permet d'assurer la fermeture de la partie supérieure de l'enveloppe de coeur 5 et la fermeture du circuit primaire indépendamment de la présence du couvercle de cuve 2, c'est-à-dire aussi bien dans le cas où la cuve est fermée (figure 2A) que dans le cas où la cuve est ouverte (figure 2B).

On utilise un outillage spécialement adapté pour réaliser la mise en place de dispositifs de maintien 21 et de l'anneau d'appui 20, après la mise en place du couvercle interne 18 sur l'enveloppe de coeur 5, cet outillage permettant également le démontage de l'anneau 20 et des dispositifs de maintien 21. Le couvercle interne 18 est donc amovible et peut être démonté pour donner accès à la partie interne de l'enveloppe de coeur 5.

En outre, le couvercle interne 18 peut être maintenu en place après le démontage du couvercle de cuve 2 de manière à continuer à assurer la fermeture du circuit primaire.

Pendant le fonctionnement normal du réacteur nucléaire, l'eau de refroidissement à l'intérieur du circuit primaire est maintenue à une température et à une pression qui sont proches de la température et de la pression d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau, du fait qu'on n'impose pas une surpression au circuit primaire, par l'intermédiaire d'un pressuriseur.

La température de l'eau dans le circuit primaire, à la sortie du coeur 13, peut être par exemple de l'ordre de 318"C, la pression de cette eau à la sortie du coeur étant de 100 à 110 bars. Du fait que l'eau se trouve très près de ses conditions d'ébullition, il se forme dans la partie la plus chaude du circuit primaire, à la sortie du coeur, de petites quantités de vapeur qui représentent environ 1 e de la masse totale d'eau circulant dans le circuit primaire.

A la sortie du coeur, dans la chambre 13, la vapeur formée se sépare de l'eau de refroidissement qui pénètre dans la tuyauterie 11 et vient s'accumuler sous le couvercle interne 18.

Dans le cas où l'on réalise un arrêt à froid du réacteur nucléaire, c'est-à-dire une introduction des barres de commande dans leur position d'insertion maximale à l'intérieur du coeur 3 du réacteur nucléaire, suivie par un refroidissement et une dépressurisation du circuit primaire, jusqu'à des conditions permettant l'ou verture du couvercle de la cuve, on réalise le refroidissement du circuit primaire par circulation de l'eau de refroidissement dans les générateurs de vapeur 6.

Les générateurs de vapeur du circuit primaire ne peuvent être utilisés pour le refroidissement de l'eau maintenue en circulation par les pompes dans le circuit primaire que jusqu a une limite telle que la pression dans le circuit primaire à la sortie du coeur soit encore suffisamment élevée pour éviter tout risque de formation de gaz dans l'eau de refroidissement dans les parties les plus élevées du circuit primaire et en particulier dans la partie supérieure des épingles des tubes des faisceaux des générateurs de vapeur.

Dans le cas du réacteur nucléaire suivant l'invention comportant un couvercle interne 18 fermant la partie supérieure de l'enveloppe de coeur 5, il est possible de démonter le couvercle de la cuve 2 dès que la pression dans le circuit primaire est suffisamment abaissée pour que le couvercle interne 18 puisse assurer à lui seul une fermeture pratiquement étanche ou avec un faible débit de fuite, de la partie supérieure de l'enveloppe de coeur 5, et que la température du circuit primaire et des structures de la cuve et du couvercle est abaissée suffisamment pour permettre les opérations de démontage. Généralement, on pourra démonter le couvercle de cuve lorsque la pression dans les branches froides du circuit primaire et à l'entrée de la cuve est sensiblement atmosphérique, la pression à la sortie du coeur et dans les branches chaudes est de l'ordre de 2 bars, et la température du couvercle est de 50 à 70"C.

I1 est donc possible de démonter le couvercle de la cuve sans avoir à recourir à un circuit auxiliaire de refroidissement RRA pour assurer la dépressurisation et le refroidissement du circuit primaire jusqu'à des condi tions voisines des conditions ambiantes dans le bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire.

Le refroidissement à l'intérieur du circuit primaire peut être poursuivi, après le démontage du couvercle de la cuve par circulation de l'eau dans les générateurs de vapeur.

Le couvercle interne 18 et ses moyens de maintien n' ont pas à résister à des efforts très importants, dans la mesure où le démontage du couvercle de cuve n' est réalisé que lorsque la pression dans le circuit primaire à la sortie du coeur est voisine de 2 bars.

On tolère également un léger débit de fuite au niveau du plan de joint du couvercle interne, cette fuite devant toutefois être récupérée et renvoyée dans le circuit primaire, pour ne pas s'accumuler au-dessus du couvercle interne 18.

On démonte le couvercle 23 de l'enceinte de confinement 17 pour accéder au couvercle de cuve 2 dont on effectue le démontage.

Après démontage du couvercle de cuve 2, on réalise le remplissage de la piscine 24 du réacteur disposée au-dessus de la cuve.

On réalise alors l'enlèvement sous eau du couvercle interne 18 et le refroidissement du coeur et des structures du circuit primaire est complété par refroidissement de l'eau de la piscine qui vient en contact avec le coeur et avec les structures du circuit primaire.

On peut donc réaliser la totalité des opérations nécessaires lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire sans utiliser de circuit auxiliaire de refroidissement à l'arrêt du réacteur.

Lorsque le réacteur est en service, le couvercle de la cuve qui est boulonné sur la virole supérieure de la cuve assure le maintien du couvercle interne sur la partie supérieure de l'enveloppe de coeur.

