FR2985842A1

FR2985842A1 - Systeme pour evacuer la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression

Info

Publication number: FR2985842A1
Application number: FR1250514A
Authority: FR
Inventors: Christian Marie; Olivier Coste; Fabrice Martin
Original assignee: Societe Technique pour lEnergie Atomique Technicatome SA; TechnicAtome SA
Current assignee: Societe Technique pour lEnergie Atomique Technicatome SA; TechnicAtome SA
Priority date: 2012-01-18
Filing date: 2012-01-18
Publication date: 2013-07-19
Anticipated expiration: 2032-01-18
Also published as: US20140362968A1; CN104205239A; WO2013107790A1; US10255999B2; CN104205239B; FR2985842B1

Abstract

La présente invention concerne un système pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) à eau pressurisée. Le système comporte une réserve d'eau (102), au moins un générateur de vapeur, dit module GV (119), dans lequel l'eau primaire chauffée par le coeur (113) circule soit de façon forcée lors du fonctionnement en puissance, soit en circulation naturelle en situation d'arrêt de la pompe primaire, au moins un condenseur (105) logé dans l'enceinte de confinement (101). Le condenseur inclut un récupérateur (106) apte à récupérer l'eau condensée et une liaison condenseur (110, 107, 111) pour assurer la circulation d'eau en circuit fermé entre la réserve (102) et le condenseur (105). Le système comporte aussi des moyens (112) pour la mise en circulation de l'eau secondaire entre le module GV (119) et le condenseur (105), lesdits moyens s'activant sans apport extérieur d'énergie électrique, lorsqu'un paramètre de fonctionnement caractéristique d'un échauffement excessif de l'eau primaire atteint un certain seuil, de sorte que l'eau primaire chauffée par le coeur (113) et circulant dans le module GV vaporise l'eau secondaire, une liaison chaude (123) assurant la circulation naturelle de la vapeur issue du module GV (119) vers le condenseur (105), le condenseur (105) étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude (123) par contact thermique avec l'eau de la liaison condenseur (110, 107, 111) en circulation naturelle et une liaison froide (124) assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur (106) vers le module GV (119).

Description

Système pour évacuer la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau sous pression La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à eau sous pression et se rapporte plus particulièrement à l'évacuation de la puissance résiduelle du coeur de ce réacteur après arrêt de ce dernier. De façon générale, lorsqu'on arrête un réacteur en introduisant une forte anti-réactivité dans le coeur, le nombre de fissions dans ce dernier de- vient très rapidement négligeable au bout d'un temps de l'ordre de quelques secondes. En revanche, la radioactivité des produits de fission qui se sont développés dans le coeur pendant la période de fonctionnement normal, continue à dégager une puissance importante qui peut représenter au mo- ment de son arrêt 6-7% de la puissance de fonctionnement du réacteur. Au bout de quelques heures post-arrêt, la puissance résiduelle représente encore 1-2% de la puissance de fonctionnement du réacteur, la diminution étant ensuite relativement lente : une telle puissance résiduelle doit être évacuée. Il est donc nécessaire, de disposer de moyens d'évacuation de cette puissance résiduelle en toute situation sous peine de risque de fu- sion du coeur. Pour ce faire, il est connu d'utiliser des dispositifs d'évacuation de la puissance résiduelle du coeur spécifiques pour les situations accidentelles par rapporta aux moyens utilisés lors d'un arrêt normal L'évacuation de la puissance résiduelle des coeurs de réacteurs nu- cléaires en cas d'accident est classiquement assurée par des systèmes de secours utilisant des moyens actifs dont le principe est par exemple de refroidir le fluide primaire à partir de décharges vapeur disposées sur le secondaire, avec réalimentation en eau vers le générateur de vapeur par des moyens actifs (pompes).

