FR3016073A1

FR3016073A1 - PROCESS FOR MANAGING NUCLEAR REACTORS AND CORRESPONDING MANAGEMENT ASSEMBLY

Info

Publication number: FR3016073A1
Application number: FR1363623A
Authority: FR
Inventors: Jean-Claude Dellinger; Xavier Augustin
Original assignee: Societe Technique pour lEnergie Atomique Technicatome SA; TechnicAtome SA
Current assignee: Societe Technique pour lEnergie Atomique Technicatome SA
Priority date: 2013-12-27
Filing date: 2013-12-27
Publication date: 2015-07-03
Also published as: WO2015097304A1

Abstract

Le procédé comprend au moins les étapes suivantes : - fabrication dudit réacteur nucléaire (30, 99); - transport du réacteur nucléaire (30, 99) jusqu'à un atelier d'exploitation (64) avec son cœur (46); - transport du réacteur nucléaire (30, 99) depuis l'atelier d'exploitation (64) jusqu'à un atelier de maintenance (84), avec son cœur ; - réalisation dans l'atelier de maintenance (84) d'au moins l'une d'une opération de maintenance du réacteur nucléaire (30, 99) ou d'une opération de rechargement du cœur (46).The process comprises at least the following steps: - manufacture of said nuclear reactor (30, 99); transporting the nuclear reactor (30, 99) to an operating workshop (64) with its core (46); transporting the nuclear reactor (30, 99) from the operating workshop (64) to a maintenance workshop (84) with its core; - Realization in the maintenance workshop (84) of at least one of a maintenance operation of the nuclear reactor (30, 99) or a recharging operation of the core (46).

Description

Procédé de gestion de réacteurs nucléaires, et ensemble de gestion correspondant La présente invention concerne en général de gestion des réacteurs nucléaires. Plus précisément l'invention concerne selon un premier aspect un procédé de gestion d'au moins un réacteur nucléaire, le procédé comprenant au moins les étapes suivantes : -fabrication dudit réacteur nucléaire dans un atelier de fabrication, le réacteur nucléaire comprenant une cuve, un coeur disposé dans la cuve, et au moins un échangeur de chaleur avec un côté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire ; -transport du réacteur nucléaire jusqu'à un atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire ; -fixation du réacteur nucléaire à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire ; -séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, séparation de la sortie de fluide secondaire et du circuit secondaire. Un tel procédé d'exploitation est connu de US 6 259 760. Ce procédé prévoit que le réacteur nucléaire en fin de vie est transféré dans un site de stockage final, avec son combustible. La durée de vie du réacteur correspond à celle du combustible nucléaire. Quand le combustible nucléaire est épuisé, le réacteur entier est remplacé et est envoyé dans un site de stockage final. Ceci permet d'éliminer les arrêts de réacteur pour rechargement du coeur. Le combustible nucléaire de ce réacteur est enrichi jusqu'à 20%, et la durée de vie du réacteur peut aller jusqu'à 20 ans.The present invention relates generally to the management of nuclear reactors. More precisely, the invention relates, according to a first aspect, to a method for managing at least one nuclear reactor, the method comprising at least the following steps: [0003] the manufacture of said nuclear reactor in a manufacturing workshop, the nuclear reactor comprising a tank, a core disposed in the vessel, and at least one heat exchanger with a secondary side having a secondary fluid outlet; transport of the nuclear reactor to an operating workshop having at least one receiving structure intended to keep the nuclear reactor in position and a secondary circuit; attaching the nuclear reactor to the receiving structure and connecting the secondary fluid outlet of the nuclear reactor to the secondary circuit; separation of the nuclear reactor and the receiving structure, separation of the secondary fluid outlet and the secondary circuit. Such a method of operation is known from US Pat. No. 6,259,760. This method provides that the nuclear reactor at the end of its life is transferred to a final storage site with its fuel. The life of the reactor corresponds to that of the nuclear fuel. When the nuclear fuel is exhausted, the entire reactor is replaced and sent to a final storage site. This makes it possible to eliminate reactor shutdowns for recharging the core. The nuclear fuel of this reactor is enriched up to 20%, and the life of the reactor can be up to 20 years.

Un tel procédé d'exploitation permet de réduire drastiquement les interventions sur le réacteur nucléaire dans l'atelier d'exploitation. Toutefois, il nécessite l'emploi de combustible nucléaire fortement enrichi. Dans ce contexte, l'invention vise à proposer un procédé d'exploitation qui permette l'emploi de combustible nucléaire d'enrichissement inférieur à 5%, sans augmenter les interventions sur le réacteur nucléaire dans l'atelier d'exploitation. . A cette fin, l'invention porte sur un procédé d'exploitation du type précité, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes : - transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance ; - réalisation dans l'atelier de maintenance d'au moins l'une d'une opération de maintenance du réacteur nucléaire ou d'une opération de rechargement du coeur.Such an operating method makes it possible to drastically reduce the interventions on the nuclear reactor in the operating workshop. However, it requires the use of highly enriched nuclear fuel. In this context, the invention aims to provide an operating method that allows the use of enrichment nuclear fuel less than 5%, without increasing the interventions on the nuclear reactor in the operating room. . To this end, the invention relates to an operating method of the aforementioned type, characterized in that it comprises the following steps: - transport of the nuclear reactor from the operating room to a maintenance workshop; - Realization in the maintenance workshop of at least one of a maintenance operation of the nuclear reactor or a core reloading operation.

Typiquement, le procédé comprend en outre une étape d'exploitation du réacteur nucléaire, entre l'étape de fixation et l'étape de séparation. Au cours de cette étape, le réacteur nucléaire alimente le circuit secondaire en fluide secondaire chaud, par exemple pour produire une énergie utile telle que de la vapeur, de la chaleur, de l'électricité, etc.Typically, the method further comprises a step of operating the nuclear reactor, between the fixing step and the separation step. During this step, the nuclear reactor supplies the secondary circuit with hot secondary fluid, for example to produce a useful energy such as steam, heat, electricity, etc.

Dans US 6 259 760, l'utilisation d'un combustible fortement enrichi permet une augmentation de la durée de vie du combustible, celle-ci devenant sensiblement équivalente à la durée de vie des composants du réacteur. Dans l'invention, la maintenance du réacteur nucléaire et le rechargement du coeur sont effectuées dans un atelier spécialisé, loin de l'atelier d'exploitation. Il n'y a donc pas d'opération de maintenance/ rechargement dans l'atelier d'exploitation. Par ailleurs, prévoir un atelier de maintenance/rechargement rend possible l'utilisation de combustible nucléaire dont l'enrichissement est dans la limite autorisée pour les applications civiles, à savoir 5%. La durée de vie de ce combustible nucléaire est en effet plus faible que dans US 6 259 760. Les composants du réacteur nucléaire sont quant à eux soumis à des conditions d'exploitation moins sévères que dans US 6 259 760. Ainsi, la durée de vie de ces composants est beaucoup plus longue que celle du combustible nucléaire. Le fait de prévoir un atelier de maintenance et de rechargement du coeur rend possible la réutilisation des principaux composants du réacteur nucléaire, très au-delà de la durée de vie d'une recharge de combustible nucléaire. Ces composants sont par exemple la cuve, les échangeurs de chaleur et tous les équipements internes de la cuve. Du fait que les opérations de maintenance et de rechargement du coeur sont réalisés dans un atelier de maintenance dédié, et non dans l'atelier d'exploitation, ce dernier n'est pas équipé de moyens pour charger et décharger le combustible ou pour intervenir sur le réacteur nucléaire lui-même. Seuls des moyens limités sont prévus pour les interventions sur le circuit secondaire. Ce circuit secondaire n'est normalement pas contaminé. Ainsi, il n'est pas nécessaire de faire des interventions sur le matériel actif en exploitation. Il n'y a donc pas besoin dans le pays d'accueil de personnel formé à la maintenance de matériels nucléaires.In US 6,259,760, the use of a highly enriched fuel allows an increase in the life of the fuel, the latter becoming substantially equivalent to the service life of the reactor components. In the invention, the maintenance of the nuclear reactor and the recharging of the core are carried out in a specialized workshop, far from the operating workshop. There is therefore no maintenance / reloading operation in the operating room. In addition, providing a maintenance / reloading workshop makes it possible to use nuclear fuel whose enrichment is within the limit allowed for civil applications, namely 5%. The lifetime of this nuclear fuel is indeed lower than in US 6,259,760. The components of the nuclear reactor are subjected to less severe operating conditions than in US 6,259,760. life of these components is much longer than that of nuclear fuel. The provision of a core maintenance and reloading workshop makes it possible to reuse the main components of the nuclear reactor, well beyond the lifetime of a nuclear fuel refill. These components are for example the tank, the heat exchangers and all the internal equipment of the tank. Because the maintenance and recharging operations of the core are performed in a dedicated maintenance workshop, and not in the operating room, the latter is not equipped with means to load and unload the fuel or to intervene on the nuclear reactor itself. Only limited means are provided for interventions on the secondary circuit. This secondary circuit is normally not contaminated. Thus, it is not necessary to intervene on active equipment in operation. There is therefore no need in the host country for personnel trained in the maintenance of nuclear materials.

