WO1998001863A1 - Procede de production de vapeur a partir de la chaleur degagee par le coeur d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire pour la mise en oeuvre du procede - Google Patents

Procede de production de vapeur a partir de la chaleur degagee par le coeur d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire pour la mise en oeuvre du procede Download PDF

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WO1998001863A1
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nuclear reactor
core
outlet
steam
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PCT/FR1997/001212
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Nicolaas Bonhomme
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Framatome
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/08—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to a process for producing steam from the heat released by the core of a nuclear reactor and an improved nuclear reactor for carrying out the process.
  • Nuclear reactors generally include a core made up of combustible elements containing a fissile material such as enriched uranium.
  • the reactor core is cooled by a fluid which can be ordinary water which is put into circulation in contact with the fuel elements of the core. Water is generally used both as a moderating fluid and as a heat transfer fluid.
  • reactors comprising a core producing heat by nuclear reactions and using water as heat transfer fluid and as moderator
  • reactors belonging to one of the following two types have been used mainly: water reactors pressurized and boiling water reactors.
  • pressurized water reactors PWR
  • pressurized water is put into circulation in a cooling circuit, called primary circuit, so as to come into contact, at the during its circulation, with the elements constituting the core of the reactor, so as to take heat from the core and with a heat exchange wall between the cooling water circulating inside the primary circuit and 1 feed water which is heated and vaporized by heat exchange with the core cooling water.
  • the heat exchange and the vaporization of the feed water are carried out inside steam generators, the heat exchange wall being constituted by the wall of tubes constituting a heat exchange bundle of the generator. steam. Cooling water Primary generally circulates inside the tubes of the bundle of the steam generator and the feed water comes into contact, inside the envelope of the steam generator, with the external wall of the tubes of the bundle.
  • the steam produced in the steam generators is used to power the turbines of the turbo-generator sets of the nuclear power plant.
  • the primary cooling water at the outlet of the reactor core is at a pressure in the region of 155 bars and at a temperature of 315 "C.
  • the saturation pressure of water at 315 ° C is close to 100 bars.
  • the pressure in the primary circuit is therefore maintained at a level substantially higher than the saturation pressure, so as to avoid boiling of the cooling water inside the primary cooling circuit.
  • Pressurizing the cooling water in the primary circuit is carried out by means of a pressurizer constituted by an envelope containing water surmounted by a layer of vapor whose internal volume communicates with the primary circuit.
  • Electric heating rods penetrate the casing of the pressurizer, so as to heat the water contained in the pressurizer to a temperature substantially higher than the primary temperature and generally to a temperature of the order of 345 ° C per - putting to obtain in the upper part of the pressurizer a vapor whose saturation pressure is close to 155 bars.
  • the pressurizer is also equipped with spraying devices allowing water to be introduced at a substantially lower temperature into the pressurizer. lower than the nominal temperature of the pressurizer, in the event that the pressure in the primary circuit exceeds a set value.
  • the temperature of this cooling water is at a lower level of at least 30 ° at the boiling point of water at primary pressure.
  • Nuclear reactors cooled by pressurized water have the advantage of ensuring complete separation between the cooling water coming into contact with the reactor core and the feed water intended to supply steam to the turbines turbo-generator sets. This avoids any risk of contamination of the secondary part of the steam generator receiving the supply water and the steam and of the turbo-alternator groups, due to the contamination of the primary fluid coming into contact with the reactor core. .
  • pressurized water nuclear reactors have the drawback of requiring the use of pressurizers and of presenting a primary circuit of a large volume which must be placed inside a safety enclosure the dimensions of which are therefore very important.
  • emergency devices such as safety injection circuits to prevent the reactor core from being no longer completely immersed in the primary cooling water, in the event of the appearance a breach on part of the primary circuit.
  • Such circuits of Safety must be arranged partly inside and partly outside the nuclear reactor safety enclosure.