De tels systèmes de réfrigération de sureté avec des moyens actifs de type pompes nécessitent l'apport d'énergie extérieure notamment pour faire fonctionner les pompes. Le réacteur étant à l'arrêt, il ne produit plus d'électricité et il est donc nécessaire de faire appel à des sources d'énergie de secours (par exemple diesel générateur) pour permettre le fonctionne- ment des pompes. On comprend donc aisément que ces sources actives sont de nature à réduire la fiabilité de la fonction de réfrigération. Dans une logique de perte totale de l'alimentation électrique, on connait également des dispositifs entièrement passifs d'évacuation de la puis- sance résiduelle. Ainsi, le document US6795518 décrit les caractéristiques d'un réacteur à eau pressurisée intégré (i.e. le générateur de vapeur est dans l'enceinte primaire réacteur) comprenant un dispositif passif d'évacuation de la puissance résiduelle utilisant la vapeur issue du côté secondaire du géné- rateur de vapeur de l'enceinte primaire du réacteur. La vapeur issue du gé- nérateur de vapeur se condense sur les tubes d'un condenseur par refroidissement avec de l'eau contenue dans une capacité inertielle ; l'eau provenant de la capacité inertielle circule par circulation naturelle de même que la vapeur qui circule naturellement entre le GV et le condenseur externe. Le déclenchement de ce système est réalisé de manière passive par une valve s'ouvrant sans apport d'énergie extérieur. Une telle architecture pose toutefois certains problèmes. Le système passif d'évacuation de la puissance résiduelle selon le document US6795518 utilise la vapeur issue du générateur de vapeur utilisé pour l'alimentation de la turbine. Ainsi, ce système ne fonctionnera pas en cas de brèche en eau secondaire dans le générateur de vapeur. Il convient par ailleurs de noter l'utilisation de vannes d'isolement permettant d'isoler le condenseur de l'enceinte de confinement pour éviter tout risque de dispersion de la radioactivité hors de l'enceinte. Pour mé- moire, l'enceinte de confinement abrite les principaux équipements de la chaudière nucléaire, les protège des accidents externes (séismes, projectiles, inondations,...) et constitue la troisième barrière empêchant le relâchement des produits radioactifs dans l'environnement après la gaine du combustible et la enceinte primaire réacteur. Si une brèche intervient sur les liaisons reliant l'enceinte de confinement et le condenseur, il convient d'activer la fermeture des vannes d'isolement pour éviter que de l'eau secondaire ne se déverse hors de l'enceinte de confinement (notamment dans la capacité inertielle). Une telle fermeture entraîne de facto le non fonction- nement du système d'évacuation de la puissance résiduelle. De même, en l'absence d'alimentation d'électrique, les vannes d'isolement sont fermées par défaut (de façon à assurer l'isolement du confinement) : dès lors que les vannes sont fermées, le système d'évacuation de la puissance résiduelle ne peut plus fonctionner. En outre, le fait d'utiliser le générateur de vapeur utilisé lors du fonctionnement en puissance du réacteur entraîne un vieillissement et une usure de ce dernier. On connait également des modèles de réacteur à eau sous pression intégré du type SCOR (« Simple Compact Reactor ») comportant un unique générateur de vapeur intégré dans la enceinte primaire réacteur. Ce réacteur comporte en outre un dispositif passif d'évacuation de la puissance résiduelle incluant une pluralité d'échangeurs de chaleur intégrés dans l'enceinte primaire réacteur. En cas d'évacuation de la puissance résiduelle, l'eau primaire se refroidit par contact avec les échangeurs de chaleur d'évacuation de la puissance résiduelle dans lesquels circule une eau de refroidissement. Cette eau secondaire va elle-même échanger sa chaleur avec un condenseur, hors de l'enceinte de confinement, en contact avec une eau provenant d'une capacité inertielle.