Par ailleurs, du fait que la maintenance du réacteur nucléaire est effectuée dans l'atelier de maintenance, la production de déchets radioactifs dans l'atelier d'exploitation est quasiment nulle. De même, la contamination radioactive de l'installation d'exploitation est quasiment nulle. Ainsi, il est possible de produire de l'énergie d'origine nucléaire dans des pays n'ayant pas d'infrastructures techniques et réglementaires spécialement adaptées à cet effet. En effet, les opérations de maintenance, de renouvellement du combustible, de traitement et de conditionnement des déchets sont toutes effectuées dans un atelier de maintenance centralisé qui peut être situé hors de ce pays. Il n'est donc pas nécessaire que le pays accueillant l'atelier d'exploitation dispose par exemple de sites de stockage de déchets radioactifs, ni d'une réglementation associée pour le traitement des déchets et/ou la maintenance et/ou la déconstruction d'une centrale nucléaire Le procédé de l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - le procédé comprend en outre une étape d'exploitation du réacteur nucléaire, entre l'étape de fixation et l'étape de séparation. - le réacteur nucléaire, au moins pendant l'étape d'exploitation, est en liaison permanente avec une installation de pilotage qui n'est pas dans l'atelier d'exploitation, par exemple par voie hertzienne. - au moins certains paramètres d'exploitation du réacteur nucléaire sont pilotés à distance par l'installation de pilotage pendant l'étape d'exploitation, ces paramètres d'exploitation comprenant par exemple la vitesse de rotation des pompes primaires, ou l'activité radiologique du fluide primaire. - pendant l'étape de transport du réacteur nucléaire jusqu'à un atelier d'exploitation et/ou pendant l'étape de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance, la puissance thermique dégagée par le coeur est évacuée vers une source froide. - le réacteur nucléaire est automatiquement immergé dans une source froide, en cas d'accident et/ou d'agression et/ou de catastrophe naturelle. - une pluralité de réacteurs sont fabriqués à l'étape de fabrication, le procédé comprenant les étapes suivantes: - fixation d'un réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire; - exploitation du réacteur nucléaire; - séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, séparation de la sortie fluide secondaire du réacteur nucléaire et du circuit secondaire; - fixation d'un autre réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire de l'autre réacteur nucléaire au circuit secondaire; - exploitation de l'autre réacteur nucléaire. - une pluralité de réacteurs sont fabriqués à l'étape de fabrication, l'atelier d'exploitation ayant au moins des première et seconde structures de réception prévues pour maintenir en position le réacteur nucléaire, le circuit secondaire ayant au moins des première et seconde interfaces secondaires susceptible d'être raccordées respectivement au réacteur nucléaire fixé à la première structure de réception et au réacteur nucléaire fixé à la seconde structure de réception, le procédé comprenant les étapes suivantes: - fixation d'un premier réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la première structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire à la première interface secondaire du circuit secondaire ; - exploitation du premier réacteur nucléaire; - séparation du premier réacteur nucléaire et de la première structure de réception, séparation de la sortie de fluide secondaire du premier réacteur nucléaire et de la première interface secondaire du circuit secondaire; - fixation d'un second réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la seconde structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du second réacteur nucléaire à la seconde interface du circuit secondaire; - exploitation du second réacteur nucléaire. - l'étape de fixation d'un second réacteur nucléaire à la seconde structure de réception et de raccordement de la sortie de fluide secondaire du second réacteur nucléaire à la seconde interface du circuit secondaire se déroule en temps masqué pendant l'étape d'exploitation du premier réacteur nucléaire. - le procédé comprend les étapes suivantes : - fabrication d'une pluralité de réacteurs nucléaires dans un atelier de fabrication, chaque réacteur nucléaire comprenant une cuve, un coeur disposé dans la cuve, et au moins un échangeur de chaleur avec un côté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire; - transport des réacteurs nucléaires chacun jusqu'à l'un d'une pluralité d'ateliers d'exploitation, chaque atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire; - dans chaque atelier d'exploitation, fixation du réacteur nucléaire à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire; - dans chaque atelier d'exploitation, exploitation du réacteur nucléaire; - dans chaque atelier d'exploitation, séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, séparation de la sortie de fluide secondaire et du circuit secondaire; - transport du réacteur nucléaire depuis chaque atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance unique; - réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires dans l'atelier de maintenance unique d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du coeur. - l'opération de maintenance du réacteur nucléaire comprend la déconstruction des réacteurs nucléaires en une pluralité de composants principaux, et la réutilisation d'au moins deux des composants principaux dans au moins deux autres réacteurs nucléaires, les composants principaux comprenant la cuve, l'échangeur de chaleur, des grappes de contrôles, un mécanisme de commande des grappes de contrôles. Selon un second aspect, l'invention porte sur un ensemble de gestion d'au moins un réacteur nucléaire, l'ensemble comprenant au moins: - au moins un réacteur nucléaire comprenant une cuve, un coeur disposé dans la cuve, et un échangeur de chaleur avec un côté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire; - un atelier de fabrication dudit réacteur nucléaire ; - au moins un atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire; - un dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier de fabrication jusqu'à l'atelier d'exploitation; - un dispositif de fixation du réacteur nucléaire à la structure de réception et un dispositif et de raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire; - un dispositif d'exploitation du réacteur nucléaire; - un dispositif de séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, et un dispositif de séparation de la sortie de fluide secondaire et du circuit secondaire; - un atelier de maintenance agencé pour la réalisation d'au moins l'une d'une opération de maintenance du réacteur nucléaire ou d'une opération de rechargement du coeur ; - un dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance.In addition, because the maintenance of the nuclear reactor is carried out in the maintenance workshop, the production of radioactive waste in the operating room is almost nil. Similarly, the radioactive contamination of the operating facility is almost zero. Thus, it is possible to produce nuclear energy in countries that do not have technical and regulatory infrastructures specially adapted for this purpose. Indeed, maintenance, fuel renewal, waste treatment and conditioning operations are all carried out in a centralized maintenance facility that can be located outside of this country. It is therefore not necessary for the host country to have, for example, radioactive waste disposal sites or associated regulations for waste treatment and / or maintenance and / or decommissioning. The process of the invention may also have one or more of the following characteristics, considered individually or in any technically possible combination: the process further comprises a step of operating the nuclear reactor, between fixing step and the separation step. - The nuclear reactor, at least during the operating step, is in permanent contact with a control facility that is not in the operating room, for example over the air. at least some operating parameters of the nuclear reactor are remotely controlled by the control installation during the operating step, these operating parameters including, for example, the speed of rotation of the primary pumps, or the radiological activity primary fluid. during the transport step of the nuclear reactor to an operating workshop and / or during the transport step of the nuclear reactor from the operating workshop to a maintenance workshop, the thermal power released by the heart is evacuated to a cold source. - The nuclear reactor is automatically immersed in a cold source, in case of accident and / or aggression and / or natural disaster. a plurality of reactors are manufactured at the manufacturing stage, the method comprising the following steps: fixing a nuclear reactor of the plurality of nuclear reactors to the structure for receiving and connecting the secondary fluid outlet of the nuclear reactor at the secondary circuit; - operation of the nuclear reactor; separation of the nuclear reactor and the reception structure, separation of the secondary fluid outlet of the nuclear reactor and the secondary circuit; - Attaching another nuclear reactor of the plurality of nuclear reactors to the receiving structure and connecting the secondary fluid outlet of the other nuclear reactor to the secondary circuit; - operation of the other nuclear reactor. a plurality of reactors are manufactured at the manufacturing stage, the operating workshop having at least first and second reception structures provided for holding the nuclear reactor in position, the secondary circuit having at least first and second interfaces secondary cells capable of being connected respectively to the nuclear reactor fixed to the first receiving structure and to the nuclear reactor fixed to the second receiving structure, the method comprising the following steps: fixing a first nuclear reactor of the plurality of nuclear reactors at the first receiving structure and connecting the secondary fluid outlet of the nuclear reactor to the first secondary interface of the secondary circuit; - operation of the first nuclear reactor; separating the first nuclear reactor and the first receiving structure, separating the secondary fluid outlet from the first nuclear reactor and the first secondary interface of the secondary circuit; - Attaching a second nuclear reactor of the plurality of nuclear reactors to the second receiving structure and connecting the secondary fluid outlet of the second nuclear reactor to the second interface of the secondary circuit; - operation of the second nuclear reactor. the step of attaching a second nuclear reactor to the second structure for receiving and connecting the secondary fluid outlet of the second nuclear reactor to the second interface of the secondary circuit takes place in masked time during the operating step of the first nuclear reactor. the method comprises the following steps: manufacturing a plurality of nuclear reactors in a manufacturing workshop, each nuclear reactor comprising a tank, a core disposed in the tank, and at least one heat exchanger with a secondary side comprising a secondary fluid outlet; transporting the nuclear reactors each to one of a plurality of operating workshops, each operating workshop having at least one receiving structure designed to hold the nuclear reactor in position and a secondary circuit; in each operating workshop, attaching the nuclear reactor to the receiving structure and connecting the secondary fluid outlet of the nuclear reactor to the secondary circuit; - in each operating workshop, operation of the nuclear reactor; in each operating workshop, separation of the nuclear reactor and the receiving structure, separation of the secondary fluid outlet and the secondary circuit; - transportation of the nuclear reactor from each operating site to a single maintenance shop; - Realization on each of the nuclear reactors in the single maintenance workshop of at least one of a maintenance operation or a reloading operation of the heart. the maintenance operation of the nuclear reactor comprises the deconstruction of the nuclear reactors into a plurality of main components, and the reuse of at least two of the main components in at least two other nuclear reactors, the main components comprising the vessel, the heat exchanger, clusters of controls, a control mechanism clusters of controls. According to a second aspect, the invention relates to a management assembly of at least one nuclear reactor, the assembly comprising at least: at least one nuclear reactor comprising a tank, a core disposed in the tank, and a heat exchanger; heat with a secondary side having a secondary fluid outlet; a workshop for manufacturing said nuclear reactor; - At least one operating workshop having at least one receiving structure provided to maintain in position the nuclear reactor and a secondary circuit; a device for transporting the nuclear reactor from the manufacturing workshop to the operating workshop; a device for fixing the nuclear reactor to the reception structure and a device and for connecting the secondary fluid outlet of the nuclear reactor to the secondary circuit; - a device for operating the nuclear reactor; a device for separating the nuclear reactor and the receiving structure, and a device for separating the secondary fluid outlet and the secondary circuit; a maintenance workshop arranged to carry out at least one of a maintenance operation of the nuclear reactor or of a recharging operation of the core; a device for transporting the nuclear reactor from the operating workshop to a maintenance workshop.

Cet ensemble d'exploitation est prévu pour mettre en oeuvre le procédé décrit ci- dessus.This operating set is intended to implement the method described above.

L'ensemble de gestion de l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - le réacteur nucléaire comprend une enceinte de confinement, dans laquelle est disposée au moins la cuve. - un fluide d'échange thermique est disposé entre l'enceinte de confinement et la cuve. - le réacteur nucléaire comprend un dispositif de refroidissement du coeur indépendant du circuit secondaire, prévu pour évacuer jusqu'à une source froide la chaleur résiduelle dégagée par le coeur quand le réacteur nucléaire est à l'arrêt, par exemple quand le réacteur nucléaire est à bord du dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance et/ou quand le réacteur nucléaire est à bord du dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier de fabrication jusqu'à l'atelier d'exploitation. - la structure de réception comprend une forme susceptible d'être remplie d'eau. - le dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance et/ou le dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier de fabrication jusqu'à l'atelier d'exploitation sont des bateaux agencés pour provoquer l'immersion du réacteur nucléaire en cas d'accident et/ou d'agression et/ou de catastrophe naturelle. - l'ensemble de gestion comprend une pluralité de réacteurs nucléaires identiques. - l'atelier d'exploitation a au moins des première et seconde structures de réception prévues pour maintenir en position le réacteur nucléaire, le circuit secondaire ayant au moins des première et seconde interfaces secondaires susceptibles d'être raccordées respectivement au réacteur nucléaire maintenu dans la première structure de réception et au réacteur nucléaire maintenu dans la seconde structure de réception. - l'ensemble de gestion comprend une pluralité d'ateliers d'exploitation, chaque atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire, l'ensemble comprenant un unique atelier de maintenance agencé pour la réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du coeur. - l'ensemble de gestion comprend une installation de pilotage, qui n'est pas dans l'atelier d'exploitation, adaptée pour piloter à distance le réacteur nucléaire raccordé au circuit de vapeur dans l'atelier d'exploitation.The management assembly of the invention may also have one or more of the following characteristics, considered individually or in any technically possible combination: the nuclear reactor comprises a confinement enclosure, in which at least the vessel is disposed. - A heat exchange fluid is disposed between the containment chamber and the vessel. the nuclear reactor comprises a cooling device of the core independent of the secondary circuit, designed to discharge to a cold source the residual heat released by the core when the nuclear reactor is stopped, for example when the nuclear reactor is at edge of the nuclear reactor transport device from the operating workshop to a maintenance workshop and / or when the nuclear reactor is on board the nuclear reactor transport device from the manufacturing plant to the operating workshop. the receiving structure comprises a shape that can be filled with water. - the nuclear reactor transport device from the operating workshop to a maintenance workshop and / or the nuclear reactor transport device from the production workshop to the operating workshop are boats arranged to cause immersion of the nuclear reactor in case of accident and / or aggression and / or natural disaster. the management unit comprises a plurality of identical nuclear reactors. the operating workshop has at least first and second reception structures designed to maintain the nuclear reactor in position, the secondary circuit having at least first and second secondary interfaces that can be connected respectively to the nuclear reactor maintained in the reactor; first receiving structure and the nuclear reactor maintained in the second receiving structure. the management assembly comprises a plurality of operating workshops, each operating workshop having at least one receiving structure designed to hold the nuclear reactor in position and a secondary circuit, the assembly comprising a single maintenance workshop arranged for the realization on each of the nuclear reactors of at least one of a maintenance operation or a recharging operation of the core. - The management set includes a control facility, which is not in the operating room, adapted to remotely control the nuclear reactor connected to the steam circuit in the operating room.