  • BWR boiling water reactors
  • REB nuclear boiling water reactors
  • the pressure and temperature of the water in the core cooling circuit then correspond to the pressure and temperature of a point on the boiling curve of the water.
  • the temperature of the water in the cooling circuit of boiling water nuclear reactors is of the order of 286 "C, the pressure then being 70 bars.
  • the vapor recovered at the outlet of the core of boiling water nuclear reactors contains approximately 85% of water, so that a separation of the liquid and vapor phases must be carried out, the vapor being directed directly to a turbine, while the water is recycled and returned to the heart entrance.
  • the main disadvantage of pressurized water nuclear reactors relates to the very large size of the primary circuit and of the safety circuits associated with the primary circuit.
  • the object of the invention is therefore to propose a process for producing steam from the heat released by the core of a nuclear reactor, consisting in circulating cooling water in a closed cooling circuit in contact with the core. of the reactor and in contact with a heat exchange wall between the cooling water of the reactor and the feed water which is heated and vaporized in contact with the heat exchange wall, this process being able to be implemented works in a nuclear reactor produced in a simple and compact manner.
  • the cooling water in the closed cooling circuit is at a pressure and at a temperature close to the pressure and the temperature of a point on the boiling curve of the water, at the outlet of the reactor core.
  • the invention also relates to a nuclear reactor of an improved embodiment allowing the method according to the invention to be implemented.
  • Figure 1 is a schematic partially sectional view of a pressurized water nuclear reactor of known type.
  • Figure 2 is a schematic partially sectional view of a known type of boiling water nuclear reactor.
  • FIG. 3 is a sectional view of a nuclear reactor for implementing the method according to the invention.
  • FIG. 4 is a diagram giving the density of the primary fluid as a function of the increase in enthalpy of the primary fluid according to the height of the core.
  • Figure 1 there is shown schematically a pressurized water nuclear reactor of known type.
  • the nuclear reactor comprises, inside a safety enclosure 1, a tank 2 enclosing the core 3 of the reactor and a primary cooling circuit 4 in which circulates water under pressure for cooling the core 3 of the constituent reactor a heat transfer fluid transmitting heat from the heart to feed water circulating in a secondary circuit 5.
  • the primary circuit 4 comprises several loops on each of which is disposed a steam generator in which the heat exchange is carried out between the cooling water circulating inside the primary circuit and the feed water circulating in the secondary circuit 5.
  • FIG. 1 shows a single loop of the primary circuit comprising a steam generator 6, pipes connecting the primary part of the steam generator 6 to the tank 2 containing the core 3 and a primary pump 7 ensuring the circulation of the pressurized cooling water in the loop of the primary circuit 4.
  • the loop of the primary circuit 4 comprises pipes joining the tank to the primary part of the steam generator 6 and the primary pump 7 to the tank 2 and the primary part of the steam generator 6.
  • the secondary circuit 5 comprises a pipe connected to the upper part of the steam generator 6 bringing the steam produced in the steam generator 6 to a turbine 8 driving an alternator 9 of the turbo-generator group of the nuclear power plant.
  • the steam is sent to a condenser 10 and the condensed supply water recovered at the outlet of the condenser 10 is returned by a pipe of the secondary circuit, to the secondary supply part of the generator. steam 6.
  • a secondary pump 11 ensures the circulation of the supply water between the condenser 10 and the steam generator 6.
  • the cooling water circulating inside the primary circuit 4 is kept under pressure by a pressurizer 12 which is constituted by an enclosure containing pressurized water in equilibrium with steam occupying the upper part of the enclosure of the pressurizer 12.
  • Heating rods introduced inside the envelope of the pressurizer 12 allow to raise the water temperature in the pressurizer to a level such that the equilibrium pressure between the vapor and the liquid contained in the pressurizer is at a higher level r at saturation pressure cooling water at primary circuit temperature.
  • the cooling water circulating in the primary circuit is thus kept in the liquid state.
  • the reactor vessel 2 and the primary circuit 4 comprising in particular the steam generators 6 and the pressurizer 12 must be placed inside the safety enclosure 1 which constitutes a barrier for the coolant under high pressure contained in the primary circuit 4.