Une telle architecture pose également certains problèmes. Comme pour le document US6795518, le réacteur SCOR implique l'utilisation de vannes d'isolement à fermeture (i.e. bloquant la circulation du fluide) en cas de perte d'alimentation électrique. En outre, l'évacuation de la puissance résiduelle se fait en utilisant un échangeur de chaleur présentant une efficacité d'évacuation moindre que celle d'un générateur de vapeur. Enfin, le réacteur SCOR est conçu de sorte qu'il n'est pas possible de tester le système d'évacuation de puissance résiduelle lors du fonctionnement normal en puissance du réacteur : l'architecture est en effet telle que l'eau primaire ne passe pas dans l'échangeur de chaleur lors du fonction- nement en puissance du réacteur. Dans ce contexte, la présente invention a pour but de proposer un système passif d'évacuation de la puissance résiduelle du coeur, pour un réacteur nucléaire à eau pressurisée, y-compris en cas de brèche en eau secondaire dans le générateur de vapeur alimentant la turbine, ledit système ne comprenant pas de vanne d'isolement entre l'enceinte de confinement et le condenseur et étant susceptible d'être testé lors du fonctionnement en puissance du réacteur. A cette fin, l'invention propose un système pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une enceinte de confinement intégrant une enceinte primaire réacteur incluant le coeur dudit réacteur, ledit système comportant - une réserve d'eau ; au moins un générateur de vapeur, dit module dédié, adapté pour être logé dans l'enceinte primaire réacteur et apte à assurer le passage à l'état vapeur d'une eau secondaire au contact thermique d'une eau primaire, dans lequel, l'eau primaire chauffée par le coeur circule soit de façon forcée par l'intermédiaire d'au moins une pompe pri- maire lors du fonctionnement en puissance du réacteur, soit en circulation naturelle en situation d'arrêt de la pompe primaire, l'eau primaire chauffée par le coeur circulant sans circulation d'eau secondaire dans le module dédié lors du fonctionnement en puissance du réacteur ; - au moins un condenseur adapté pour être logé dans l'enceinte de confinement incluant : o un récupérateur apte à récupérer l'eau condensée par le condenseur; o une liaison, dite liaison condenseur, apte à assurer la circula- tion d'eau en circuit fermé entre la réserve et le condenseur ; - des moyens pour la mise en circulation de l'eau secondaire entre le module dédié et le condenseur, lesdits moyens s'activant sans apport extérieur d'énergie électrique, lorsqu'un paramètre de fonction- nement caractéristique d'un échauffement excessif de l'eau primaire atteint un certain seuil, de sorte que l'eau primaire chauffée par le coeur et circulant dans le module dédié vaporise l'eau secondaire circulant dans le module en lui cédant de la chaleur ; - une liaison chaude assurant la circulation naturelle de la vapeur issue du module dédié vers le condenseur, le condenseur étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude par contact thermique avec l'eau circulant dans la liaison condenseur en circula- tion naturelle ; - une liaison froide assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur vers l'entrée d'eau secondaire du module dédié. Le système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons technique- ment possibles : - ledit module dédié est un générateur de vapeur simple passe ; ledit module dédié est un générateur de vapeur de type méthodique ; - ledit condenseur est agencé à une hauteur plus élevée que ledit mo- dule dédié de façon à permettre la circulation naturelle ; - ledit module dédié est un échangeur à micro-canaux formé par un as- semblage de plaques gravées. La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant : - une enceinte de confinement intégrant une enceinte primaire réacteur incluant le coeur dudit réacteur ; un système pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention ; ladite enceinte primaire réacteur comportant : - un circuit primaire de circulation d'eau primaire sous pression pour évacuer la puissance fournie par le coeur lors du fonctionnement en puissance du réacteur ; au moins un générateur de vapeur, dit générateur de fonctionnement en puissance, différent du module dédié et dans lequel de l'eau pri- maire chauffée par le coeur et circulant dans le générateur de fonc- tionnement en puissance cède de la chaleur à de l'eau secondaire circulant dans le générateur de fonctionnement en puissance pour vaporiser cette eau secondaire lors du fonctionnement en puissance du réacteur. Le réacteur selon l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou se- Ion toutes les combinaisons techniquement possibles : - le générateur de fonctionnement en puissance et le module dédié présentent une structure identique ; - ledit condenseur est logé à proximité des parois latérales de l'enceinte de confinement ; - la réserve d'eau est agencée sur le côté ou au-dessus de l'enceinte de confinement ; - le module dédié est agencé dans l'enceinte primaire réacteur au-dessus du coeur du réacteur de façon à permettre la circulation naturelle ; le coeur est en partie basse centrale de l'enceinte primaire réacteur et le module dédié est agencé à proximité de la paroi latérale de ladite enceinte primaire réacteur. