FR2784785A1 - Reacteur nucleaire a eau equipe d'un receptacle contenant des structures internes deformables - Google Patents
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Abstract
Dans un réacteur à eau, un réceptacle (20) est placé sous le coeur (12), à l'intérieur de la cuve (10), de façon à recueillir le corium formé en cas de fusion accidentelle du coeur. Afin d'amortir l'onde de choc produite par une éventuelle explosion vapeur, des structures internes déformables (38), généralement métalliques, sont placées dans le réceptacle (20). Des conteneurs (48), par exemples sphériques, contenant un matériau apte à refroidir le corium, tel que de la silice, peuvent aussi être placés dans le réceptacle (20).
Description
REACTEUR NUCLEAIRE A EAU EQUIPE D'UN RECEPTACLE
CONTENANT DES STRUCTURES INTERNES DEFORMABLES
DESCRIPTION
Domaine technique L'invention concerne un réacteur nucléaire à eau sous pression ou à eau bouillante, dont la cuve contient un réceptacle en forme de cuvette, destiné à recueillir le "corium", c'est-à-dire les débris solides ou liquides provenant du coeur du réacteur, en cas de
fusion accidentelle de celui-ci.
Etat de la technique Dans les réacteurs nucléaires, un grand nombre d'aménagements ont été envisagés et développés, depuis plusieurs années, dans le but de limiter les conséquences d'un accident grave pouvant conduire à une
fusion partielle ou totale du coeur du réacteur.
Ainsi, comme l'illustre notamment le document FR-A-2 341 181, on a déjà proposé de placer un dispositif de retenue dans le fond de la cuve d'un réacteur nucléaire. Un tel dispositif de retenue est destiné à éviter une perforation de la cuve par le corium susceptible de se former dans l'hypothèse d'une fusion accidentelle du coeur du réacteur. Le dispositif de retenue comprend plusieurs plaques horizontales espacées, placées au-dessous du coeur et fixées à la paroi de la cuve. Ces plaques horizontales sont traversées par des ouvertures décalées d'une plaque à
l'autre et dont les rebords font saillie vers le haut.
En cas d'accident, le corium s'écoule vers le bas, par gravité, au travers des ouvertures formées dans les
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plaques, puis il remonte dans un distributeur en forme de cloche placé au centre des plaques horizontales et
reposant sur le fond de la cuve.
Par ailleurs, dans le cas particulier d'un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide, le document US-A-3 964 966 montre qu'on a envisagé de placer un réceptacle à corium sous le coeur du réacteur, à l'intérieur même de la cuve. Ce réceptacle est suspendu directement à la plaque inférieure horizontale sur laquelle repose le coeur. Des tubes de transfert de chaleur traversent le fond du réceptacle
et font saillie vers le haut à l'intérieur de celui-ci.
Ces tubes sont fermés à leur extrémité haute et communiquent avec l'intérieur du réceptacle par des
trous formés à proximité de cette extrémité.
Quelle que soit la géométrie du dispositif récepteur que l'on envisage d'intégrer dans la cuve d'un réacteur à eau, il existe un risque très faible pour que la fusion accidentelle du coeur du réacteur soit suivie d'une explosion. En effet, le corium se fragmente sous forme de petites particules tout en s'écoulant vers le fond de la cuve. L'eau contenue dans la cuve du réacteur se vaporise au contact des petites particules de corium. Un film de vapeur se forme ainsi autour de chaque particule, ce qui créé des conditions favorables à une explosion susceptible de provoquer une onde de choc très énergétique. Compte tenu de ses origines, une telle explosion est habituellement
appelée "explosion vapeur".
Actuellement, les dispositifs récepteurs proposés pour recueillir et maintenir le corium dans le fond de la cuve des réacteurs à eau ne sont pas protégés des effets d'une telle explosion vapeur, dans
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l'hypothèse o celle-ci se produirait. Cependant, malgré la faible probabilité d'interaction de l'eau vaporisée et du corium, l'éventualité d'une telle explosion ne peut être totalement exclue. Le pic de pression extrêmement puissant engendré par l'explosion pourrait alors nuire à l'intégrité du dispositif
récepteur, donc à son efficacité.
Exposé de l'invention L'invention a précisément pour objet un réacteur nucléaire à eau sous pression ou à eau bouillante, équipé d'un dispositif récupérateur de corium intégré dans la cuve et dont la conception originale lui permet d'être protégé des effets d'une éventuelle explosion vapeur et, par conséquent, de préserver l'intégrité du dispositif récepteur en cas d'accident. Conformément à l'invention, ce résultat est obtenu au moyen d'un réacteur nucléaire à eau, comprenant une cuve et un coeur de réacteur logé dans la cuve, ledit réacteur étant caractérisé en ce qu'il comprend, de plus, un réceptacle en forme de cuvette, logé dans la cuve en dessous du coeur, et réalisé au moins partiellement en un matériau réfractaire, ledit réceptacle étant apte à recueillir du corium formé lors d'une fusion accidentelle du coeur et contenant des structures internes déformables, au moins à proximité
d'une surface intérieure du réceptacle.