  • back-up systems such as the safety injection circuit must be associated with the primary circuit and also arranged partly inside and partly outside the safety enclosure.
  • FIG. 2 there is shown a boiling water nuclear reactor comprising, inside a security building 13, a confinement enclosure 14 in which is disposed the tank 15 containing the core 16 of the reactor.
  • the reactor cooling water is circulated inside the tank by internal circulation pumps 18 and 18 ′ comprising a drive motor outside the tank, a drive shaft penetrating the 'interior of the tank and a propeller constituting the pump arranged inside the tank.
  • the water introduced at the base of the heart heats up inside the heart and vaporizes. Above the heart
  • the 16 are arranged separators and dryers ensuring a separation of the vapor recovered at the outlet of the core and the water contained in this vapor.
  • the vapor recovered at the outlet of the dryers is sent through a line 22 in a turbine 18 driving a turbo-generator 19 of the turbo-generator group of the nuclear power plant.
  • the steam is sent to a condenser 20 which provides, at the outlet, water which is returned to the tank 15 of the nuclear reactor by a pipe 23 on which is disposed a circulation pump 21.
  • the fluid cooling consisting of steam and water is at a temperature of 286 ° C and a pressure of 70 bars at the outlet of the core, this temperature and this pressure corresponding to the temperature and the pressure of a point of the boiling curve of water.
  • the vapor recovered at the outlet of the core contains approximately 85% of water which is separated from the vapor in the separator and dryer stages situated above the core.
  • the drawback of boiling water reactors such as the reactor shown in FIG. 2 is that the cooling fluid coming into contact with the core is used in the form of steam inside the turbines 18 of the nuclear reactor. Therefore, in case of radioactive contamination of this fluid, the contamination can extend to the turbines of the turbo-generator group, to the condenser and to the circulation pumps ensuring the return of the condensed water in the tank of the nuclear reactor. .
  • a nuclear reactor is schematically represented comprising a primary cooling circuit in which cooling water circulates at a temperature and at a pressure which are close to the temperature and pressure of a point on the curve boiling water.
  • the nuclear reactor represented in FIG. 3 implementing the method according to the invention comprises a vessel 24 enclosing the core 25 of the reactor and a cooling circuit comprising at least two loops for circulation of the coolant on each of which is disposed a steam generator 26.
  • the steam generators 26 of the primary circuit of the reactor have a general shape and structure similar to that of a steam generator of a pressurized water nuclear reactor.
  • the secondary part of the steam generators 26 is connected, via a steam line, to the turbine of a turbo-generator group of the nuclear power plant.
  • the vapor which is recovered at the outlet of the turbine in a condenser is returned to the steam generator by a pipe of the secondary circuit of the reactor in which the steam and the water supplying the steam generator circulate.
  • the structure and operation of the secondary circuit of the nuclear reactor according to the invention shown in FIG. 3 are identical to the structure and operation of the secondary circuit of a pressurized water nuclear reactor as shown in FIG. 1. This secondary circuit will therefore not be described and has not been shown in FIG. 3.
  • the steam generators of the loops of the primary circuit comprise at their lower part a water box 26a separated into two parts by a partition 27.
  • the box water is delimited at its upper part by the tube plate 28 in which the ends of the tubes of the bundle of the steam generator are fixed to the interior of openings passing through the tube plate.
  • the pin-shaped bundle tubes each have a first end in communication with a first compartment of the water box and a second end in communication with the second compartment of the water box.
  • each of the generators 26 constituted by the water box and the interior volume of the bundle tubes is connected to the interior volume of the tank 24 by means of two pipes arranged coaxially with respect to the other.
  • a first internal pipe 29 constituting a hot branch of the loop of the primary circuit bringing the heated cooling water in contact with the core inside a first compartment or inlet compartment of the water box 26a communicates, to the one of its ends, with a chamber 30 delimited by an envelope 33 located inside the tank at the outlet of the core 25 and, at its other end, with the inlet compartment of the water box 26a through a opening of the partition 27.