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nul- lement limitatif, en référence à la figurel annexée représentant schémati- quement un réacteur nucléaire selon l'invention. La figure 1 représente donc schématiquement un réacteur nucléaire 100 comportant un système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention. Le réacteur 100 comprend deux éléments principaux : - une enceinte de confinement 101 ; une réserve d'eau 102. La réserve d'eau 102 est ici représentée sur le côté de l'enceinte 101 mais il est entendu qu'elle peut être placée tout autour de l'enceinte 101ou au-dessus de celle-ci. Cette réserve d'eau ordinaire 102 doit comporter un grand volume d'eau103. Ce volume est d'autant plus grand que l'on re- cherche à retarder toute action humaine. A titre d'ordre de grandeur, le volume d'eau au dessus du débouché de la ligne 108 est de quelques cen- faines de m3 pour 72 heures d'autonomie ; par exemple, non limitativement, ce volume est inférieur à 1000m3 pour un réacteur de 300MWth. L'eau de la réserve d'eau 102 peut être de l'eau ordinaire traitée pour assurer sa qualité sur le long terme sans que cela n'exclut l'utilisation d'eau non traitée en situation accidentelle de sorte que la réserve d'eau puisse être remplie lorsque celle-ci se vide ; à cet effet, des gaines sèches (non représentées) pourront être prévues pour assurer le remplissage à distance. Il convient de noter que la réserve d'eau 102 n'est pas pressurisée de sorte que l'eau de cette réserve 102 au niveau le plus haut est sensiblement à la pression atmosphérique. L'enceinte de confinement 101 comporte : - une enceinte primaire réacteur 104 ; - au moins un condenseur 105 ; Comme évoqué précédemment, l'enceinte de confinement abrite les principaux équipements de la chaudière nucléaire, les protège des accidents externes (séismes, projectiles, inondations,...) et constitue la troisième barrière empêchant le relâchement des produits radioactifs dans l'environnement. Le condenseur 105 est formé par un récupérateur 106 (i.e. un récep- tacle apte à recevoir l'eau condensée par le condenseur) et un échangeur 107 logé à l'intérieur du récupérateur 106 et dont les extrémités 108 et 109 pénètrent dans la réserve d'eau 102, l'extrémité 108 étant située au-dessus de l'extrémité 109. Les extrémités 109 et 108 sont respectivement reliées à l'échangeur condenseur 107 via deux tubulures 110 et 111. En fonctionne- ment normal en puissance du réacteur 100, le récupérateur 106 est rempli d'eau (i.e. jusqu'au niveau 121 illustré sur la figure 1). Cette eau peut être sous forme vapeur, liquide ou diphasique. L'enceinte primaire réacteur 104 constitue l'enceinte de pression du réacteur nucléaire 100 ; selon un mode préférentielle de l'invention, le réac- teur nucléaire 100 est un réacteur de type intégré ou compact de sorte que l'enceinte primaire réacteur 104 comporte de façon connue : - le coeur du réacteur 113 formé d'assemblages combustible nucléaire et logé dans le bas au milieu de l'enceinte primaire réacteur 104 ; - au moins un générateur de vapeur 114 placé au-dessus du coeur 113 sur la périphérie de l'enceinte primaire 104. En fonctionnement normal du réacteur 100 (i.e. lorsque le réacteur fonctionne en puissance pour produire de la vapeur), une circulation d'eau primaire, appelée "circuit primaire", est organisée à l'intérieur de l'enceinte primaire 104 pour évacuer la chaleur du coeur central vers le générateur de vapeur 114. Il existe donc un mouvement ascendant central (flèches 115) du fluide qui passe successivement dans le coeur 113 puis entre dans le générateur de vapeur 114 via une entrée primaire 116 située sur la partie supé- rieure du générateur de vapeur 114, le fluide étant ensuite renvoyé dans l'enceinte primaire 104 à la périphérie de celle-ci pour retomber en-dessous du coeur central par un mouvement descendant périphérique (flèches 117). Des pompes primaires de circulation non représentées sont installées (dans ou autour de l'enceinte primaire 104) pour apporter l'énergie néces- raire à l'eau primaire, de façon à assurer sa circulation dans l'ensemble de l'enceinte primaire 104. Un circuit secondaire 118 relie le générateur de vapeur 114 permettant la fourniture de vapeur pour l'utilisateur (cette vapeur étant notamment susceptible d'alimenter une turbine pour la production d'électricité). Plus précisément, dans le générateur de vapeur 114, cette chaleur transforme en vapeur de l'eau secondaire. La vapeur est ramenée ensuite à l'état liquide dans un condenseur et retourne vers le générateur de vapeur 114 par mise en circulation grâce à des pompes secondaires dans le circuit secondaire 118.