Dans un réacteur nucléaire ainsi réalisé, le corium formé lors d'une éventuelle fusion accidentelle du coeur s'écoule et se fragmente en pénétrant dans le réceptacle. Si une explosion vapeur venait alors à se produire, l'énergie libérée par l'explosion serait
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dissipée à sa source par les structures internes déformables contenues dans le réceptacle. L'intégrité de ce dernier serait ainsi préservée, ce qui lui permettrait de recueillir efficacement la totalité du corium en provenance du coeur en fusion. De plus, une masse importante de corium à haute température peut entraîner une fusion partielle des structures internes contenues dans le réceptacle. La masse de matériau, tel que du fer, alors introduite dans le corium contribue à un abaissement progressif de sa température. On limite ainsi également les risques d'endommagement du réceptacle par la fusion du matériau réfractaire. De préférence, les structures internes déformables sont des structures métalliques agencées de façon à autoriser une circulation d'eau à l'intérieur desdites structures. Cet agencement contribue au refroidissement du corium et du réceptacle, en cas d'accident. Préférentiellement bien que de façon facultative, le réceptacle contient également des conteneurs, par exemple en forme de sphères, dans lesquels est placé un matériau, de préférence à base de silice. Après écrasement des conteneurs, le corium entre en contact avec ce matériau, qui constitue un
additif chimique apte à abaisser sa température.
Selon un premier mode de réalisation de l'invention, les structures internes déformables comprennent un treillis de barreaux entrecroisés,
agencé contre la surface intérieure du réceptacle.
Selon le cas, le treillis de barreaux entrecroisés peut, soit remplir la majeure partie du réceptacle, soit être associé à une structure de tôles
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perforées formant des compartiments à l'intérieur du treillis. Dans le premier cas, des conteneurs remplis d'un matériau par exemple à base de silice peuvent éventuellement être reçus entre les barreaux entrecroisés. Dans le second cas, de tels conteneurs sont, de préférence, reçus au moins dans les compartiments les plus proches du treillis de barreaux entrecroisés. Selon un deuxième mode de réalisation de l'invention, les structures internes déformables comprennent des tôles espacées les unes des autres et agencées sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle, ainsi que des raidisseurs
reliant les tôles entre elles.
Dans une variante de ce deuxième mode de réalisation de l'invention, les tôles et les raidisseurs forment des modules qui contiennent des tubes orientés sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle. Ces tubes peuvent alors constituer des conteneurs remplis d'un matériau par
exemple à base de silice.
Selon un troisième mode de réalisation de l'invention, les structures internes déformables comprennent une structure en nid d'abeilles dont les cloisons sont sensiblement perpendiculaires à la
surface intérieure du réceptacle.
Dans ce cas, les alvéoles définies par la structure en nid d'abeilles peuvent constituer des conteneurs remplis d'un matériau par exemple à base de
silice.
Selon un quatrième mode de réalisation de l'invention, les structures internes déformables comprennent des tubes disposés en couches successives
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sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle et débouchant dans un collecteur central
logé dans le fond du réceptacle.
Avantageusement, le réceptacle peut être surmonté d'une plaque de répartition perforée qui
favorise la répartition du corium dans le réceptacle.
Cette plaque de répartition perforée peut notamment prendre une forme conique dont le sommet est tourné vers le bas, lorsque les structures internes déformables sont agencées en couches successives à
l'intérieur du réceptacle.
En outre, afin d'améliorer le refroidissement du réceptacle en cas d'accident, par circulation de l'eau en convection naturelle, le réceptacle est séparé
du fond de la cuve par un espace ouvert vers le haut.
Brève description des dessins
On décrira à présent, à titre d'exemples non limitatifs, différents modes de réalisation de l'invention, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels: - la figure 1 est une vue en coupe verticale, qui représente schématiquement la partie basse d'un réacteur nucléaire à eau dont la cuve intègre un réceptacle selon un premier mode de réalisation de l'invention; - la figure 2 est une vue en coupe comparable à la figure 1, illustrant une première variante du premier mode de réalisation de l'invention; - la figure 3 est une vue en coupe comparable aux figures 1 et 2, illustrant une deuxième variante du premier mode de réalisation de l'invention;
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- la figure 4 est une vue en coupe comparable aux figures 1 à 3, illustrant un deuxième mode de réalisation de l'invention; - la figure 5 est une vue en coupe comparable aux figures 1 à 4, illustrant une variante du deuxième mode de réalisation de l'invention; - la figure 6 est une vue en coupe comparable aux figures 1 à 5, illustrant un troisième mode de réalisation de l'invention; et - la figure 7 est une vue en coupe comparable aux figures 1 à 6, illustrant un quatrième mode de
réalisation de l'invention.
Description détaillée de plusieurs modes de réalisation
préférés de l'invention Les différents modes de réalisation de l'invention qui vont à présent être décrits, ainsi que leurs variantes, concernent tous des réacteurs nucléaires à eau sous pression. Toutefois, comme on l'a déjà observé, l'invention n'est pas limitée à ce type de réacteur et concerne de façon générale tous les réacteurs à eau et notamment les réacteurs à eau bouillante. Les différents modes de réalisation et variantes qui vont être décrits présentent de nombreuses parties identiques ou comparables. Ces différentes parties ne seront décrites qu'une fois, en référence à la figure 1. Les mêmes chiffres de référence sont utilisés pour désigner lesdites parties identiques ou comparables sur les autres figures,
lorsque la clarté de l'exposé conduit à les citer.