  • the hot branch 29 is fixed at its first end to the casing 33 fixed above the core 25 and, at its other end, to the partition 27 of the water box at the opening through the bulkhead.
  • the hot branch 29 is arranged coaxially inside a second pipe of the loop of the primary circuit constituting a cold branch 31 ensuring the return of the primary water for cooling the reactor inside the tank 24.
  • the cold branch 31 is connected, at one of its ends, by a connection pipe to the tank 24 and, at its other end, also by a connection pipe to the water box 26a of the steam generator 26.
  • the hot branch 29 is held in a coaxial position inside the cold branch 31 by support elements 32 arranged radially. This avoids a significant displacement of the hot branch.
  • the envelope 33 of the chamber 30 can be constituted by an extension of the core envelope.
  • the height of the water box is increased relative to the height of a water box of a steam generator of a pressurized water nuclear reactor.
  • the primary circuit of the reactor according to the invention comprises at least two loops on each of which is arranged a steam generator such as the steam generator 26.
  • a steam generator such as the steam generator 26.
  • At least two sets of concentric pipes constituting respectively a hot branch and a cold branch are placed in radial arrangements with a certain spacing, in the circumferential direction of the vessel 24 of the nuclear reactor.
  • the envelope 33 of the outlet chamber 30 of the heart comprises, at its upper part, a dome 33a.
  • the upper part of the casing 33 is held inside the tank in the centered position by a support structure 34.
  • This support structure 34 is arranged below the level of the parting plane of the part. upper part of the tank on which the upper cover 24a of the tank is attached and fixed.
  • the cooling water of the reactor core 25 is circulated inside the primary circuit comprising in particular the hot branches and the cold branches 29, 31, the primary part of the steam generator and the internal volume of the tank, by primary pumps 35 comprising a drive motor arranged outside the tank, a drive shaft penetrating into the tank inside a sealed tank bottom bushing and means for stirring the cooling water constituting the pump proper fixed to the end of the drive shafts and arranged inside the tank.
  • This arrangement is substantially similar to the arrangement of the coolant circulation pumps of a REB (or BWR) boiling water nuclear reactor.
  • REB or BWR
  • the guide tubes 37 sealingly passing through the bottom of the tank 24 are fixed to the internal equipment 36, each in the extension of a guide element of a control bar.
  • a metal confinement enclosure 40 is placed around the tank 24, around the hot and cold branches 29, 31 of the primary circuit and around the water box 26a of the steam generators 26.
  • the confinement envelope 40 comprises a main body 40a surrounding the tank, at least two branches 38 arranged radially relative to the main body 40a of tubular shape intended to each surround a set of two concentric pipes constituting a hot branch and a cold branch as well as at least two envelopes 39 each secured to an end part of a tubular branch 38 opposite the tank, intended to surround the water box 26a d 'a steam generator 26.
  • the main envelope 40a of the confinement enclosure 40 comprises a body of substantially cylindrical shape whose diameter is greater than the diameter of the tank closed at its upper end by a dome which can be produced in a removable form, so as to give access to the upper part of the tank 24 and to its lower end by a bottom whose internal volume makes it possible to receive the motors of the pumpes 35 and the external end parts of the control rod guide tubes on which the mechanisms are fixed movement of the control rods as well as the heart instrumentation.
  • the casings 39 of the water boxes of the steam generators are fixed to the main casing of the steam generator at the level of the tubular plate 28 in which the tubes of the bundle of the steam generator are engaged and fixed.
  • the part of the envelope of the steam generator 26 situated above the tubular plate 28 delimiting the secondary part of the steam generator is not disposed inside the safety enclosure 40.
  • the envelope 39 comprises a bottom through which the steam generator support is provided, the envelope 39 of which surrounds the water box 26a.