D'autres caractéristiques avantageuses de l'invention ressortiront de la description détaillée qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux Figures annexées, parmi lesquelles : - la Figure 1 est une représentation schématique simplifiée des moyens permettant l'exploitation du procédé de l'invention ; - la Figure 2 est une représentation schématique simplifiée d'un réacteur nucléaire du type utilisé dans le procédé de l'invention. - la Figure 3 est une représentation schématique simplifiée du réacteur nucléaire implanté dans l'atelier d'exploitation ; - la Figure 4 est une représentation schématique des différentes étapes du procédé de l'invention ; - la Figure 5 est une vue similaire à celle de la Figure 3, illustrant un atelier d'exploitation permettant de mettre en oeuvre le procédé de la Figure 6 ; et - la Figure 6 est une vue similaire à celle de la Figure 4, pour une variante du procédé de l'invention. Le procédé de l'invention est mis en oeuvre par un ensemble de moyens représenté sur les Figures 1 à 3. Cet ensemble comporte les éléments suivants: - une pluralité de réacteurs nucléaires 30, chaque réacteur nucléaire comprenant une cuve 31, un coeur 46 disposé dans la cuve 31 et au moins un échangeur de chaleur 48 avec un coté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire 52 (figure 2); - un atelier de fabrication 62 desdits réacteurs nucléaires 30; - une pluralité d'ateliers d'exploitation 64, chaque atelier d'exploitation 64 ayant au moins une structure de réception 68 prévue pour maintenir en position un des réacteurs nucléaires 30, et un circuit secondaire 70 (figure 3); - un dispositif 66 de transport des réacteurs nucléaires 30 chacun depuis l'atelier de fabrication 62 jusqu'à l'un des ateliers d'exploitation 64, - un atelier de maintenance 84 unique, agencé pour la réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires 30 d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du coeur 46; - un dispositif 86 de transport des réacteurs nucléaires 30 depuis chaque atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance unique 84. Les réacteurs nucléaires sont généralement désignés par le sigle NSSS en anglais (Nuclear Steam Supply System). Ils peuvent être de tout type: PWR, BWR, ou tout autre type. Chaque réacteur présente une puissance thermique typiquement comprise entre 50 et 1000 mégawatts thermique, par exemple comprise entre 100 et 600 mégawatts thermique. Par exemple, le réacteur nucléaire a une puissance de 450 mégawatts thermique environ. La puissance du réacteur nucléaire est limitée par sa transportabilité, qui dépend elle-même de sa masse, de son encombrement et des moyens de transport et de manutention disponibles pour l'acheminement jusqu'à l'atelier d'exploitation ou de maintenance.Other advantageous features of the invention will emerge from the detailed description which is given below, by way of indication and in no way limiting, with reference to the appended figures, among which: FIG. 1 is a simplified schematic representation of the means allowing the operation of the process of the invention; - Figure 2 is a simplified schematic representation of a nuclear reactor of the type used in the method of the invention. - Figure 3 is a simplified schematic representation of the nuclear reactor located in the operating room; - Figure 4 is a schematic representation of the various steps of the method of the invention; FIG. 5 is a view similar to that of FIG. 3, illustrating an operating workshop making it possible to implement the method of FIG. 6; and - Figure 6 is a view similar to that of Figure 4, for a variant of the method of the invention. The method of the invention is implemented by a set of means shown in Figures 1 to 3. This set comprises the following elements: - a plurality of nuclear reactors 30, each nuclear reactor comprising a tank 31, a core 46 disposed in the tank 31 and at least one heat exchanger 48 with a secondary side having a secondary fluid outlet 52 (Figure 2); a manufacturing workshop 62 of said nuclear reactors 30; a plurality of operating workshops 64, each operating workshop 64 having at least one receiving structure 68 provided for holding in position one of the nuclear reactors 30, and a secondary circuit 70 (FIG. 3); a device 66 for transporting the nuclear reactors 30 each from the manufacturing workshop 62 to one of the operating workshops 64, - a single maintenance workshop 84, arranged for production on each of the nuclear reactors 30, at least one of a maintenance operation or a recharging operation of the core 46; a device 86 for transporting the nuclear reactors 30 from each operating workshop 64 to the single maintenance workshop 84. The nuclear reactors are generally designated by the abbreviation NSSS in English (Nuclear Steam Supply System). They can be of any type: PWR, BWR, or any other type. Each reactor has a thermal power typically between 50 and 1000 megawatts thermal, for example between 100 and 600 megawatts thermal. For example, the nuclear reactor has a power of about 450 thermal megawatts. The power of the nuclear reactor is limited by its transportability, which itself depends on its mass, its size and the means of transport and handling available for transport to the workshop or maintenance.

Dans la description qui va suivre, les réacteurs nucléaires sont de type PWR, le fluide secondaire étant de l'eau sortant sous forme de vapeur de la sortie 52. Les réacteurs nucléaires sont tous identiques. Ils sont fabriqués en série. Chaque réacteur nucléaire 30 est du type représenté sur la Figure 2. Chaque réacteur nucléaire 30 comporte un châssis 128 sur lequel la cuve 31 est rigidement fixée, et une enceinte de confinement 130, dans laquelle est disposée au moins la cuve 31. Cette enceinte forme une barrière étanche autour de la cuve 31. L'enceinte 130 comprend un fond supérieur démontable 132. L'enceinte est rigidement fixée au châssis 128. Elle est par exemple métallique. Le châssis 128 constitue la partie inférieure du réacteur nucléaire. Il supporte le réacteur nucléaire. Le réacteur nucléaire repose sur sa surface de support par l'intermédiaire du châssis 128. La cuve 31 comprend une partie inférieure 32 et un couvercle 34. La partie inférieure 32 comporte elle-même une virole 36 fermée à une extrémité inférieure par une fond bombé inférieur 38. La virole 36 délimite à l'opposé du fond 38 une ouverture 39 fermée par le couvercle 34. L'ouverture 39 permet d'introduire et de sortir les équipements internes et les assemblages combustibles nucléaires de la cuve. La partie inférieure 32 comporte autour de l'ouverture une bride 40, le couvercle comportant une contre bride 42. La partie inférieure et le couvercle sont solidarisés l'un à l'autre de manière inviolable, par l'intermédiaire de la bride 40 et de la contre bride 42.. Le couvercle 34 et la partie inférieure 32 ne peuvent être séparés l'un de l'autre que dans l'atelier de maintenance dédié 84, dans un environnement adapté et à l'aide d'outils spécialement conçus dans ce but. Une telle opération nécessite l'utilisation de moyens spécifiques, pilotés à distance. Des moyens conventionnels - tels que des visseuses - ne peuvent pas être utilisés dans ce but. Ceci permet de s'assurer que le combustible neuf ou usé ne peut pas être détourné au cours des transports (non prolifération). Le coeur 46 comporte une pluralité d'assemblages de combustibles nucléaires, disposés verticalement, et maintenus en position par des équipements prévus à cet effet. Ces équipements sont connus et ne seront pas détaillés ici. Dans l'exemple représenté, l'échangeur de chaleur 48 est de forme annulaire. Il est placé par exemple dans la cuve. En variante, l'échangeur de chaleur est placé à l'extérieur de la cuve, par exemple dans l'enceinte de confinement 130. Dans ce cas, le côté primaire de l'échangeur de chaleur est raccordé par des conduits (boucles) à la cuve, de manière à permettre la circulation du fluide primaire entre la cuve et le côté primaire de l'échangeur de chaleur. L'échangeur de chaleur 48 est ici un générateur de vapeur. Il comporte un coté primaire dans lequel circule le fluide primaire du réacteur nucléaire. Le côté primaire est en contact thermique avec le coté secondaire, dans lequel circule le fluide secondaire du réacteur. L'échangeur de chaleur 48 est placé à l'intérieur de la cuve. Il jouxte la virole 36. Le coté secondaire de l'échangeur de chaleur est raccordé à une entrée 50 de fluide secondaire débouchant à l'extérieur de l'enceinte de confinement 130, et à une sortie de vapeur 52 débouchant elle aussi à l'extérieur de l'enceinte de confinement 130. Le fluide primaire est de l'eau, avec des additifs chimiques appropriés. Il circule à l'intérieur de la cuve 31. Il s'échauffe en traversant le coeur 46, puis circule à travers le coté primaire de l'échangeur de chaleur 48 en cédant sa chaleur au fluide secondaire. Il retourne ensuite vers le coeur 46. La circulation du fluide primaire à l'intérieur de la cuve est canalisée par des cloisonnements disposés de manière appropriée. Le fluide secondaire est également de l'eau, avec des additifs chimiques appropriés. Le réacteur comporte encore des grappes 54 de contrôle de la réactivité du coeur 46. Ces grappes sont typiquement disposées dans le volume 56 délimité intérieurement par l'échangeur annulaire 48. Ces grappes sont de type connu et ne seront pas décrites plus en détail ici. Le réacteur 30 comporte encore un mécanisme 58 de commande des grappes de contrôle 54. Ce mécanisme est agencé de manière à commander le déplacement des grappes 54 suivant la direction verticale de manière à les faire pénétrer à l'intérieur du coeur 46. Ce mécanisme de commande est de type connu et ne sera pas détaillé ici. Le réacteur 30 comporte encore un dispositif de contrôle commande 60, raccordé entre autre au mécanisme 58 de commande des grappes de contrôle. Le dispositif 60 est raccordé aux extrémités des lignes permettant d'alimenter électriquement les actionneurs du mécanisme de commande 58. Il est raccordé aux extrémités des lignes permettant de commander le mécanisme 58. Il est raccordé également aux extrémités des lignes d'instrumentation de la cuve 30. Cette instrumentation comporte par exemple des sondes de température, des sondes de pression, des sondes de mesure de flux neutronique, des sondes permettant des déterminer les positions respectives des différentes grappes 54, etc.In the following description, the nuclear reactors are of the PWR type, the secondary fluid being outgoing water in the form of steam from the outlet 52. The nuclear reactors are all identical. They are manufactured in series. Each nuclear reactor 30 is of the type shown in FIG. 2. Each nuclear reactor 30 comprises a frame 128 on which the tank 31 is rigidly fixed, and a containment enclosure 130, in which at least the tank 31 is disposed. This enclosure forms a sealed barrier around the tank 31. The enclosure 130 comprises a removable upper bottom 132. The enclosure is rigidly fixed to the frame 128. It is for example metallic. The frame 128 constitutes the lower part of the nuclear reactor. It supports the nuclear reactor. The nuclear reactor rests on its support surface via the frame 128. The tank 31 comprises a lower portion 32 and a lid 34. The lower portion 32 itself comprises a shell 36 closed at a lower end by a domed bottom 38. The ferrule 36 delimits opposite the bottom 38 an opening 39 closed by the lid 34. The opening 39 allows to introduce and exit the internal equipment and nuclear fuel assemblies of the tank. The lower part 32 comprises around the opening a flange 40, the cover having a counter flange 42. The lower part and the cover are secured to one another inviolably, via the flange 40 and The cover 34 and the lower part 32 can be separated from each other only in the dedicated service shop 84, in a suitable environment and with the aid of specially designed tools. for this reason. Such an operation requires the use of specific means controlled remotely. Conventional means - such as screwdrivers - can not be used for this purpose. This ensures that new or used fuel can not be diverted during transport (non-proliferation). The core 46 comprises a plurality of nuclear fuel assemblies, arranged vertically, and held in position by equipment provided for this purpose. This equipment is known and will not be detailed here. In the example shown, the heat exchanger 48 is annular. It is placed for example in the tank. Alternatively, the heat exchanger is placed outside the tank, for example in the containment enclosure 130. In this case, the primary side of the heat exchanger is connected by conduits (loops) to the tank, so as to allow the circulation of the primary fluid between the tank and the primary side of the heat exchanger. The heat exchanger 48 is here a steam generator. It comprises a primary side in which circulates the primary fluid of the nuclear reactor. The primary side is in thermal contact with the secondary side, in which circulates the secondary fluid of the reactor. The heat exchanger 48 is placed inside the tank. It adjoins the shell 36. The secondary side of the heat exchanger is connected to a secondary fluid inlet 50 opening out of the containment enclosure 130, and a vapor outlet 52 also opening to the outside the containment 130. The primary fluid is water, with appropriate chemical additives. It circulates inside the tank 31. It heats up through the core 46, then flows through the primary side of the heat exchanger 48 by yielding its heat to the secondary fluid. It then returns to the core 46. The circulation of the primary fluid inside the tank is channeled by partitions arranged appropriately. The secondary fluid is also water, with appropriate chemical additives. The reactor further comprises clusters 54 for controlling the reactivity of the core 46. These clusters are typically arranged in the volume 56 delimited internally by the annular exchanger 48. These clusters are of known type and will not be described in more detail here. The reactor 30 also includes a control mechanism 58 controlling the control clusters 54. This mechanism is arranged to control the displacement of the clusters 54 in the vertical direction so as to make them penetrate inside the core 46. command is of known type and will not be detailed here. The reactor 30 also comprises a control device 60, connected inter alia to the mechanism 58 for controlling the control clusters. The device 60 is connected to the ends of the lines for electrically powering the actuators of the control mechanism 58. It is connected to the ends of the lines for controlling the mechanism 58. It is also connected to the ends of the instrumentation lines of the tank. 30. This instrumentation comprises, for example, temperature probes, pressure probes, neutron flux measurement probes, probes for determining the respective positions of the different clusters 54, etc.