Le premier mode de réalisation de l'invention
va à présent être décrit en se référant à la figure 1.
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Sur cette figure, la référence 10 désigne la cuve du réacteur. Plus précisément, seule la partie basse de la cuve a été représentée. Dans sa partie centrale, la cuve 10 contient le coeur 12 du réacteur et des équipements internes associés à celui-ci. Le coeur 12 est habituellement formé d'un grand nombre d'assemblages de combustible nucléaire, disposés verticalement et juxtaposés. Les assemblages reposent sur une plaque inférieure horizontale 14. Cette plaque 14 est perforée au droit de chacun des assemblages de combustible nucléaire, pour permettre la circulation de l'eau de refroidissement contenue dans la cuve 10, à l'intérieur de ces assemblages. Une plaque perforée 16 de distribution de débit, de préférence bombée vers le bas, est généralement fixée à la plaque inférieure
horizontale 14, en dessous de celle-ci.
Le coeur 12 du réacteur, ainsi que les équipements internes qui lui sont associés, tels que la plaque inférieure horizontale 14 et la plaque perforée 16, reposent sur la paroi cylindrique verticale de la cuve 10 par des dispositifs 18 de support et de guidage. Il est à noter que le coeur 12 et les équipements internes associés peuvent prendre des formes quelconques, différentes de celles qui sont représentées sur la figure 1, sans sortir du cadre de l'invention. Conformément à l'invention et comme l'illustre la figure 1, un réceptacle 20 en forme de cuvette est placé' dans la cuve 10, en dessous du coeur 12 du réacteur. Plus précisément, le réceptacle 20 est interposé entre la plaque perforée 16 et le fond bombé,
généralement hémisphérique, de la cuve 10.
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Le réceptacle 20 est conçu pour récupérer le corium, en cas de fusion accidentelle du coeur 12 du réacteur. Il est rappelé que le terme "corium" désigne la masse en fusion produite lors d'un tel accident. Il contient généralement le combustible nucléaire, les matériaux constituant son gainage, ceux des barres de contrôle du réacteur et ceux des équipements internes associés au coeur 12. Le réceptacle 20 est agencé et dimensionné de façon à collecter la totalité du corium, dans le cas o un accident grave se traduirait par une
fusion complète du coeur 12 du réacteur.
De préférence et comme on l'a illustré sur la figure 1, le réceptacle 20 est séparé du fond de la cuve 10 par un espace 22 qui débouche vers le haut entre la périphérie du bord supérieur du réceptacle et la cuve 10. Cet espace 22 autorise la circulation de l'eau contenue dans la cuve 10 du réacteur, comme l'illustrent les flèches sur la figure 1. Lorsqu'un accident se produit, une circulation de l'eau s'établit automatiquement dans l'espace 22, par convection naturelle. Cette circulation d'eau a pour effet de
refroidir le réceptacle 20.
Le réceptacle 20 comprend au moins une couche de briques 24 en un matériau réfractaire. ce matériau réfractaire est choisi de façon à avoir une température de fusion aussi élevée que possible, ainsi qu'une bonne compatibilité chimique avec le corium. Il peut notamment s'agir d'un matériau céramique à base de zircone, qui présente en outre l'avantage d'être
largement disponible sur le marché industriel.
Comme l'illustre schématiquement la figure 1, les briques 24 sont juxtaposées et présentent de préférence des bords adjacents complémentaires, par
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exemple en U ou en queue d'aronde, encastrés les uns
dans les autres.
Le réceptacle 20 comporte également une enveloppe métallique, à l'intérieur de laquelle sont placées les briques 24. Cette enveloppe métallique peut notamment être réalisée en acier inoxydable. Elle comprend une peau intérieure 26 et une peau extérieure 28, qui recouvrent en totalité la ou les couches de briques 24 respectivement sur les faces intérieure et extérieure du réceptacle. L'enveloppe métallique comporte également une bride supérieure 30 qui relie les bords supérieurs des peaux intérieure 26 et
extérieure 28 du réceptacle 20.
La bride supérieure 30 peut être utilisée pour suspendre le réceptacle 20 dans la cuve 10. Elle repose alors sur des supports 32 prévus à l'intérieur de la cuve 10, comme on l'a illustré schématiquement sur la
figure 1.
En variante ou en complément, des renforts rayonnants (non représentés), orientés radialement par rapport à l'axe vertical de la cuve 10, peuvent être interposés entre le fond de la cuve et le réceptacle , dans l'espace 22. Les renforts rayonnants comportent alors des trous favorisant la circulation de
l'eau dans l'espace 22.
Dans le mode de réalisation représenté sur la figure 1, on a donné au réceptacle 20 une forme sensiblement hémisphérique, concentrique à celle du
fond de la cuve 10.