Conformément à l'invention, l'enceinte primaire réacteur 104 com- porte en outre un autre générateur de vapeur 119, dit module générateur de vapeur (GV) dédié également logé à la périphérie de l'enceinte primaire réacteur 104 et sur la partie haute de celle-ci, au-dessus du coeur 113. Ce module GV dédié 119 présente la particularité d'être dédié à l'évacuation de la puissance résiduelle ; en d'autres termes, le module GV 119 ne participe pas à l'alimentation en vapeur de la turbine. Lors du fonctionnement normal en puissance du réacteur, l'eau primaire chauffée par le coeur 113 suit son mouvement ascendant (flèches 115) puis entre dans le module GV 119 via une entrée primaire 120 situé sur la partie supérieure du module GV 119, le fluide étant ensuite renvoyé dans l'enceinte primaire 104 à la périphérie de celle-ci pour retomber en-dessous du coeur central par un mouvement descendant périphérique (flèches 117).

A la différence du générateur de vapeur 114, il n'y a pas de circuit se- condaire reliant le module GV 119 à la turbine. Il y a en revanche un circuit secondaire 122 dans lequel est susceptible de circuler l'eau se trouvant dans le récupérateur 106. Ce circuit secondaire 122 comporte : une vanne passive d'ouverture/fermeture 112. une branche chaude 123 ; une branche froide 124. La vanne passive 112 d'ouverture/fermeture est fermée lors du fonc- tionnement normal du réacteur et ne s'ouvre de manière passive que lors- qu'un paramètre donné dépasse une valeur seuil prédéterminée. Ce para- mètre peut être la pression dans le GV dédié 119 ou la température primaire par exemple. On entend par ouverture passive une ouverture sans apport d'énergie électrique. Un système plus précis disposant d'une batterie autonome pourrait être aussi envisagé.