Un fluide d'échange thermique est disposé entre l'enceinte de confinement 130 et la cuve 31. Ce fluide est par exemple de l'eau.A heat exchange fluid is disposed between the containment enclosure 130 and the tank 31. This fluid is for example water.

Le réacteur 30 est conçu de telle sorte que les principaux composants soient des modules standards interchangeables.. En d'autre termes, il est conçu de telle sorte qu'il soit facile, une fois retirés le fond supérieur 132 de l'enceinte de confinement et le couvercle 34 de la cuve, d'introduire ou de sortir de l'enceinte 130 les différents composants du réacteur nucléaire. Ces composants sont par exemple la partie inférieure 32 de la cuve, l'échangeur de chaleur 48, le mécanisme 58 de commande des grappes de contrôle 54, les grappes 54 elles-mêmes, les assemblages de combustible nucléaire du coeur 45, les pompes primaires, etc.The reactor 30 is designed so that the main components are interchangeable standard modules. In other words, it is designed so that it is easy, once the bottom floor 132 of the containment is removed. and the lid 34 of the tank, to introduce or leave the enclosure 130 the various components of the nuclear reactor. These components are for example the lower part 32 of the tank, the heat exchanger 48, the control rod control mechanism 58 54, the clusters 54 themselves, the nuclear fuel assemblies of the core 45, the primary pumps etc.

Le fait que ces composants soient des modules standards interchangeables permet d'accélérer et de simplifier la production à la chaine des réacteurs nucléaires. Cela permet également de faciliter les opérations de maintenance. On peut notamment remplacer facilement à l'identique un module arrivé en fin de vie. On peut également remplacer facilement un module de conception ancienne par un module plus performant.The fact that these components are interchangeable standard modules makes it possible to speed up and simplify production in the nuclear reactor chain. It also facilitates maintenance operations. In particular, it is possible to easily replace a module that has reached the end of its life. You can also easily replace an old design module with a more powerful module.

Ceci contribue à la réduction des coûts et délais de construction et de mise en service des réacteurs nucléaires. Cette réduction est obtenue du fait de la conception modulaire du réacteur nucléaire, de la standardisation des composants, et de la production en série de ces composants. De même, le coût de la maintenance du réacteur et de la gestion des assemblages de combustible nucléaire est également réduit.This contributes to reducing the cost and time of construction and commissioning of nuclear reactors. This reduction is achieved because of the modular design of the nuclear reactor, the standardization of components, and the mass production of these components. Similarly, the cost of reactor maintenance and management of nuclear fuel assemblies is also reduced.

Le dispositif de transport 66 est de tout type adapté au transport du réacteur nucléaire. En fonction de la localisation de l'installation d'exploitation 64, le transport est effectué par voie maritime et/ou fluviale et/ou terrestre. Le réacteur nucléaire 30 est transporté sous la forme d'un sous-ensemble déjà assemblé, prêt à être installé et raccordé dans l'atelier d'exploitation. En particulier, les assemblages de combustible nucléaire sont déjà dans la cuve au moment du transport. Le dispositif du transport comprend de préférence au moins un bateau. Le bateau est typiquement une barge, motorisée ou non. Comme le montre la figure 1, il comporte une cale 142 dans laquelle est disposé le réacteur nucléaire. Celui-ci est bloqué en position par des moyens non représentés. Par exemple, le châssis 128 du réacteur nucléaire est rigidement fixé au plancher de la cale. Le bateau comporte des moyens pour remplir la cale 142 d'eau, de manière à faciliter le refroidissement du réacteur. Le dispositif de transport 66 est agencé pour provoquer l'immersion du réacteur nucléaire automatiquement en cas d'accident, et/ou d'agression, et/ou de catastrophe naturelle.The transport device 66 is of any type suitable for transporting the nuclear reactor. Depending on the location of the operating facility 64, the transport is carried out by sea and / or fluvial and / or terrestrial. The nuclear reactor 30 is transported in the form of a subset already assembled, ready to be installed and connected in the operating workshop. In particular, the nuclear fuel assemblies are already in the tank at the time of transport. The transport device preferably comprises at least one boat. The boat is typically a barge, motorized or not. As shown in Figure 1, it comprises a shim 142 in which is disposed the nuclear reactor. This is locked in position by means not shown. For example, the frame 128 of the nuclear reactor is rigidly fixed to the floor of the hold. The boat comprises means for filling the wedge 142 with water, so as to facilitate the cooling of the reactor. The transport device 66 is arranged to cause the immersion of the nuclear reactor automatically in case of accident, and / or aggression, and / or natural disaster.

Il est à noter que le transport par voie terrestre n'est possible que sous réserve de disposer d'une source froide pour le refroidissement du coeur, et ce de manière continue. Avantageusement, le dispositif de transport 66 est équipé, de moyens permettant de récupérer et valoriser la chaleur résiduelle dégagée par le coeur.It should be noted that transport by land is possible only if a cold source is available for the cooling of the core in a continuous manner. Advantageously, the transport device 66 is equipped with means for recovering and recovering the residual heat released by the core.

L'atelier d'exploitation 64 est représenté de manière très schématique sur la Figure 3. La structure de réception 68, dans l'exemple représenté, comporte une forme 144 remplie d'eau. La forme 144 est un bassin. En variante, la forme 144 est une barge, flottant sur un volume d'eau. Ce volume d'eau est une mer, un fleuve, un bassin, etc. Le châssis 128 du réacteur nucléaire est posé sur le fond 146 de la forme 144, et est rigidement fixé à celui-ci de manière réversible. Il est possible de prévoir d'autres structures pour arrimer les parties supérieures du réacteur nucléaire à la forme. Le réacteur nucléaire est ainsi immergé en permanence dans l'eau remplissant la forme 144. Cette eau assure le refroidissement de l'enceinte de confinement, par convection naturelle, notamment en cas de perte du circuit primaire ou secondaire. En variante, le réacteur nucléaire n'est pas immergé en permanence dans la forme. L'immersion est provoquée automatiquement, en cas d'accident et/ou d'agression et/ou de catastrophe naturelle. Le circuit secondaire 70 est raccordé à un ensemble turbine alternateur 72. Il comporte un condenseur 74 et une pompe de circulation 76. Vers l'amont, l'ensemble turbine alternateur 72 est raccordé par le biais d'une interface vapeur 78 à la sortie de fluide secondaire 52 du réacteur. Vers l'aval, la pompe 76 est raccordée par le biais d'une interface eau alimentaire 80 à l'entrée de fluide secondaire 50 du réacteur. Les interfaces 78 et 80 sont par exemples des brides prévues pour être raccordées de manière étanche à la sortie 52 et à l'entrée 50. En variante, le fluide secondaire produit par le réacteur nucléaire n'est pas utilisée pour produire de l'électricité, mais est utilisée pour du chauffage, pour produire de l'hydrogène, ou pour toute autre utilisation adaptée. L'atelier d'exploitation 64 est équipé notamment : - d'outillages 80a permettant de fixer le réacteur nucléaire 30 à la structure de réception 68; - d'outillages 80b permettant de raccorder l'entrée 50 et la sortie 52 aux interfaces 80 et 78 ; - d'outillages 80c permettant de séparer le réacteur nucléaire 30 de la structure de réception 68; - d'outillages 80d permettant de séparer l'entrée 50 et la sortie 52 des interfaces 80 et 78.The operating workshop 64 is shown very schematically in FIG. 3. The receiving structure 68, in the example shown, comprises a form 144 filled with water. The 144 form is a basin. Alternatively, the form 144 is a barge, floating on a volume of water. This volume of water is a sea, a river, a basin, etc. The frame 128 of the nuclear reactor is placed on the bottom 146 of the form 144, and is rigidly fixed thereto in a reversible manner. It is possible to provide other structures to secure the upper parts of the nuclear reactor to shape. The nuclear reactor is thus immersed permanently in the water filling the form 144. This water ensures the cooling of the containment enclosure, by natural convection, especially in case of loss of the primary or secondary circuit. In a variant, the nuclear reactor is not immersed permanently in the form. Immersion is automatically caused in case of accident and / or aggression and / or natural disaster. The secondary circuit 70 is connected to an alternator turbine assembly 72. It comprises a condenser 74 and a circulation pump 76. Upstream, the alternator turbine assembly 72 is connected via a steam interface 78 to the outlet secondary fluid 52 of the reactor. Downstream, the pump 76 is connected through a feedwater interface 80 to the secondary fluid inlet 50 of the reactor. The interfaces 78 and 80 are, for example, flanges designed to be connected in a sealed manner to the outlet 52 and to the inlet 50. In a variant, the secondary fluid produced by the nuclear reactor is not used to produce electricity. but is used for heating, to produce hydrogen, or for any other suitable use. The operating workshop 64 is equipped in particular with: - tools 80a for fixing the nuclear reactor 30 to the receiving structure 68; tooling 80b making it possible to connect the input 50 and the output 52 to the interfaces 80 and 78; - Tooling 80c for separating the nuclear reactor 30 of the receiving structure 68; of tools 80d making it possible to separate the inlet 50 and the outlet 52 from the interfaces 80 and 78.