Dans une variante de réalisation non représentée, cette forme sensiblement hémisphérique peut être prolongée vers le haut par une partie sensiblement cylindrique centrée sur l'axe vertical de
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la cuve 10. Un tel agencement sera notamment adopté si le volume total du corium, susceptible d'être formé lors d'un accident grave, excède le volume disponible à l'intérieur du réceptacle 20, si celui-ci est seulement formé d'une partie hémisphérique. L'évaluation du volume disponible à l'intérieur du réceptacle 20 est faite en prenant en compte la présence d'un certain nombre de structures à l'intérieur du réceptacle, comme
on le décrira plus en détail ultérieurement.
Afin que la totalité du corium produit par le coeur 12 lors d'un accident grave soit effectivement recueillie dans le réceptacle 20, on peut disposer, au-dessus du bord supérieur de ce dernier, un
collecteur annulaire 34, comme l'illustre la figure 1.
Le collecteur annulaire 34 peut notamment reposer sur la bride supérieure 30 du réceptacle 20 par
l'intermédiaire d'une structure d'entrecroisement 36.
La face supérieure du collecteur annulaire 34 présente approximativement la forme d'une trémie incurvée vers l'intérieur et s'étend vers le haut jusqu'à proximité de la paroi de la cuve 10. Plus précisément, un jeu' limité à quelques centimètres est prévu entre le collecteur 34 et la paroi de la cuve 10, de façon à empêcher que des débris et des coulées en provenance du coeur en fusion ne puissent pénétrer dans l'espace 22 ménagé entre le réceptacle 20 et le fond de
la cuve 10.
Conformément à une caractéristique essentielle de l'invention, le réceptacle 20 contient, au moins à proximité de sa surface intérieure matérialisée par la peau intérieure 28, des structures internes déformables 38. Ces structures internes déformables 38 ont pour fonction essentielle d'empêcher qu'une éventuelle
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explosion vapeur survenant à l'intérieur du réceptacle endommage ce dernier. Plus précisément, la déformation de ces structures provoquée par l'onde de choc induite par une éventuelle explosion vapeur dissipe et/ou atténue l'énergie libérée par cette explosion. Le réceptacle 20, et en particulier les briques réfractaires 24, est ainsi protégé de l'onde de choc
due à l'explosion.
Dans le premier mode de réalisation de l'invention illustré sur la figure 1, les structures internes déformables 38 comprennent un treillis de barreaux entrecroisés 40 agencé sur une certaine épaisseur contre la surface intérieure du réceptacle , matérialisée par la peau intérieure 26. Les barreaux entrecroisés 40 sont soudés les uns aux autres ainsi qu'à la peau intérieure 26 et disposés sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle, par exemple dans des plans verticaux et horizontaux. Ils forment un treillis métallique ménageant entre les barreaux des espaces suffisants pour permettre une circulation d'eau. L'épaisseur du treillis ainsi que la section, l'espacement et l'orientation des barreaux 40 qui la constituent sont déterminés afin d'obtenir l'amortissement souhaité de l'onde de choc produite par une éventuelle explosion vapeur. Dans le mode de réalisation de la figure 1, le treillis de barreaux entrecroisés 40 est revêtu intérieurement d'une peau métallique 42, à l'intérieur de laquelle est placée une structure de tôles épaisses perforées 44 formant une autre partie des structures internes déformables 38. Les tôles épaisses perforées 44 sont soudées les unes aux autres, ainsi qu'à la peau
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métallique 42. Elles sont régulièrement espacées et agencées, par exemple horizontalement et verticalement, selon trois directions perpendiculaires, de façon à définir entre elles des compartiments 46, par exemple de forme cubique. Comme l'illustre la figure 1, les compartiments 46 les plus proches de la peau métallique 42 et du treillis de barreaux entrecroisés 40 contiennent des conteneurs métalliques 48, de préférence en forme de sphères. Ces conteneurs 48 contiennent un matériau constituant un additif chimique apte à abaisser la température du corium lorsque celui-ci arrive au contact de ce matériau, après destruction de l'enveloppe du conteneur. Ce matériau est, de préférence, un matériau à base de silice tel que du
dioxyde de silice.
Dans le mode de réalisation de la figure 1, une plaque de répartition perforée 50 surplombe le réceptacle 20, en prenant appui sur la bride 30. La
plaque 50 est métallique et horizontale.
Dans l'hypothèse d'un accident grave entraînant la fusion au moins partielle du coeur 12 du réacteur, le corium C produit (figure 1) se fragmente sous forme de petites particules tout en s'écoulant vers le réceptacle 20. Il pénètre dans ce dernier au travers de la plaque 50. Tout en poursuivant leur descente à l'intérieur de la structure de tôles perforées 44, les petites particules de corium vaporisent l'eau à leur contact, de sorte qu'un film de vapeur se forme autour de chaque particule. Il existe donc un risque pour qu'une explosion vapeur se produise dans la partie centrale du réceptacle 20. Dans cette hypothèse, les structures internes déformables 38 placées dans ce
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réceptacle, notamment les compartiments latéraux 46 remplis de conteneurs sphériques 48 et le treillis de barreaux entrecroisés 40, créent un matelas de protection qui amortit l'onde de choc produite par une explosion éventuelle. L'intégrité du réceptacle 20 est
ainsi préservée.
En outre, en cas d'explosion vapeur, les tôles formant les compartiments 46 sont déformées et écrasent les conteneurs 48, qui libèrent le matériau
généralement à base de silice qu'ils contiennent.