On notera que le récupérateur 106 du condenseur 105 est situé au- dessus (i.e. plus haut) que le module GV 119 de sorte que lorsque la vanne 112 est ouverte, l'eau du récupérateur 106 chute par gravité à-travers la branche froide 124 dans le module GV 119. Lors du fonctionnement en puissance du réacteur, la vanne 112 est fermée de sorte qu'aucune eau secondaire ne circule dans le module GV 119 ; ainsi, lors du fonctionnement en puissance, l'eau primaire chauffée par le coeur 115 traverse le module GV 119 sans échanger de chaleur avec l'eau secondaire qui ne circule pas. Le module GV 119 est de préférence un générateur de vapeur simple passe. On entend pas générateur de vapeur simple passe un générateur de vapeur dans lequel l'eau secondaire (lorsqu'elle circule dans le générateur) traverse le générateur en une fois en d'autres termes, l'ensemble de l'eau secondaire (sous forme vapeur et/ou liquide) rentre et sort du générateur en une fois sans avoir la possibilité de re-circuler dans le générateur de vapeur ; ce type de générateur simple passe est par exemple à opposer aux générateurs constitués d'un faisceau de tubes en U et entourés d'une enveloppe cylindrique qui comporte des cyclones de séparation : dans le cas d'un générateur de vapeur multi-passe (ou à recirculation), une partie de l'eau secondaire située entre l'enveloppe et les tubes se vaporise tandis que l'autre partie non vaporisée retourne dans l'espace annulaire de l'enveloppe. Ce type de générateur multi-passe présente l'immense inconvénient d'être très encombrant et donc peu adapté à une utilisation pour un générateur dédié uniquement à l'évacuation de la puissance résiduelle. Le module GV simple passe 119 est de préférence un générateur de vapeur méthodique ; on entend par générateur de vapeur méthodique un générateur dont les courants d'eau primaire et secondaire sont des courants circulant dans des sens opposés. Nous reviendrons par la suite sur l'intérêt d'avoir un générateur de vapeur méthodique. Pour résumer, en fonctionnement normal en puissance, de l'eau primaire circule dans la enceinte primaire 104, cette eau primaire est échauffée par échanges thermiques avec le coeur 113 du réacteur. L'eau échauffée est refroidie par échanges thermique avec le générateur de vapeur 114, la va- peur produite dans le générateur de vapeur 114 étant destinée à l'utilisateur. En cas d'indisponibilité du système normal de refroidissement du coeur (non détaillé ici) par exemple de perte d'alimentation électrique, l'arrêt de la réaction est enclenché par la chute des barres de contrôle en introduisant une forte anti-réactivité dans le coeur , la puissance résiduelle est éva- cuée selon la présente invention. L'augmentation de température du coeur va entraîner l'ouverture de la vanne passive d'ouverture 112 ; cette vanne peut être commandée par l'effet d'augmentation de pression dans le GV dédié elle-même corrélée à l'augmentation de température primaire ou directement par la température primaire En tout état de cause, cette vanne s'ouvre de manière passive dès qu'un paramètre (température ou pression par exemple) dépasse une valeur seuil déterminée et représentative d'un besoin d'évacuation de la puissance résiduelle.