  • the confinement enclosure 40 is constituted by a set of metal components, most of which are tubular elements of cylindrical shape which are welded together or mechanically assembled from in a sealed manner, so as to constitute a completely sealed envelope.
  • Each of the branches 38 is preferably made in two parts 38a and 38b, one of the parts, for example 38a, of smaller diameter, being engaged inside the second part 38b of the branch 38.
  • a device for sealing 41 is interposed between the two branches 38a and 38b which can move relative to each other, in a sliding manner, in the axial direction.
  • This arrangement makes it possible to compensate for the relative movements between the parts of the enclosure arranged around the tank and around the steam generators, due to the differential expansions undergone by the different parts of the confinement enclosure, during ascents or descents. in primary circuit temperature.
  • Access stages such as 42 and 43 are arranged in the lower part of the main body
  • the 40 represents approximately five times the internal volume of the primary circuit comprising the tank, the hot and cold branches for circulation of the fluid, the water box of the steam generators and the internal part of the tubes of the bundle.
  • the volume of the confinement enclosure 40 relative to the volume of the primary circuit is therefore considerably lower than the volume of the confinement and safety enclosure of a nuclear reactor cooled by pressurized water in which are arranged steam generators, the reactor pool, parts of the reactor safety circuits as well as a set of auxiliary devices for fuel handling, component handling or various safety or monitoring functions of the nuclear reactor.
  • the auxiliary handling and safety devices can be arranged in a building surrounding the confinement enclosure and the steam generators, this building not constituting a containment enclosure under pressure and being able to consequently be produced in a simpler and less costly manner than the safety enclosure of a pressurized water nuclear reactor.
  • the primary cooling circuit of the reactor is filled with water containing various additives intended for example for adjusting the reactivity of the core such as boric acid, or making it possible to control the chemical behavior of the primary cooling fluid.
  • the primary coolant although containing different additives in solution in water, will be designated as cooling water.
  • the composition of the primary cooling fluid in the case of the invention may be substantially identical to the composition of the primary cooling fluid or cooling water of pressurized water nuclear reactors.
  • the primary fluid is circulated within the primary circuit by the pumps 35, as indicated by the arrows 44.
  • the primary cooling water enters the core 25 of the reactor through its lower part and circulates in the core in the vertical direction and from bottom to top.
  • the primary fluid comes into contact with the fuel elements of the core and heats up from an inlet temperature in the core to an outlet temperature of the core which is of the order of 318 ° C.
  • the cooling water is partially vaporized; the cooling fluid at the outlet of the heart is constituted by a biphasic fluid containing water and approximately 1% of vapor.
  • FIG. 4 shows a diagram giving the density of the primary cooling water in kg per m 3 as a function of the increase in enthalpy of the cooling water according to the height of the core defined by the ratio of the increase in enthalpy at a point in the heart to the increase in enthalpy at the exit of the heart.
  • the point corresponding to the origin for which the ratio ⁇ H / ⁇ H leaving the heart is equal to 0 corresponds to the entry of the heart and the point for which this ratio is equal to 1 corresponds to the exit of the heart.
  • the curve 45 corresponding to the process according to the invention is shown in solid lines, in dashed lines the curve 46 corresponding to the operation of a pressurized water nuclear reactor and in dotted lines, the curve 47 corresponding to the operation of a nuclear reactor. with boiling water.
  • the curves 45 and 46 are practically superimposed and of rectilinear shape along the entire height of the core, up to the vicinity of the outlet.
  • the curve 47 corresponding to a boiling water nuclear reactor bends very rapidly towards the low densities after heating of the cooling water by an inlet part of the core, which translates a vaporization of the water of cooling during the crossing of the heart. A vapor containing approximately 85% humidity is then recovered at the outlet of the heart.
  • curve 46 In the case of a pressurized water nuclear reactor (curve 46) the overpressure prohibits extensive vaporization of the primary cooling water and curve 45 shows a variation in linear density of 1 cooling water with a rise in temperature during the crossing of the heart.