Conjointement avec les structures internes métalliques fondues et avec l'eau contenue dans la cuve, l'adjonction de ce matériau contribue à abaisser la température du corium jusqu'à une température sensiblement inférieure à la température de fusion du matériau réfractaire dans lequel sont formées les briques 24. A titre d'illustration, un pourcentage de 14 % en masse de silice peut abaisser la température du corium d'environ 4000C. Sachant que la température du corium est égale à environ 2600 C à 2800 C et que cette température est généralement très voisine de la température à laquelle peuvent résister les briques réfractaires 24, cela contribue grandement à préserver
l'intégrité de celles-ci et donc du réceptacle 20.
Sur la figure 2, on a représenté une variante du premier mode de réalisation de l'invention qui vient d'être décrit en référence à la figure 1. La principale différence entre cette variante et le mode de réalisation décrit précédemment concerne les structures internes déformables 38. En effet, dans cette variante, le treillis de barreaux entrecroisés 40 remplit pratiquement en totalité le réceptacle 20, de sorte que
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la structure de tôles épaisses perforées 44 de la
figure i est supprimée.
Comme précédemment, les barreaux métalliques entrecroisés 40 sont soudés les uns aux autres, ainsi qu'à la peau intérieure 26, selon un agencement qui définit entre les barreaux des passages facilitant la
circulation de l'eau.
Cette variante se distingue également du mode de réalisation de la figure 1 par l'absence de conteneurs recevant un matériau apte à abaisser la température du corium. Dans ce cas, l'abaissement de la température du corium est assuré par la fusion d'une partie du treillis de barreaux entrecroisés 40 et son mélange avec le corium. Il est à noter, en outre, que ce treillis contribue à fragmenter la masse du corium, ce qui la rend plus apte à son refroidissement tout en ménageant un espace suffisant pour recevoir la totalité
du corium à l'intérieur du réceptacle 20.
De plus, dans la variante de la figure 2, la plaque de répartition horizontale 50 de la figure 1 est supprimée et la face supérieure des structures internes déformables 38 contenues dans le réceptacle 20 présente une forme conique dont la pointe est orientée vers le bas. Cette face supérieure se comporte ainsi comme une trémie perméable qui tend à acheminer la majeure partie du corium C vers une région centrale de la structure, centrée sur le centre du réceptacle 20. Grâce à cet agencement, une éventuelle explosion vapeur a de fortes chances de se produire en un emplacement proche de cette région centrale. La majeure partie de l'épaisseur du treillis de barreaux entrecroisés 40 intervient donc pour amortir l'onde de choc produite par cette explosion.
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Sur la figure 3, on a représenté une deuxième
variante du premier mode de réalisation de l'invention.
Comme dans la première variante, le treillis de barreaux entrecroisés 40 formant les structures internes déformables 38 remplit la majeure partie du réceptacle 20. Toutefois, l'écartement entre les barreaux 40 est plus important, de sorte que des conteneurs 48, comparables à ceux qui ont été décrits en référence à la figure 1, sont intercalés entre les barreaux entrecroisés 40, à l'intérieur même du treillis. Ces conteneurs 48, de préférence en forme de sphères, contiennent comme précédemment un matériau apte à abaisser la température du corium, tel qu'un
matériau à base de silice.
La configuration de la face supérieure des structures internes déformables 38 est, par ailleurs, comparable à celle de la première variante décrite en
référence à la figure 2.
On décrira à présent, en se référant à la figure 4, un deuxième mode de réalisation de l'invention. Dans ce deuxième mode de réalisation de l'invention, les structures internes déformables 38 comprennent des tôles 52, orientées parallèlement à la surface intérieure du réceptacle 20, et régulièrement espacées. Les tôles 52, en forme de calottes sphériques, sont reliées entre elles par des raidisseurs 54 situés dans des plans verticaux passant par l'axe de la cuve 10. Les tôles 52 et les raidisseurs 54 sont des pièces métalliques soudées, agencées de façon à permettre une circulation d'eau entre les tôles. A cet effet, des trous 56 sont
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pratiqués dans les raidisseurs 54, comme l'illustre la
figure 4.
Dans cette deuxième forme de réalisation de l'invention, une plaque de répartition perforée 50 surplombe le réceptacle 20, comme dans la forme de réalisation de la figure 1. Toutefois, au lieu d'être plane et horizontale, la plaque perforée 50 est conique et son sommet est orienté vers le bas. Comme le montre la figure 4, la partie centrale de la plaque de répartition perforée 50 peut présenter une ouverture centrale de plus grande dimension, dans sa partie située au-dessus de la tôle 52 la plus proche du centre
du réceptacle 20.
Dans ce deuxième mode de réalisation de l'invention, les structures internes déformables formées par les tôles 52 et par les raidisseurs 54 amortissent l'onde de choc produite par une éventuelle
explosion vapeur à l'intérieur du réceptacle 20.
L'intégrité de celui-ci est ainsi préservée.
En l'absence d'un matériau particulier propre à abaisser la température du corium, cet effet d'abaissement de la température est assuré par le fer contenu dans les tôles 52 et les raidisseurs 54. En réduisant la température du corium à un niveau inférieur à celui que peuvent supporter les briques réfractaires 24, cet effet secondaire des structures internes 38 participe également à préserver l'intégrité
du réceptacle 20.