L'eau primaire chauffée par le coeur continue à circuler dans la enceinte primaire 104 selon les flèches 115 par circulation naturelle. L'eau secondaire provenant du récupérateur 106 et circulant dans la branche froide 124 pénètre dans le module GV 119 et s'évapore au contact de l'eau pri- maire chauffée par le coeur. La vapeur secondaire remonte alors dans la branche chaude 123. La vapeur provenant du module GV 119 vient se condenser au contact de l'échangeur condenseur 107 par contact thermique avec l'eau provenant de la réserve d'eau 103 via la tubulure 110 ; la vapeur condensée est récupérée dans le récupérateur 106 puis réinjectée dans le module GV 119. On notera que le niveau d'eau 103 de la réserve d'eau 102 est au-dessus de la tubulure 110 basse de liaison entre l'échangeur condenseur 107 et la réserve d'eau 102. La vapeur étant à une température élevée (dépendant de la tempéra- ture primaire elle-même initialement à 300`C en ord re de grandeur), elle va déclencher une ébullition partielle de l'eau provenant de la réserve 102 et circulant dans l'échangeur condenseur 107. Cette ébullition permet un fonctionnement en circulation par convection naturelle de la boucle (formée successivement par la tubulure 110, l'échangeur condenseur 107 et la tubulure 111) dans laquelle circule l'eau diphasique de la réserve d'eau 102. Le système d'évacuation de la puissance résiduelle fonctionne donc avec trois boucles à circulation naturelle : une boucle primaire dans laquelle circule l'eau primaire à-travers le coeur et le côté primaire du module GV 119, une boucle secondaire dans laquelle circule l'eau secondaire à travers le côté secondaire du module GV 119 et le condenseur 105 et une boucle tertiaire dans laquelle circule l'eau de la réserve 102. Lorsque le niveau de la réserve d'eau 102 baisse en-deçà de l'altitude du condenseur 105, il n'y a plus d'eau pour alimenter gravitairement le condenseur 105 ; il convient d'éviter cette situation en remplissant suffisamment la réserve 102 pour que son niveau d'eau reste toujours au-dessus du con- denseur 105. On notera que l'eau primaire circule à travers le module GV 119 quel que soit le mode de fonctionnement du réacteur (en puissance et après arrêt du réacteur pour évacuer la puissance résiduelle). Ainsi, le système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention peut être testé, y-compris en fonctionnement en puissance du réacteur. Il suffit pour cela de forcer l'ouverture de la vanne 112. Cette procédure de test est rendue pos- sible car le module GV 119 n'est jamais court-circuité lors de la circulation de l'eau primaire. Comme nous l'avons mentionné plus haut, le module GV 119 est préférentiellement un générateur de vapeur méthodique. En utilisant les courants croisés, la vapeur est surchauffée en sortie du module GV puisque les fluides primaire et secondaire se croisent à leur maximum de température. Un tel agencement permet d'améliorer l'efficacité d'échange du système. On placera préférentiellement le condenseur 105 au plus près de la paroi de l'enceinte de confinement de manière à limiter les risques de brèches sur les tubulures 110 et 111 par agressions externe. En outre, les diamètres de ces tubulures 110 et 111 seront choisis de sorte que le débit soit suffisant pour évacuer la puissance résiduelle et pour favoriser l'amorçage et l'entretien de la circulation naturelle compte tenu des dénivelés envisageables. Afin d'assurer un aménagement du module GV 119 au sein de l'enceinte enceinte primaire réacteur 104 conçu pour conduire à un encom- brement réduit, le module GV 119 peut être réalisé de manière avantageuse sous la forme d'un échangeur à micro-canaux. Cet échangeur à micro-canaux est par exemple réalisé par des plaques gravées soudées entre elles par diffusion. L'avantage d'une telle structure est celui de la compacité, notamment par rapport à des échangeurs à tubes. Le générateur de vapeur 114 qui peut être de structure identique à celle du module GV 119 peut donc également être un échangeur à micro-canaux. Pour résumer les avantages de l'invention, la solution proposée est basée sur une réfrigération en boucle fermée en circulation naturelle entre un module GV simple passe et méthodique dédié à la fonction d'évacuation de la puissance résiduelle (et implanté dans la enceinte primaire réacteur) et un condenseur externe au bloc chaudière et implanté dans l'enceinte de confinement. Ce condenseur est lui-même réfrigéré en circulation naturelle sur un grand volume d'eau (lac latéral par exemple) externe à l'enceinte de confinement. Le fluide secondaire reste confiné entre le module Générateur de Vapeur et le condenseur. La fonction d'évacuation de puissance résiduelle est réalisée de manière passive. Le déclenchement de ce système de sécurité est obtenu à partir d'un dispositif automatique passif sans apport d'énergie extérieur. Le fait d'avoir un condenseur à l'intérieur de l'enceinte de confinement permet en cas de rupture d'une liaison interne à l'enceinte primaire du module GV dédié de ne pas risquer l'envoi d'eau primaire à l'extérieur de l'enceinte de confinement et ceci sans qu'il soit nécessaire d'utiliser des vannes d'isolement qui conduiraient à rendre indisponible le système. Par ailleurs la rupture (très improbable car froide) de la liaison entre le condenseur et la réserve d'eau ne génère pas de transitoire chaufferie. Selon un mode de réalisation de l'invention, le générateur de vapeur 114 présente une structure identique à celle du module GV 119. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit. Ainsi, même si un seul condenseur a été décrit, il est entendu que l'invention s'applique au cas de plusieurs condenseurs se trouvant dans l'enceinte de confinement permettant ainsi de traiter les situations acciden- telle en appliquant une défaillance forfaitaire ou une situation d'entretien d'une ligne De même, le réacteur selon l'invention peut comporter plusieurs modules GV et plusieurs générateurs de vapeur.25