Dans le cas d'un réacteur nucléaire d'un type nouveau, sans pressuriseur, le couvercle interne permet à la fois, pendant le fonctionnement normal du réacteur nucléaire, de constituer une réserve de vapeur assurant une certaine pressurisation du circuit primaire et, pendant un arrêt à froid du réacteur nucléaire, de démonter le couvercle de la cuve alors que la pression dans le circuit primaire est encore à un niveau permettant d'éviter le dégazage de certaines parties du circuit primaire.

Cependant, le réacteur nucléaire suivant l'invention comportant un couvercle interne de fermeture de l'enveloppe de coeur peut être également un réacteur du type sous pression dont le circuit primaire comporte un pressuriseur pour fixer la pression dans le circuit primaire à une valeur sensiblement supérieure à la pression de saturation de l'eau à la température de fonctionnement du circuit primaire.

Dans ce cas cependant, il est nécessaire que les barres de commande du réacteur nucléaire à eau sous pression soient introduites par la partie inférieure de la cuve, dans la mesure où le couvercle interne de la cuve doit être placé au-dessus et à l'aplomb du coeur.

Dans le cas d'un tel réacteur nucléaire comportant un pressuriseur, l'avantage de l'utilisation d'un couvercle interne réside dans la suppression d'un circuit auxiliaire de refroidissement du réacteur à l'arrêt.

Dans le cas des réacteurs nucléaires suivant l'invention, les pompes de mise en circulation du fluide de refroidissement primaire peuvent etre disposées à la partie inférieure de la cuve, comme décrit plus haut, ou placées sur l'une des branches des boucles du circuit primaire.

De manière générale, l'invention s'applique dans le cas de tout réacteur nucléaire comportant un circuit de refroidissement sur lequel sont disposés des échangeurs de chaleur tels que des générateurs de vapeur.

Claims (8)

REVENDICATIONS

1.- Réacteur nucléaire comportant une cuve (1) fermée à sa partie supérieure par un couvercle de cuve (2), dans laquelle est disposé le coeur (3) du réacteur nucléaire, à l'intérieur d'une enveloppe de coeur (5) de forme sensiblement cylindrique disposée avec son axe vertical à l'intérieur de la cuve (1) et reposant par sa partie d'extrémité supérieure (5a) sur une partie périphérique interne de la cuve (1), un circuit de refroidissement du coeur en communication avec le volume interne de la cuve (1) dans lequel circule le fluide de refroidissement et comportant des moyens d'échange de chaleur (6) entre le fluide de refroidissement du réacteur et un fluide secondaire ainsi qu'une pluralité de barres de commande (16) de la réactivité du coeur traversant un fond inférieur (la) de la cuve (1) du réacteur, caractérisé par le fait qu'il comporte de plus un couvercle interne (18) amovible de fermeture de la partie supérieure de l'enveloppe de coeur (5) disposé à l'aplomb du couvercle de cuve (2).

2.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le couvercle interne (18) comporte une bride périphérique (18a) reposant, dans sa position de service, sur la partie d'extrémité supérieure (5a) de l'enveloppe de coeur (5) et que le couvercle de cuve (2), dans sa position de service, est en appui sur la bride (18a) du couvercle interne (18).

3.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que le couvercle interne (18) comporte des moyens de maintien (21) répartis suivant la périphérie du couvercle interne (18) et intercalés chacun entre une partie de la périphérie (18a) du couvercle interne (18) et une partie de la surface interne de la paroi (lb) de la cuve (1), de manière à assurer un maintien du couvercle interne (18) contre des efforts dans la direction axiale de la cuve (1) et de l'enveloppe de coeur (5).

4.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que des parties des moyens de maintien (21) du couvercle interne (18) venant en contact avec la partie périphérique (18a) du couvercle interne (18) sont retenues dans une direction radiale par une pièce annulaire (20) reposant sur la partie périphérique (18a) du couvercle interne (18).

5.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, refroidi par de l'eau, caractérisé par le fait que le circuit de refroidissement ne comporte pas de pressuriseur, le couvercle interne (18) présentant une surface concave dirigée vers une partie de sortie du coeur (3) du réacteur en considérant la circulation du fluide de refroidissement, la surface concave du couvercle (lb) délimitant une zone d'accumulation de vapeur contenue dans le fluide de refroidissement à la sortie du coeur (3).

6.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait qu'il ne comporte pas de circuit auxiliaire de refroidissement du réacteur à l'arrêt.

7.- Procédé de refroidissement pour mise en arrêt à froid d'un réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, comportant une piscine de réacteur (24) disposée au-dessus de la cuve (2) qui débouche à sa partie supérieure dans la piscine (24) du réacteur, caractérisé par le fait

- qu'après arrêt du réacteur nucléaire par introduction, en position d'insertion maximale, des barres de commande (16) dans le coeur (3) du réacteur nucléaire, on assure le refroidissement du coeur, du circuit de refroidissement et du fluide de refroidissement du réacteur par circulation du fluide de refroidissement dans les moyens d'échange de chaleur (6), jusqu a une température et une pression dans le circuit de refroidissement à laquelle il n'y a pas de risque de formation de gaz dans les parties les plus élevées du circuit primaire,

- qu'on démonte le couvercle de la cuve,

- qu'on remplit la piscine (24) du réacteur de fluide de refroidissement,

- qu'on démonte le couvercle interne (18) à l'intérieur du fluide de refroidissement remplissant la piscine du réacteur, et

- qu'on refroidit le fluide de refroidissement remplissant la piscine du réacteur.

8.- Procédé suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que le fluide de refroidissement est de l'eau et qu'on enlève le couvercle de la cuve (2), lorsque la pression dans le circuit primaire à la sortie du coeur est voisine de 2 bars.