Ces outillages sont de type connu, et sont représentés symboliquement sur la figure 3. L'atelier d'exploitation 64 est encore équipé de tous les équipements 80e nécessaires pour exploiter le réacteur nucléaire, notamment un bâtiment autour du réacteur 30, un circuit tertiaire permettant de rejeter dans l'atmosphère la chaleur récupérée au moins au niveau du condenseur 74, etc. L'atelier d'exploitation 64 comporte notamment un système de contrôle commande 82 et une alimentation électrique 83, prévus pour être raccordés au dispositif de contrôle commande 60 de la cuve. Une fois le raccordement effectué, la puissance électrique nécessaire pour le fonctionnement des actionneurs et de l'instrumentation du réacteur nucléaire 30 est fournie par l'alimentation électrique 83. Toutefois, le réacteur nucléaire 30 comporte un dispositif de stockage d'énergie, prévu pour alimenter en secours le dispositif de contrôle - commande 60 de la cuve en cas de perte de l'alimentation électrique 83. Ce dispositif de stockage est par exemple une batterie. Par ailleurs, des informations peuvent alors être échangées entre le système de contrôle commande 82 de l'atelier et le dispositif de contrôle commande 60 du réacteur nucléaire. Plus précisément, le dispositif de contrôle commande 60 transmet au système de contrôle commande 82 toutes les informations nécessaires pour la bonne efficacité de l'évacuation et de la valorisation de l'énergie produite par le réacteur nucléaire. Le dispositif de contrôle commande 60 reçoit du système de contrôle commande 82 de l'atelier les informations nécessaires pour déclencher la mise en sécurité du réacteur nucléaire, en cas d'incident, d'agression, de catastrophe naturelle, en particulier en vue de déclencher la déconnection automatique du réacteur nucléaire.These tools are of known type, and are represented symbolically in FIG. 3. The operating workshop 64 is still equipped with all the equipment 80e necessary to operate the nuclear reactor, in particular a building around the reactor 30, a tertiary circuit enabling to discharge into the atmosphere the heat recovered at least at the condenser 74, etc. The operating workshop 64 comprises in particular a control system 82 and a power supply 83, designed to be connected to the control device 60 of the tank. Once the connection is made, the electrical power required for the operation of the actuators and the instrumentation of the nuclear reactor 30 is supplied by the power supply 83. However, the nuclear reactor 30 comprises an energy storage device, provided for supplying emergency control device 60 of the tank in case of loss of the power supply 83. This storage device is for example a battery. Furthermore, information can then be exchanged between the control system 82 of the workshop and the control device 60 of the nuclear reactor. More specifically, the control device 60 transmits to the control system 82 all the information necessary for the effective efficiency of the evacuation and recovery of the energy produced by the nuclear reactor. The command control device 60 receives from the control system 82 of the workshop the information necessary to trigger the safety of the nuclear reactor, in the event of an incident, aggression or natural disaster, in particular with a view to triggering automatic disconnection of the nuclear reactor.

Le dispositif 86 de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation 64, jusqu'à l'atelier de maintenance est typiquement celui qui assure le transport entre l'atelier de fabrication et les ateliers d'exploitation. Ainsi, un même dispositif assure le transport depuis l'atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance, et depuis l'atelier de fabrication et les ateliers d'exploitation. En variante, ce sont deux dispositifs différents qui assurent le transport depuis l'atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance, et depuis l'atelier de fabrication et les ateliers d'exploitation.The device 86 for transporting the nuclear reactor from the operating workshop 64 to the maintenance workshop is typically one that provides transportation between the production workshop and the operating workshops. Thus, the same device provides transport from the operating room 64 to the maintenance workshop, and from the manufacturing workshop and operating workshops. Alternatively, there are two different devices that provide transport from the operating room 64 to the maintenance shop, and from the manufacturing workshop and operating workshops.

Chaque réacteur nucléaire 30 comprend un dispositif 140 de refroidissement du coeur indépendant du circuit secondaire 70, prévu pour évacuer jusqu'à une source froide la chaleur résiduelle dégagée par le coeur 54 quand le circuit secondaire ne peut pas évacuer cette chaleur résiduelle. Ceci est le cas quand le réacteur est à l'arrêt ou n'est pas raccordé au circuit secondaire. Cette source froide est un volume d'eau. Quand le réacteur nucléaire est à bord des dispositifs de transport 66, 86, le volume d'eau est la mer ou le fleuve sur lequel navigue le dispositif de transport. Quand le réacteur nucléaire est dans l'atelier d'exploitation, le volume d'eau correspond à la forme 144. Le dispositif 140 est agencé entre l'enceinte de confinement 130 et la cuve 31. Le dispositif 140 comprend un moyen d'échange de chaleur entre le fluide primaire du réacteur nucléaire et un flux d'eau prélevé dans le volume d'eau. Le flux d'eau circule à l'intérieur de l'enceinte de confinement 130. Le fluide primaire cède sa chaleur au flux d'eau, directement ou indirectement par l'intermédiaire d'une boucle dans laquelle circule un fluide caloporteur. Le flux d'eau réchauffé est rejeté dans le volume d'eau. L'atelier de maintenance 84 est équipé de tous les moyens nécessaires pour réaliser la maintenance des principaux équipements du réacteur nucléaire, et l'opération de rechargement du coeur en assemblages de combustible nucléaire frais. Il est équipé en outre pour effectuer la première mise en service des réacteurs nucléaires neufs, avant transport jusqu'à l'atelier d'exploitation. De préférence, le démantèlement des réacteurs nucléaires 30 en fin de vie et de leurs composants est effectué dans l'atelier de maintenance 84. L'atelier d'exploitation 64 ne comporte donc pas de moyens pour effectuer ce démantèlement.Each nuclear reactor 30 comprises a device 140 for cooling the core independent of the secondary circuit 70, designed to discharge to a cold source the residual heat released by the core 54 when the secondary circuit can not evacuate this residual heat. This is the case when the reactor is at a standstill or is not connected to the secondary circuit. This cold source is a volume of water. When the nuclear reactor is on board the transport devices 66, 86, the volume of water is the sea or the river on which the transport device is navigating. When the nuclear reactor is in the operating room, the volume of water corresponds to the form 144. The device 140 is arranged between the containment enclosure 130 and the tank 31. The device 140 comprises a means of exchange of heat between the primary fluid of the nuclear reactor and a stream of water taken from the volume of water. The flow of water circulates inside the confinement enclosure 130. The primary fluid transfers its heat to the flow of water, directly or indirectly through a loop through which a heat transfer fluid circulates. The stream of warmed water is released into the water volume. The maintenance workshop 84 is equipped with all the means necessary to carry out maintenance of the main equipment of the nuclear reactor, and the operation of recharging the core with fresh nuclear fuel assemblies. It is also equipped to carry out the first commissioning of the new nuclear reactors, before transporting them to the workshop. Preferably, the dismantling of the end-of-life nuclear reactors and their components is carried out in the maintenance workshop 84. The operating workshop 64 therefore does not include any means for carrying out this dismantling.

De préférence, les déchets nucléaires issus de la maintenance des réacteurs nucléaires 30 sont conditionnés dans l'atelier de maintenance 84. L'atelier d'exploitation 64 ne comporte pas de moyens de conditionnement de déchet. Plus précisément, l'atelier de maintenance 84 comprend : - une première zone 150 dédiée à la réception et à la mise en service des réacteurs nucléaires 30 neufs; - une seconde zone 152 dédiée à la maintenance des principaux équipements du réacteur, et au rechargement du coeur en assemblages de combustibles frais; - une troisième zone 154 dédiée au démantèlement des réacteurs nucléaires 30 en fin de vie et de leurs composants.Preferably, the nuclear waste resulting from the maintenance of the nuclear reactors 30 is packaged in the maintenance workshop 84. The operating workshop 64 does not include means for packaging waste. More specifically, the maintenance workshop 84 comprises: a first zone 150 dedicated to receiving and commissioning the new nuclear reactors; a second zone 152 dedicated to the maintenance of the main equipment of the reactor, and to the recharging of the core in assemblies of fresh fuels; a third zone 154 dedicated to the dismantling of end-of-life nuclear reactors and their components.

La première zone 150 est équipée de tous les moyens pour effectuer le premier chargement en combustible nucléaire, pour vérifier et qualifier le réacteur nucléaire avant transport jusqu'à l'atelier d'exploitation. Il comporte en particulier un circuit secondaire d'essai, un ensemble complet de pilotage et de surveillance du réacteur, et des moyens de test, par exemple de test de la tenue en pression de l'enceinte de confinement. Ainsi, la première zone est équipée pour tester le fonctionnement du réacteur nucléaire à chaud, quand celui-ci est raccordé au circuit secondaire d'essai. La seconde zone 152 est équipée de moyens pour enlever le fond supérieur 132 de l'enceinte130, et pour séparer le couvercle 34 de la partie inférieure 32 de la cuve. Elle est également équipée pour extraire et insérer les équipements internes à l'intérieur de la cuve 31, à travers l'ouverture 39 et pour décharger et recharger les assemblages de combustibles nucléaires dans la cuve. La seconde zone 152 est équipée pour assurer le remplacement des équipements internes défaillants ou en fin de vie, et pour remplacer les assemblages de combustible nucléaire épuisés par des assemblages de combustible nucléaire frais. Les deuxième et troisième zones 152 et 154 sont équipées de moyens pour conditionner les déchets radioactifs générés par ces opérations de maintenance ou rechargement. Ces déchets peuvent être les équipements internes du réacteur, ou des éléments consommables utilisés pendant les opérations de maintenance. Après conditionnement selon les normes en vigueur, les déchets conditionnés sont expédiés jusqu'à un site de stockage 90 (Figure 1).The first zone 150 is equipped with all the means to carry out the first loading of nuclear fuel, to check and qualify the nuclear reactor before transport to the operating workshop. It comprises in particular a secondary circuit test, a complete set of control and monitoring of the reactor, and test means, for example for testing the pressure resistance of the containment. Thus, the first zone is equipped to test the operation of the hot nuclear reactor, when it is connected to the secondary circuit test. The second zone 152 is equipped with means for removing the upper bottom 132 of the enclosure 130, and for separating the lid 34 from the lower part 32 of the tank. It is also equipped to extract and insert the internal equipment inside the tank 31, through the opening 39 and to unload and recharge the nuclear fuel assemblies in the tank. The second zone 152 is equipped to replace defective or end-of-life internal equipment and to replace depleted nuclear fuel assemblies with fresh nuclear fuel assemblies. The second and third zones 152 and 154 are equipped with means for conditioning the radioactive waste generated by these maintenance or reloading operations. This waste may be the internal equipment of the reactor, or consumables used during maintenance operations. After conditioning according to the standards in force, the packaged waste is sent to a storage site 90 (Figure 1).