Sur la figure 5, on a représenté une variante
du deuxième mode de réalisation de l'invention.
Cette variante se distingue essentiellement du mode de réalisation qui vient d'être décrit par le fait qu'il ne comporte qu'un nombre limité de tôles 52 (parB 13123.3 GP
exemple deux) agencées à proximité de la surface intérieure du réceptacle 20. De plus, les espaces formés entre les tôles 52 sont divisés en modules 58 par des raidisseurs 54 agencés d'une part dans des plans verticaux passant par l'axe de la cuve et, d'autre part, dans des plans perpendiculaires à ces plans verticaux et aux tôles 52. A l'exception des modules 58 situés dans le fond du réceptacle, qui sont approximativement en forme de cylindre, les autres
modules 58 sont en forme de secteurs sphériques.
De plus, chacun des modules 58 ainsi délimités par les tôles 52 et les raidisseurs 54 contient au moins deux couches de tubes cintrés 60, agencées sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle. Les tubes cintrés 60 peuvent notamment être
disposés en quinconce d'une couche à l'autre.
Les structures internes déformables ainsi réalisées sont plus compactes que dans le mode de réalisation de la figure 4, ce qui permet de libérer toute la partie centrale du réceptacle 20. Les effets d'amortissement de l'onde de choc et d'abaissement de la température du corium, dans l'hypothèse d'une explosion vapeur, sont identiques à ceux qui ont été
décrits précédemment.
Il est à noter que toutes les pièces métalliques constituées par les tôles 52, les raidisseurs 54 et les tubes 60 sont soudées les unes aux autres et que les modules 58 formés par ces pièces
sont soudés entre eux.
Dans l'agencement qui vient d'être décrit en se référant à la figure 5, les tubes 60 de chaque module 58 forment des conteneurs qui peuvent être remplis au moins en partie d'un matériau, par exemple à base de
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silice, apte à abaisser la température du corium à son contact. On décrira à présent un troisième mode de réalisation de l'invention en se référant à la figure 6. Comme l'illustre cette figure, les structures internes déformables 38 contenues dans le réceptacle 20 comprennent dans ce cas une structure en nid d'abeilles 61 qui recouvre, sur une certaine épaisseur, la surface
intérieure du réceptacle 20. Les cloisons de la struc-
ture en nid d'abeilles 61 sont orientées sensiblement radialement par rapport au centre du réceptacle, c'est-à-dire sensiblement perpendiculairement à la surface intérieure de celui-ci. Elles définissent des
alvéoles dont la section peut être quelconque, notam-
ment hexagonale ou circulaire.
La structure en nid d'abeilles 61 est métalli-
que et revêtue intérieurement d'une peau 62 également métallique. Les effets de la structure en nid d'abeilles 61 sont analogues à ceux qui ont été décrits précédemment
en référence aux figures 2 et 4.
Il est à noter qu'un effet de refroidissement accéléré du corium recueilli dans le réceptacle 20 peut être obtenu en remplissant au moins en partie les conteneurs formés par les alvéoles de la structure en nid d'abeilles 61 d'un matériau approprié, par exemple
à base de silice.
On décrira enfin, en se référant à la figure 7,
un quatrième mode de réalisation de l'invention.
Dans ce cas, les structures internes déformables 38 contenues dans le réceptacle 20 comprennent des tubes métalliques 64 soudés les uns aux
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autres et agencés en couches successives sensiblement
parallèlement à la surface intérieure du réceptacle 20.
Les tubes 64 sont disposés en quinconce d'une couche à l'autre. Leur extrémité haute est soudée sur la plaque de répartition perforée 50, de façon à déboucher au-dessus de celle-ci au travers des perforations de la plaque. L'extrémité basse de chacun des tubes 64 est soudée sur une virole cylindrique perforée 66 centrée sur l'axe vertical de la cuve 10 du réacteur, de façon à déboucher dans un collecteur central 68 au travers des perforations de la virole 66. Les extrémités des tubes 64 raccordées sur la virole 66 sont toutes jointives, alors que les tubes s'écartent progressivement les uns des autres en remontant vers la plaque de répartition perforée 50. Le collecteur 68 est
fermé en partie supérieure par une plaque perforée 70.
Dans cet agencement, une circulation d'eau s'établit par convection naturelle, à l'intérieur des tubes 64 vers le collecteur 68, puis vers le haut au
travers de la plaque perforée 70.
Dans l'hypothèse d'une explosion vapeur, les tubes 64, la virole 66 et la plaque perforée 70 remplissent des fonctions analogues à celles qui ont été décrites précédemment en se référant notamment aux
figures 2 et 4.
Bien entendu, les différents modes de réalisation et variantes qui viennent d'être décrits ne constituent que des exemples de réalisation possibles des structures internes déformables 38 qui sont placées dans le réceptacle 20. De façon plus générale, il est rappelé que l'invention s'applique indifféremment à tout type de réacteur nucléaire à eau et quel que soit l'agencement du coeur et des équipements internes
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associés. Par ailleurs, la forme et la structure du réceptacle peuvent être différentes de celles qui ont été décrites. En outre, si leur présence est souhaitable, l'espace 22 ainsi que le collecteur annulaire 32 peuvent, dans certains cas, être supprimés.