Claims

REVENDICATIONS1. Système pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) à eau pressurisée comportant une enceinte de confinement (101) intégrant une enceinte primaire réacteur (104) incluant le coeur (113) dudit réacteur, ledit système comportant : - une réserve d'eau (102) ; - au moins un générateur de vapeur, dit module dédié (119), adapté pour être logé dans l'enceinte primaire réacteur (104) et apte à assurer le passage à l'état vapeur d'une eau secondaire au contact thermique d'une eau primaire, dans lequel, l'eau primaire chauffée par le coeur (113) circule soit de façon forcée par l'intermédiaire d'au moins une pompe primaire lors du fonctionnement en puissance du réacteur, soit en circula- tion naturelle en situation d'arrêt de la pompe primaire, l'eau primaire chauffée par le coeur (113) circulant sans circulation d'eau secondaire dans le module dédié (119) lors du fonctionnement en puissance du réacteur ; au moins un condenseur (105) adapté pour être logé dans l'enceinte de confinement (101) incluant : ^ un récupérateur (106) apte à récupérer l'eau condensée par le condenseur ; ^ une liaison, dite liaison condenseur (110, 107, 111), apte à assurer la circulation d'eau en circuit fermé entre la réserve (102) et le condenseur (105) ; - des moyens (112) pour la mise en circulation de l'eau secon- daire entre le module dédié (119) et le condenseur (105), lesdits moyens s'activant sans apport extérieur d'énergie élec- trique, lorsqu'un paramètre de fonctionnement caractéristique d'un échauffement excessif de l'eau primaire atteint un certain seuil, de sorte que l'eau primaire chauffée par le coeur (113) etcirculant dans le module dédié (119) vaporise l'eau secondaire circulant dans le module en lui cédant de la chaleur ; - une liaison chaude (123) assurant la circulation naturelle de la vapeur issue du module dédié (119) vers le condenseur (105), le condenseur (105) étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude (123) par contact thermique avec l'eau circulant dans la liaison condenseur (110, 107, 111) en circulation naturelle ; - une liaison froide (124) assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur (106) vers l'entrée d'eau secon- daire du module dédié (119).
2. Système selon la revendication précédente caractérisé en ce que ledit module dédié est un générateur de vapeur simple passe.
3. Système selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit module dédié est un générateur de vapeur de type méthodique.
4. Système selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit condenseur est agencé à une hauteur plus élevée que ledit module dédié de façon à permettre la circulation naturelle.
5. Système selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit module dédié est un échangeur à micro-canaux formé par un assemblage de plaques gravées.
6. Réacteur nucléaire (100) à eau pressurisée comportant : - une enceinte de confinement (101) intégrant une enceinte pri- maire réacteur (104) incluant le coeur (113) dudit réacteur ; - un système pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle selon l'une des revendications 1 à 5 ;ladite enceinte primaire réacteur comportant : un circuit primaire de circulation d'eau primaire sous pression pour évacuer la puissance fournie par le coeur lors du fonctionnement en puissance du réacteur ; au moins un générateur de vapeur, dit générateur de fonction- nement en puissance, différent du module dédié et dans lequel de l'eau primaire chauffée par le coeur et circulant dans le générateur de fonctionnement en puissance cède de la chaleur à de l'eau secondaire circulant dans le générateur de fonction- nement en puissance pour vaporiser cette eau secondaire lors du fonctionnement en puissance du réacteur.
7. Réacteur selon la revendication précédente caractérisé en ce que le générateur de fonctionnement en puissance et le module dédié présentent une structure identique.
8. Réacteur selon l'une des revendications 6 ou 7 caractérisé en ce que ledit condenseur est logé à proximité des parois latérales de l'enceinte de confinement.
9. Réacteur selon l'une des revendications 6 à 8 caractérisé en ce que la réserve d'eau est agencée sur le côté ou au-dessus de l'enceinte de confinement.
10. Réacteur selon l'une des revendications 6 à 9 caractérisé en ce que le module dédié est agencé dans l'enceinte primaire réacteur au-dessus du coeur du réacteur de façon à permettre la circulation naturelle.
11. Réacteur selon la revendication précédente caractérisé en ce que le coeur est en partie basse centrale de l'enceinte primaire réacteur et le module dédié est agencé à proximité de la paroi latérale de ladite enceinte primaire réacteur.