La troisième zone 154 est encore équipée pour démanteler, c'est-à-dire déconstruire, les réacteurs 30 en fin de vie. Par exemple, la cuve et les autres équipements internes sont découpés, conditionnés et envoyés sur le site de stockage 90. L'atelier de maintenance 84 comporte donc des moyens de confinement et de télé-opérations, permettant d'intervenir sur les cuves de réacteur contenant les assemblages du combustible usés. De préférence, les outillages spéciaux, les moyens de maintenance et de protection, les moyens de contrôle, d'inspection, de tests (y compris le circuit vapeur), le contrôle commande, le traitement des déchets nucléaires, les stockages, la sécurité et le gardiennage sont mutualisés pour les trois zones. Il est possible, dans les deuxième et troisième zones 152 et 154, de déconstruire entièrement un réacteur nucléaire 30 et de récupérer ses principaux composants. Tout ou partie de ces composants peut être réemployé dans plusieurs autres réacteurs nucléaires 30. Ainsi, on peut constituer de nouveaux réacteurs 30 en réutilisant des composants provenant d'un ou plusieurs autres réacteurs nucléaires 30, en ajoutant éventuellement des composants neufs.The third zone 154 is still equipped to dismantle, that is to say deconstruct, the reactors 30 at the end of their life. For example, the tank and the other internal equipment are cut, packaged and sent to the storage site 90. The maintenance workshop 84 therefore comprises means of containment and remote operations, to intervene on the reactor vessels containing spent fuel assemblies. Preferably, the special tools, the means of maintenance and protection, the means of control, inspection, tests (including the steam circuit), control command, the treatment of nuclear waste, storage, security and guarding are shared for the three zones. It is possible, in the second and third zones 152 and 154, to completely deconstruct a nuclear reactor 30 and recover its main components. All or part of these components can be reused in several other nuclear reactors 30. Thus, new reactors can be formed by reusing components from one or more other nuclear reactors 30, possibly adding new components.

Typiquement, l'atelier de maintenance 84 est à proximité immédiate de l'atelier de fabrication 62.Typically, the maintenance workshop 84 is in the immediate vicinity of the production workshop 62.

Comme visible sur la Figure 1, les réacteurs installés dans les différents ateliers d'exploitation 64 peuvent être pilotés à partir d'une installation de pilotage 92 unique, commune pour tous les réacteurs 30. L'installation de pilotage 92 n'est pas en général implantée dans un atelier d'exploitation 64. Elle est située par exemple à distance des ateliers 64. Elle peut être installée dans un autre pays voire même sur un autre continent. Par exemple, l'installation de pilotage est installée au même endroit que l'atelier de fabrication 62 ou l'atelier de maintenance 84. L'installation de pilotage 92 est équipée de moyens 94 de communication avec chacun des réacteurs nucléaire 30. De même, chaque réacteur nucléaire 30 est équipé de moyens 96 pour communiquer avec l'installation de pilotage 92. Typiquement, l'installation de pilotage 92 communique avec le dispositif de contrôle commande 60 du réacteur nucléaire via les moyens 96. La communication est par voie hertzienne, avec une redondance par voie filaire. Le réacteur nucléaire 30 reçoit des commandes venant de l'installation de pilotage 92 et envoie des informations relatives aux paramètres de fonctionnement du réacteur nucléaire 30 vers l'installation de pilotage 92. Ceci est particulièrement commode, notamment pour les pays ne disposant pas de personnel formé pour l'exploitation des réacteurs nucléaires. Ainsi, au moins certains paramètres d'exploitation du réacteur nucléaire 30 sont pilotés à distance par l'installation de pilotage 92 pendant l'exploitation du réacteur nucléaire. Plus précisément, la puissance thermique délivrée par le réacteur nucléaire est pilotée depuis l'atelier d'exploitation. Tous les autres paramètres d'exploitation sont pilotés depuis l'atelier de pilotage. Parmi ces paramètres d'exploitation pilotés depuis l'atelier de pilotage, on trouve notamment, la vitesse des pompes primaires, le niveau d'activité radiologique dans le fluide primaire, le niveau des bâches de sécurité du circuit primaire etc. Le réacteur nucléaire 30 envoie à l'atelier de pilotage 92 des informations : - sur l'état radiologique du combustible nucléaire, du fluide primaire, - sur l'état de différents organes du réacteur nucléaire, par exemple les pompes primaires, le pressuriseur, etc, - relatives à la surveillance de l'état des différents composants du réacteur nucléaire, en particulier l'usure des différents éléments en mouvement. Le procédé d'exploitation de l'invention est représenté sur la Figure 4. Il comporte les étapes suivantes : - étape 10 : fabrication des réacteurs nucléaires 30 dans l'atelier de fabrication 62; - étape 12 : transport des réacteurs nucléaires 30 chacun jusqu'à l'un des ateliers d'exploitation 64 ; - étape 14 : dans chaque atelier d'exploitation 64, fixation du réacteur nucléaire 30 à la structure du réception 68 et raccordement de la sortie de fluide secondaire 52 du réacteur nucléaire 30 au circuit secondaire 70; - étape 16: dans chaque atelier d'exploitation 64, exploitation du réacteur nucléaire 30, typiquement pour produire de la vapeur; - étape 18 : dans chaque atelier d'exploitation 64, séparation du réacteur nucléaire 30 et de la structure de réception 68, séparation de la sortie de fluide secondaire 52 et du circuit secondaire 70; - étape 20 : transport du réacteur nucléaire 30 depuis chaque atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance unique 84; - étape 22: réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires 30 dans l'atelier de maintenance unique 84 d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du coeur 46. Le procédé peut en outre comporter une étape 24 de démantèlement des réacteurs nucléaires 30 dans l'atelier de maintenance 84. A l'étape 10, le réacteur nucléaire est assemblé dans l'atelier de fabrication 62, visible sur la Figure 1. La cuve 31 est introduite dans l'enceinte de confinement 130. La cuve et l'enceinte de confinement sont fixées au châssis 128. Les équipements internes de la cuve sont mis en place. Le réacteur nucléaire est ensuite transféré dans la première zone 150 de l'atelier de maintenance 84. Le coeur 46 est placé à l'intérieur de la cuve 31, et le réacteur nucléaire 30 est raccordé au circuit secondaire d'essai. Le réacteur nucléaire 30 subit ensuite sa première mise en service, ainsi que des tests de qualification. A l'étape 12, les différents réacteurs nucléaires 30 sont transportés à l'état assemblé jusqu'aux différents ateliers d'exploitation 64. Typiquement, les réacteurs nucléaires 30 sont produits les uns après les autres, et sont donc transportés les uns après les autres jusqu'aux ateliers d'exploitation qui doivent les recevoir. Chaque réacteur nucléaire 30 est refroidi par le dispositif de refroidissement 140 pendant le transport. Il est à noter que la structure de réception de chaque atelier d'exploitation peut être construite en temps masqué pendant la fabrication du réacteur, puisque la fabrication complète du réacteur est effectuée loin de l'atelier d'exploitation. Ceci permet de réduire les délais et les coûts de construction et de mise en service.As can be seen in FIG. 1, the reactors installed in the various operating workshops 64 can be piloted from a single piloting installation 92, common for all the reactors 30. The control installation 92 is not in operation. General is located in an operating workshop 64. It is located for example remote workshops 64. It can be installed in another country or even on another continent. For example, the control installation is installed at the same place as the production workshop 62 or the maintenance workshop 84. The control installation 92 is equipped with means 94 for communication with each of the nuclear reactors 30. Similarly each nuclear reactor 30 is equipped with means 96 for communicating with the control installation 92. Typically, the control installation 92 communicates with the control device 60 of the nuclear reactor via the means 96. The communication is by radio , with wired redundancy. The nuclear reactor 30 receives commands from the control installation 92 and sends information relating to the operating parameters of the nuclear reactor 30 to the control installation 92. This is particularly convenient, especially for countries without staff. formed for the operation of nuclear reactors. Thus, at least some operating parameters of the nuclear reactor 30 are controlled remotely by the control facility 92 during the operation of the nuclear reactor. More precisely, the thermal power delivered by the nuclear reactor is controlled from the operating workshop. All other operating parameters are controlled from the pilot workshop. Among these operating parameters controlled from the pilot shop, we find, in particular, the speed of the primary pumps, the level of radiological activity in the primary fluid, the level of the safety covers of the primary circuit, etc. The nuclear reactor 30 sends to the control workshop 92 information: - on the radiological status of the nuclear fuel, the primary fluid, - on the state of different organs of the nuclear reactor, for example the primary pumps, the pressurizer, etc., - relating to the monitoring of the state of the various components of the nuclear reactor, in particular the wear of the various moving elements. The operating method of the invention is shown in FIG. 4. It comprises the following steps: step 10: manufacture of the nuclear reactors 30 in the manufacturing workshop 62; step 12: transportation of the nuclear reactors 30 each to one of the operating workshops 64; step 14: in each operating workshop 64, fixing the nuclear reactor 30 to the structure of the reception 68 and connecting the secondary fluid outlet 52 of the nuclear reactor 30 to the secondary circuit 70; step 16: in each operating workshop 64, operating the nuclear reactor 30, typically to produce steam; step 18: in each operating workshop 64, separation of the nuclear reactor 30 and the receiving structure 68, separation of the secondary fluid outlet 52 and the secondary circuit 70; step 20: transport of the nuclear reactor 30 from each operating workshop 64 to the single maintenance shop 84; step 22: production on each of the nuclear reactors 30 in the single maintenance workshop 84 of at least one of a maintenance operation or a recharging operation of the core 46. The method may further comprise a step 24 of the dismantling of the nuclear reactors 30 in the maintenance workshop 84. In step 10, the nuclear reactor is assembled in the manufacturing workshop 62, visible in FIG. 1. The tank 31 is introduced into the enclosure 130. The vessel and the containment chamber are fixed to the frame 128. The internal equipment of the tank is put in place. The nuclear reactor is then transferred to the first zone 150 of the maintenance workshop 84. The core 46 is placed inside the tank 31, and the nuclear reactor 30 is connected to the secondary circuit of the test. The nuclear reactor 30 then undergoes its first commissioning, as well as qualification tests. In step 12, the various nuclear reactors 30 are transported in the assembled state to the various operating workshops 64. Typically, the nuclear reactors 30 are produced one after the other, and are therefore transported one after the other. others until the operating workshops that are to receive them. Each nuclear reactor 30 is cooled by the cooling device 140 during transport. It should be noted that the receiving structure of each operating room can be constructed in masked time during the reactor manufacturing, since the complete manufacture of the reactor is carried out far from the operating workshop. This reduces the time and cost of construction and commissioning.