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Claims (18)
1. Réacteur nucléaire à eau, comprenant une cuve (10) et un coeur (12) de réacteur logé dans la cuve, ledit réacteur étant caractérisé en ce qu'il comprend, de plus, un réceptacle (20) en forme de cuvette, logé dans la cuve en dessous du coeur, et réalisé au moins partiellement en un matériau réfractaire, ledit réceptacle étant apte à recueillir du corium formé lors d'une fusion accidentelle du coeur (12) et contenant des structures internes déformables (38), au moins à proximité d'une surface intérieure du
réceptacle (20).
2. Réacteur selon la revendication 1, dans lequel les structures internes déformables (38) comprennent des structures métalliques agencées de façon à autoriser une circulation d'eau dans lesdites structures.
3. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications 1 et 2, dans lequel le réceptacle (20)
contient également des conteneurs (48) dans lesquels est placé un matériau apte à abaisser la température du
corium, au contact de celui-ci.
4. Réacteur selon la revendication 3, dans lequel le matériau apte à abaisser la température du
corium contient de la silice.
5. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications 3 et 4, dans lequel les conteneurs (48)
sont des sphères.
6. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications précédentes, dans lequel les structures
internes déformables comprennent un treillis de
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barreaux entrecroisés (40), agencé contre la surface
intérieure du réceptacle (20).
7. Réacteur selon la revendication 6, dans lequel le treillis de barreaux entrecroisés (40) remplit la majeure partie du réceptacle (20).
8. Réacteur selon la revendication 7, combinée
avec l'une quelconque des revendications 3 à 5, dans
lequel lesdits conteneurs (48) sont reçus entre les
barreaux entrecroisés (40).
9. Réacteur selon la revendication 6, combinée
avec l'une quelconque des revendications 3 à 5, dans
lequel les structures internes déformables comprennent de plus, à l'intérieur du treillis de barreaux entrecroisés (40), une structure de tôles perforées (44) formant des compartiments (46), lesdits conteneurs (48) étant reçus au moins dans les compartiments les
plus proches du treillis de barreaux entrecroisés (40).
10. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications 1 à 5, dans lequel les structures
internes déformables comprennent des tôles (52) espacées les unes des autres et agencées sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle (20), ainsi que des raidisseurs (54) reliant les tôles
entre elles.
11. Réacteur selon la revendication 10, dans lequel les tôles (52) et les raidisseurs (54) forment des modules (58) contenant des tubes (60) orientés sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle.
12. Réacteur selon la revendication 11,
combinée avec l'une quelconque des revendications 3 et
4, dans lequel les conteneurs sont les tubes (60).
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13. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications 1 à 5, dans lequel les structures
internes déformables comprennent une structure en nid d'abeilles (61) dont les cloisons sont sensiblement perpendiculaires à la surface intérieure du réceptacle (20).
14. Réacteur selon la revendication 13,
combinée avec l'une quelconque des revendications 3 et
4, dans lequel les conteneurs sont des alvéoles
définies par la structure en nid d'abeilles (61).
15. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications 1 à 5, dans lequel les structures
internes déformables comprennent des tubes (64) disposés en couches successives sensiblement parallèlement à la surface intérieure du réceptacle (20), et débouchant dans un collecteur central (68)
logé dans le fond du réceptacle.
16. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications précédentes, dans lequel une plaque de
répartition perforée (50) surplombe le réceptacle (20).
17. Réacteur selon la revendication 16, dans lequel la plaque de répartition perforée (50) est
conique, le sommet du cône étant tourné vers le bas.
18. Réacteur selon l'une quelconque des
revendications précédentes, dans lequel le réceptacle
(20) est séparé du fond de la cuve (10) par un espace
(22) ouvert vers le haut.