A l'étape 16, les réacteurs nucléaires 30 sont pilotés à distance, à partir de l'installation de pilotage 92, par une ou plusieurs équipes formées au pilotage du réacteur 30. La vapeur produite est envoyée dans le circuit secondaire 70, et permet la production d'énergie utile. Aux étapes 14 et 18, le réacteur nucléaire est respectivement monté dans l'atelier d'exploitation et démonté, par des équipes d'opérateurs, à l'aide des outillages 80a/b/c/d.In step 16, the nuclear reactors 30 are remotely controlled, from the control installation 92, by one or more teams trained in the control of the reactor 30. The steam produced is sent into the secondary circuit 70, and allows useful energy production. In stages 14 and 18, the nuclear reactor is respectively mounted in the operating workshop and disassembled, by teams of operators, using tools 80a / b / c / d.

A l'étape 20, le réacteur 30 est transporté d'une pièce. Le coeur 46 reste à l'intérieur de la cuve 31 pendant le transport, de même que les différents équipements internes tels que l'échangeur de chaleur 48 ou le mécanisme 58 de commande des grappes 64. Le réacteur nucléaire 30 est refroidi par le dispositif de refroidissement 140 pendant le transport.In step 20, the reactor 30 is transported in one piece. The core 46 remains inside the tank 31 during transport, as well as the various internal equipment such as the heat exchanger 48 or the control mechanism 58 of the clusters 64. The nuclear reactor 30 is cooled by the device cooling 140 during transport.

A l'étape 22, les opérations de maintenance et de rechargement pour les réacteurs installés dans les différents ateliers d'exploitation 64 sont toutes effectuées dans le même atelier de maintenance 84. Celui-ci dessert donc un grand nombre d'ateliers d'exploitation 64. Notamment, un réacteur nucléaire peut être entièrement déconstruit et ses composants utilisés pour constituer d'autres réacteurs nucléaires. Comme illustré sur la Figure 4, après la fin de l'opération de maintenance et rechargement, le réacteur nucléaire 30 est renvoyé à un atelier d'exploitation 64. Cet atelier peut être celui où il était installé précédemment, ou un autre. Le procédé peut être mis en oeuvre avec un réacteur nucléaire unique desservant un unique atelier d'exploitation. Toutefois, il est particulièrement bien adapté pour l'exploitation d'une pluralité de réacteurs nucléaires, installés dans une pluralité d'ateliers d'exploitation répartis en différents endroits. Ainsi, il est possible de limiter les interruptions de fourniture de fluide secondaire chaud dans chaque atelier d'exploitation par échange standard du réacteur nucléaire.In step 22, the maintenance and reloading operations for the reactors installed in the various operating workshops 64 are all carried out in the same maintenance workshop 84. This therefore serves a large number of operating workshops. 64. Notably, a nuclear reactor can be completely deconstructed and its components used to constitute other nuclear reactors. As illustrated in Figure 4, after the completion of the maintenance and reloading operation, the nuclear reactor 30 is returned to an operating workshop 64. This workshop may be the one where it was previously installed, or another. The process can be implemented with a single nuclear reactor serving a single operating workshop. However, it is particularly well suited for operating a plurality of nuclear reactors, installed in a plurality of operating workshops distributed in different locations. Thus, it is possible to limit the interruptions of supply of hot secondary fluid in each operating workshop by standard exchange of the nuclear reactor.

Par ailleurs, quand on produit à la chaine un grand nombre de réacteurs nucléaires, il est possible de réduire les coûts de production. De plus, il est possible de prévoir une flotte de réacteurs nucléaires, implantés dans différents ateliers d'exploitation, et dont la maintenance est assurée dans un atelier central, unique. Les ateliers d'exploitation peuvent être répartis à différents endroits d'un même pays et/ou dans différents pays. Un réacteur nucléaire, après utilisation dans un atelier d'exploitation donné, est renvoyé jusqu'à l'atelier de maintenance pour maintenance et/ou rechargement du coeur. Il est ensuite renvoyé soit dans le même atelier de maintenance soit dans un autre. Ceci permet de réduire notablement les coûts de maintenance, et les coûts liés à 35 l'opération de rechargement du coeur, puisqu'un seul jeu d'équipements de maintenance/rechargement des assemblages de combustible nucléaire est utilisé pour toute une flotte de réacteurs nucléaires. De même, ce sont les mêmes équipes d'opérateurs qui réalisent les opérations de maintenance/rechargement du coeur pour toute la flotte de réacteurs nucléaires. Les Figures 5 et 6 illustrent une variante du procédé d'exploitation de l'invention, et un atelier d'exploitation particulièrement adapté pour la mise en oeuvre de ce procédé. Seuls les points par lesquels ce procédé et cet atelier d'exploitation diffèrent de ceux des Figures 1 à 4 seront détaillés ci-dessous. Les éléments identiques ou assurant la même fonction seront désignés avec les mêmes références. Comme le montre la Figure 5, l'atelier d'exploitation comporte, en plus de la première structure de réception 68, une seconde structure de réception 98, prévue pour maintenir en position un second réacteur nucléaire 99. La structure 98 comprend une forme, identique à la forme 144 de la structure 68. En plus des interfaces 78 et 80, le circuit de vapeur 70 comporte une seconde interface vapeur 100 et une seconde interface 102 d'eau alimentaire. L'interface 100 est montée en dérivation, parallèlement à l'interface 78. De même, l'interface 102 est montée en dérivation par rapport à l'interface 80, parallèlement à celle-ci. Quand le second réacteur nucléaire 99 est en place dans la seconde structure de réception 98, la seconde interface vapeur 100 est susceptible d'être raccordée à la sortie de fluide secondaire 104 du second réacteur nucléaire. L'interface 102 est susceptible d'être raccordé à l'entrée de fluide secondaire 106 du second réacteur nucléaire. Le circuit de vapeur 70 comporte encore un jeu de vannes 108, 110, 112, 114. Les vannes 108 et 112 permettent de raccorder l'ensemble turbine alternateur 72 sélectivement, vers l'amont, soit à la sortie de fluide secondaire du premier réacteur soit à la sortie de fluide secondaire du second réacteur. Les vannes 110 et 114 permettent de raccorder sélectivement le refoulement de la pompe 76 soit à l'entrée de fluide secondaire du premier réacteur soit à l'entrée de fluide secondaire du second réacteur. Pour limiter les interruptions de fourniture de fluide secondaire quand on veut renvoyer le premier réacteur 30 vers l'atelier de maintenance et de rechargement 84, les étapes suivantes sont effectuées en temps masqué, pendant l'étape 16 d'exploitation du premier réacteur nucléaire (voir figure 6) : - étape 116: transport du second réacteur nucléaire 99, par exemple depuis l'atelier de maintenance 84 jusqu'à l'atelier d'exploitation 64 ; - étape 118: arrimage du second réacteur nucléaire 99 à la seconde structure de réception 98, et raccordement de la sortie de fluide secondaire 104 et de l'entrée de fluide secondaire 106 respectivement aux interfaces 100 et 102.In addition, when a large number of nuclear reactors are produced at the chain, it is possible to reduce production costs. In addition, it is possible to provide a fleet of nuclear reactors, located in various workshops, and whose maintenance is provided in a single central workshop. The farm workshops can be located in different parts of the same country and / or in different countries. A nuclear reactor, after use in a given operating room, is sent back to the maintenance workshop for maintenance and / or reloading of the core. It is then returned either in the same maintenance workshop or in another. This significantly reduces maintenance costs, and costs associated with the core refilling operation, since only one set of maintenance / refueling equipment for nuclear fuel assemblies is used for a whole fleet of nuclear reactors. . Similarly, it is the same teams of operators who carry out core maintenance / recharging operations for the entire fleet of nuclear reactors. Figures 5 and 6 illustrate a variant of the operating method of the invention, and an operating room particularly suitable for the implementation of this method. Only the points by which this process and this operating workshop differ from those in Figures 1 to 4 will be detailed below. Identical elements or the same function will be designated with the same references. As shown in FIG. 5, the operating workshop comprises, in addition to the first receiving structure 68, a second receiving structure 98, designed to hold a second nuclear reactor 99 in position. The structure 98 comprises a shape, identical to the shape 144 of the structure 68. In addition to the interfaces 78 and 80, the steam circuit 70 comprises a second steam interface 100 and a second interface 102 of drinking water. The interface 100 is shunted parallel to the interface 78. Similarly, the interface 102 is shunted relative to the interface 80, parallel thereto. When the second nuclear reactor 99 is in place in the second receiving structure 98, the second steam interface 100 is connectable to the secondary fluid outlet 104 of the second nuclear reactor. The interface 102 may be connected to the secondary fluid inlet 106 of the second nuclear reactor. The steam circuit 70 also comprises a set of valves 108, 110, 112, 114. The valves 108 and 112 make it possible to connect the alternator turbine assembly 72 selectively, upstream, or to the secondary fluid outlet of the first reactor at the secondary fluid outlet of the second reactor. The valves 110 and 114 make it possible to selectively connect the discharge of the pump 76 to either the secondary fluid inlet of the first reactor or to the secondary fluid inlet of the second reactor. To limit the interruptions of supply of secondary fluid when it is desired to return the first reactor 30 to the maintenance and recharging workshop 84, the following steps are performed in masked time, during step 16 of operation of the first nuclear reactor ( see FIG. 6): step 116: transport of the second nuclear reactor 99, for example from the maintenance workshop 84 to the operating workshop 64; step 118: securing the second nuclear reactor 99 to the second receiving structure 98, and connecting the secondary fluid outlet 104 and the secondary fluid inlet 106 respectively to the interfaces 100 and 102.

Une fois ces étapes effectuées, il est possible d'interrompre l'exploitation du premier réacteur nucléaire 30. Les vannes 108 et 110 sont fermées et les vannes 112 et 114 sont ouvertes, de manière à raccorder l'ensemble turbine-alternateur 72 au second réacteur nucléaire 99. Le basculement d'un réacteur à l'autre est extrêmement rapide, de telle sorte que les pertes de production sont minimes. Après la fin de l'étape d'exploitation du second réacteur 99 (étape 120), le second réacteur 99 est séparé de la seconde structure de réception 98, la sortie de fluide secondaire 104 est séparée de l'interface 100, et l'entrée de fluide secondaire 106 est séparée de l'interface 102 (étape 122). Le second réacteur nucléaire est alors renvoyé à l'atelier de maintenance 84 pour maintenance ou rechargement du coeur. Un autre réacteur nucléaire est mis en place sur la première structure de réception 68 pendant l'étape d'exploitation 120. Il est mis en service immédiatement après arrêt du second réacteur nucléaire. Du fait du dédoublement de la structure de réception et des interfaces avec le circuit secondaire, il est ainsi possible de raccourcir au maximum l'interruption de fourniture de fluide secondaire chaud dans l'atelier d'exploitation. Le second réacteur nucléaire prend le relais du premier pratiquement dès que celui-ci est arrêté.Once these steps have been completed, it is possible to interrupt the operation of the first nuclear reactor 30. The valves 108 and 110 are closed and the valves 112 and 114 are open, so as to connect the turbine-generator set 72 to the second one. nuclear reactor 99. Switching from one reactor to another is extremely rapid, so that production losses are minimal. After the end of the operation step of the second reactor 99 (step 120), the second reactor 99 is separated from the second receiving structure 98, the secondary fluid outlet 104 is separated from the interface 100, and the second secondary fluid inlet 106 is separated from the interface 102 (step 122). The second nuclear reactor is then returned to the maintenance workshop 84 for maintenance or recharging of the core. Another nuclear reactor is set up on the first receiving structure 68 during the operating step 120. It is put into service immediately after stopping the second nuclear reactor. Due to the duplication of the receiving structure and the interfaces with the secondary circuit, it is thus possible to shorten as much as possible the interruption of supply of hot secondary fluid in the operating workshop. The second nuclear reactor takes over the first virtually as soon as it is stopped.

Claims

CLAIMS 1. A method for managing at least one nuclear reactor, the method comprising at least the following steps: - manufacture of said nuclear reactor (30, 99) in a manufacturing facility (62), the nuclear reactor (30, 99) comprising a vessel (31), a core (46) disposed in the vessel (31), and at least one heat exchanger (48) with a secondary side having a secondary fluid outlet (52, 104); - transporting the nuclear reactor (30, 99) to an operating workshop (64) having at least one receiving structure (68, 98) arranged to hold the nuclear reactor (30, 99) in position and a secondary circuit (70); - fixing the nuclear reactor (30, 99) to the receiving structure (68, 98) and connecting the secondary fluid outlet (52, 104) of the nuclear reactor to the secondary circuit (70); - separating the nuclear reactor (30, 99) and the receiving structure (68, 98), separating the secondary fluid outlet (52, 104) and the secondary circuit (70); characterized in that the method further comprises the steps of: - transporting the nuclear reactor (30, 99) from the operating workshop (64) to a maintenance shop (84); - Performing in the maintenance workshop (84) at least one of a maintenance operation of the nuclear reactor (30, 99) or a recharging operation of the core (46).

2. A process according to claim 1, characterized in that it further comprises a step of operating the nuclear reactor (30, 99) between the fixing step and the separation step.

3.- Method according to claim 2, characterized in that the nuclear reactor (30, 99), at least during the operating step, is in permanent connection with a control installation (92) which is not in the operating room (64), for example over the air.

4. A method according to claim 3, characterized in that at least some operating parameters of the nuclear reactor (30, 99) are remotely controlled by the control installation (92) during the operating step, these operating parameters including, for example, the speed of rotation of the primary pumps or the radiological activity of the primary fluid.

5. A process according to any one of the preceding claims, characterized in that during the step of transporting the nuclear reactor (30, 99) to an operating workshop (64) and / or during the transport step the nuclear reactor (30, 99) from the operating workshop (64) to a maintenance workshop (84), the thermal power released by the core is discharged to a cold source.

6. A process according to any one of the preceding claims, characterized in that the nuclear reactor (30, 99) is automatically immersed in a cold source, in case of accident and / or aggression and / or natural disaster .

7. A process according to any one of the preceding claims, characterized in that a plurality of reactors (99) are manufactured in the manufacturing step, the process comprising the following steps: - fixing a nuclear reactor ( 30) from the plurality of nuclear reactors to the receiving structure (68) and connecting the secondary fluid outlet (52) of the nuclear reactor (30) to the secondary circuit (70); - operation of the nuclear reactor (30); separating the nuclear reactor (30) and the receiving structure (68), separating the secondary fluid outlet (52) from the nuclear reactor (30) and the secondary circuit (70); - Attaching another nuclear reactor (30) of the plurality of nuclear reactors to the receiving structure (68) and connecting the secondary fluid outlet (52) of the other nuclear reactor (30) to the secondary circuit (70). ); - operation of the other nuclear reactor (30).

8. A process according to any one of the preceding claims, characterized in that a plurality of reactors (30, 99) are manufactured in the manufacturing step, the operating workshop (64) having at least first and second receiving structures (68, 98) arranged to hold the nuclear reactor (30, 99) in position, the secondary circuit (70) having at least first and second secondary interfaces (78, 100) connectable respectively to the nuclear reactor (30) attached to the first receiving structure (68) and the nuclear reactor (99) attached to the second receiving structure (98), the method comprising the following steps: - fixing a first nuclear reactor ( 30) of the plurality of nuclear reactors to the first receiving structure (68) and connecting the secondary fluid outlet (52) of the nuclear reactor (30) to the first secondary interface (78) of the secondary circuit (70); - operation of the first nuclear reactor (30); - separating the first nuclear reactor (30) and the first receiving structure (68), separating the secondary fluid outlet (52) from the first nuclear reactor (30) and the first secondary interface (78) of the secondary circuit ( 70); - attaching a second nuclear reactor (99) of the plurality of nuclear reactors to the second receiving structure (98) and connecting the secondary fluid outlet (104) of the second nuclear reactor (99) to the second interface (100) of the secondary circuit (70); - operation of the second nuclear reactor (99).

9. A process according to claim 8, characterized in that the step of attaching a second nuclear reactor (99) to the second receiving structure (98) and connecting the secondary fluid outlet (104) of the second nuclear reactor (99) at the second interface (100) of the secondary circuit (70) takes place in masked time during the operating step of the first nuclear reactor (30).

10. A process according to any one of the preceding claims, characterized in that it comprises the following steps: - manufacture of a plurality of nuclear reactors (30, 99) in a manufacturing facility (62), each nuclear reactor (30, 99) comprising a vessel (31), a core (46) disposed in the vessel (31), and at least one heat exchanger (48) with a secondary side having a secondary fluid outlet (52, 104) ; transporting the nuclear reactors (30, 99) each to one of a plurality of operating workshops (64), each operating workshop (64) having at least one receiving structure (68, 98); ) provided to maintain in position the nuclear reactor (30, 99) and a secondary circuit (70); - in each operating workshop (64), fixing the nuclear reactor (30, 99) to the receiving structure (68, 98) and connecting the secondary fluid outlet (52, 104) of the nuclear reactor (30, 99 ) to the secondary circuit (70); - in each operating workshop (64), operation of the nuclear reactor (30, 99); in each operating workshop (64), separating the nuclear reactor (30, 99) and the receiving structure (68, 99), separating the secondary fluid outlet (52, 104) and the secondary circuit (70); ); transporting the nuclear reactor (30, 99) from each operating workshop (64) to a single maintenance shop (84); - Performing on each of the nuclear reactors (30, 99) in the single maintenance shop (84) at least one of a maintenance operation or a reloading operation of the core (46).

11. A process according to any one of the preceding claims, characterized in that the nuclear reactor maintenance operation (30, 99) comprises deconstruction of the nuclear reactors into a plurality of main components, and the use of at least two of the main components in at least two other nuclear reactors, the main components including the tank (31), the heat exchanger (48), control clusters (54), a control cluster control mechanism (58) (54).

12. A set of management of at least one nuclear reactor, the assembly comprising at least: at least one nuclear reactor (30, 99) comprising a tank (31), a core (46) disposed in the tank (31), ), and a heat exchanger (48) with a secondary side having a secondary fluid outlet (52, 104); a workshop (62) for manufacturing said nuclear reactor; - At least one operating workshop (64) having at least one receiving structure (68, 98) provided to maintain in position the nuclear reactor (30, 99) and a secondary circuit (70); - a device (66) for transporting the nuclear reactor (30, 99) from the manufacturing facility (62) to the operating workshop (64); a device (80a) for fixing the nuclear reactor (99) to the receiving structure (68, 98) and a device (80b) for connecting the secondary fluid outlet (52, 104) of the nuclear reactor (30); , 99) to the secondary circuit (70); a device (80) for operating the nuclear reactor (30, 99); a device (80c) for separating the nuclear reactor (30, 99) and the receiving structure (68, 98), and a device (80d) for separating the secondary fluid outlet (52, 104) and the circuit secondary (70); a maintenance workshop (84) arranged to perform at least one of a maintenance operation of the nuclear reactor (30, 99) or of a recharging operation of the core (46); - A device (86) for transporting the nuclear reactor (30, 99) from the operating workshop (64) to a maintenance workshop (84).

13.- assembly according to claim 12, characterized in that the nuclear reactor (30, 99) comprises a containment enclosure (130), wherein is disposed at least the vessel (31).

14.- assembly according to claim 13, characterized in that a heat exchange fluid is disposed between the containment enclosure (130) and the vessel (31).

15.- assembly according to any one of claims 12 to 14, characterized in that the nuclear reactor (30, 99) comprises a device (140) for cooling the core (46) independent of the secondary circuit (70), provided for discharging to a cold source the residual heat released by the core (46) when the nuclear reactor (30, 99) is stopped, for example when the nuclear reactor (30, 99) is on board the device (86) ) transporting the nuclear reactor (30, 99) from the operating workshop (64) to a maintenance workshop (84) and / or when the nuclear reactor is on board the reactor transport device (66) nuclear (30, 99) from the manufacturing facility (62) to the production facility (64).

16. An assembly according to any one of claims 12 to 15, characterized in that the receiving structure (68) comprises a shape (144) capable of being filled with water.

17. An assembly according to any one of claims 12 to 16, characterized in that the device (86) for transporting the nuclear reactor (30, 99) from the operating workshop (64) to a workshop of maintenance (84) and / or the device (66) for transporting the nuclear reactor (30, 99) from the production workshop (62) to the operating workshop (64) are boats arranged to provoke the immersion of the nuclear reactor (30, 99) in the event of accident and / or aggression and / or natural disaster.

18.- assembly according to any one of claims 12 to 17, characterized in that it comprises a plurality of nuclear reactors (30, 99) identical.

19. An assembly according to any one of claims 12 to 18, characterized in that the operating workshop (64) has at least first and second receiving structures (68, 98) provided for holding the reactor in position. nuclear reactor (30, 99), the secondary circuit (70) having at least first and second secondary interfaces (78, 100) connectable respectively to the nuclear reactor (30) maintained in the first receiving structure (68) and at the nuclear reactor (99) maintained in the second receiving structure (68).

20. An assembly according to any one of claims 12 to 19, characterized in that it comprises a plurality of operating workshops (64), each operating workshop (64) having at least one receiving structure ( 68, 98) provided for maintaining in position the nuclear reactor (30, 99) and a secondary circuit (70), the assembly comprising a single maintenance workshop (84) arranged for the realization on each of the nuclear reactors (30, 99 ) at least one of a maintenance operation or a recharging operation of the core (46).

21.- assembly according to any one of claims 12 to 20, characterized in that it comprises a control installation (92), which is not in the operating room (64), adapted to drive to remote the nuclear reactor (30, 99) connected to the steam circuit (70) in the operating workshop (64).