B 13123.3 GP
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| DE19949583A DE19949583B4 (de) | 1998-10-14 | 1999-10-14 | Wasser-Kernreaktor mit einem verformbare interne Strukturen enthaltenden Auffang |
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Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2840100A1 (fr) * | 2002-05-24 | 2003-11-28 | Technicatome | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif passif e maintien du coeur en cas d'elevation de temperature |
| CN103544999A (zh) * | 2012-07-12 | 2014-01-29 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备 |
| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
Families Citing this family (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7558360B1 (en) * | 2003-12-31 | 2009-07-07 | General Electric Company | Core catcher cooling |
| JP2008241657A (ja) * | 2007-03-29 | 2008-10-09 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
| WO2009055106A2 (fr) * | 2007-08-03 | 2009-04-30 | Charles Ramberg | Limitation d'un accident hors cuve |
| KR100999836B1 (ko) | 2008-12-08 | 2010-12-09 | 한국과학기술원 | 액체금속로용 코어 캐쳐 |
| KR100984017B1 (ko) * | 2008-12-09 | 2010-09-28 | 한국수력원자력 주식회사 | 노심용융 사고시 원자로 용기를 보호하기 위한 원자로 용기내벽 구조 |
| JP2011174897A (ja) * | 2010-02-25 | 2011-09-08 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 溶融物冷却構造、これを備えた原子炉格納容器およびこれを備えた原子力プラント |
| JP5582858B2 (ja) * | 2010-04-23 | 2014-09-03 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物保持構造体 |
| RU2522943C2 (ru) * | 2012-04-24 | 2014-07-20 | ООО "Наука-Сервис-Центр" | Пассивная защита ядерного реактора |
| KR101288842B1 (ko) | 2013-01-14 | 2013-08-07 | 한국원자력연구원 | 금속 피복형 노내 내열 세라믹 노심 용융물 받이 |
| RU2543056C2 (ru) * | 2013-06-25 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВПО "НИУ "МЭИ") | Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны и устройство для его осуществления |
| JP6363381B2 (ja) * | 2014-04-11 | 2018-07-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 床材ユニット |
| JP6415874B2 (ja) * | 2014-06-30 | 2018-10-31 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器底部保護装置および原子炉格納設備 |
| RU2576517C1 (ru) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа |
| WO2019190367A1 (fr) * | 2018-03-28 | 2019-10-03 | Bechta Sevostian | Système de sécurité d'un réacteur nucléaire servant à la stabilisation de fusion de cœur hors cuve lors d'un accident grave |
| KR102216695B1 (ko) * | 2018-09-03 | 2021-02-18 | 한국원자력연구원 | 노심 용융물 냉각 장치 |
| RU2698462C1 (ru) * | 2018-11-01 | 2019-08-27 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2914872A1 (de) * | 1979-04-12 | 1980-10-23 | Erich Prof Dr Bagge | Auffangwanne bei der coreschmelze von druckwasserreaktoren |
| RU2100854C1 (ru) * | 1994-08-22 | 1997-12-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Ловушка активной зоны ядерного реактора |
| RU2106025C1 (ru) * | 1995-08-24 | 1998-02-27 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| RU2106026C1 (ru) * | 1995-10-17 | 1998-02-27 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| RU2106701C1 (ru) * | 1995-08-24 | 1998-03-10 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| WO1998013832A1 (fr) * | 1996-09-25 | 1998-04-02 | Il Soon Hwang | Structure d'espacement pour cuve de reacteur nucleaire |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4116764A (en) * | 1976-02-11 | 1978-09-26 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Apparatus for controlling nuclear core debris |
| LU80638A1 (de) * | 1978-12-11 | 1980-07-21 | Euratom Europ Atomgemeinschaft | Auffangvorrichtung |
| FR2683375B1 (fr) * | 1991-11-06 | 1994-01-07 | Commissariat A Energie Atomique | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle. |
| US5410577A (en) * | 1993-11-04 | 1995-04-25 | Martin Marietta Energy Systems, Inc. | Core-melt source reduction system |
| JPH0843576A (ja) * | 1994-07-27 | 1996-02-16 | Toshiba Corp | 原子炉コアキャッチャー |
| FR2763168B1 (fr) * | 1997-05-06 | 1999-11-05 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau, dont la cuve contient un dispositif de recuperation du coeur apres sa fusion accidentelle |
-
1998
- 1998-10-14 FR FR9812879A patent/FR2784785B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1999
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- 1999-10-14 DE DE19949583A patent/DE19949583B4/de not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2914872A1 (de) * | 1979-04-12 | 1980-10-23 | Erich Prof Dr Bagge | Auffangwanne bei der coreschmelze von druckwasserreaktoren |
| RU2100854C1 (ru) * | 1994-08-22 | 1997-12-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Ловушка активной зоны ядерного реактора |
| RU2106025C1 (ru) * | 1995-08-24 | 1998-02-27 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| RU2106701C1 (ru) * | 1995-08-24 | 1998-03-10 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| RU2106026C1 (ru) * | 1995-10-17 | 1998-02-27 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| WO1998013832A1 (fr) * | 1996-09-25 | 1998-04-02 | Il Soon Hwang | Structure d'espacement pour cuve de reacteur nucleaire |
Non-Patent Citations (5)
| Title |
|---|
| DATABASE WPI Section Ch Week 9833, Derwent World Patents Index; Class K05, AN 98-386092, XP002106107 * |
| DATABASE WPI Section Ch Week 9841, Derwent World Patents Index; Class K05, AN 98-479852, XP002106105 * |
| DATABASE WPI Section Ch Week 9841, Derwent World Patents Index; Class K05, AN 98-479853, XP002106106 * |
| DATABASE WPI Section Ch Week 9843, Derwent World Patents Index; Class K05, AN 98-504769, XP002106104 * |
| KUCZERA B: "R&D ACTIVITIES ON SAFETY ASPECTS OF FUTURE PWR PLANTS PERFORMED AT KFK", NUCLEAR SAFETY, vol. 34, no. 2, 1 April 1993 (1993-04-01), pages 213 - 229, XP000463479 * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2840100A1 (fr) * | 2002-05-24 | 2003-11-28 | Technicatome | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif passif e maintien du coeur en cas d'elevation de temperature |
| US9025721B2 (en) | 2010-03-29 | 2015-05-05 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Holding device |
| CN103544999A (zh) * | 2012-07-12 | 2014-01-29 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备 |
| CN103544999B (zh) * | 2012-07-12 | 2016-12-28 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
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