  • the behavior of the cooling water is substantially identical to the case of a pressurized water nuclear reactor until it leaves the core.
  • the pressure and the temperature of the fluid correspond to a point on the boiling curve of water and there is a limited vaporization which results in a slight bending of the curve 45 towards low densities.
  • the cooling water at the outlet of the core contains about 1% of vapor. Steam accumulated above the outlet of the core makes it possible to maintain a "natural" pressurization of the primary circuit.
  • the nuclear reactor according to the invention can therefore operate without a pressurizer, the cooling water remaining in the liquid state throughout the primary circuit, with the exception of the outlet from the core and hot branches in which the cooling water contains about 1% steam.
  • the cooling water In the hottest part of the primary circuit, at the outlet of the core, the cooling water is at a temperature and at a pressure which substantially correspond to the temperature and the pressure of a point on the boiling curve of the water.
  • the temperature at the outlet of the core is different from 318 ° C., this temperature defining the conditions for producing steam in the steam generators.
  • the pressure at the outlet of the core maintained by the vapor layer gathered under the dome 33a would be different from 110 bars and would correspond to the saturation pressure of the steam at the temperature of the cooling water at the outlet of the heart.
  • the pressure inside the primary circuit is therefore substantially lower than the pressure in the primary circuit of a nuclear reactor cooled by pressurized water , for the same operating temperature at the outlet of the core.
  • the pressurizer disposed on the primary circuit imposes an overpressure of the order of 40 bars relative to the saturation pressure of the cooling water at the outlet temperature from the core. Because of this overpressure, the temperature at the outlet of the core is at least 30 ° below the boiling temperature at the pressure imposed in the primary circuit (of the order of 345 ° C).
  • the cooling water leaving the core at a temperature of the order of 318 ° C enters the hot branch 29 and circulates inside the hot branch to reach the inlet part of the water box 26a of the steam generator 26.
  • the primary cooling water is then distributed in the tubes of the bundle of the steam generator 26 and provides heating and vaporization of the feed water inside the steam generator.
  • the steam supplied at the outlet of the steam generator is sent to the turbine of the turbo-generator group of the nuclear power plant.
  • the cooling water having circulated in contact with the bundle tubes is collected in the outlet part of the water box.
  • the cooling water then returns to the vessel 24 of the nuclear reactor inside the cold branch 31, at the periphery of the hot branch 29.
  • the cooling water which is returned to the tank is at a temperature of around 283 ° C.
  • This water circulated by the pumps is returned to the lower part of the heart.
  • the cooling water exhibits, in contact with the fuel elements, a behavior substantially similar to the cooling water of a pressurized water nuclear reactor and the heat exchange phenomena between the elements fuel and cooling water are substantially identical in both cases.
  • the use of a lower pressure in the primary circuit makes it possible to simplify the primary circuit of the nuclear reactor with respect to the structure of the primary circuit of a pressurized water nuclear reactor.
  • the primary circuit does not include a pressurizer.
  • the reactor therefore has a much more compact form than the primary circuit of pressurized water nuclear reactors.
  • the shape of the primary circuit can be considerably simplified compared to the shape of the primary circuit of a pressurized water nuclear reactor.
  • the hot and cold branches of the primary circuit have a rectilinear shape and can be placed in a coaxial arrangement.
  • the primary circuit can then be placed inside a confinement enclosure, which ensures operational safety of the nuclear reactor at least equivalent to that of pressurized water nuclear reactors, using devices security systems.
  • the water from cooling of the primary circuit flowing through the breach in the confinement enclosure 40 vaporizes, so that the confinement enclosure 40 is filled with pressurized steam. Due to the volume relationships between the primary circuit and the confinement enclosure, it is estimated that the pressure in the confinement enclosure 40 is established at a level between 40 and 50 bars at most.
  • the maximum pressure in the enclosure 40 can be limited to a value of the order of 25 bars.
  • a safety circuit called the RIS safety injection circuit In the case of pressurized water nuclear reactors, a safety circuit called the RIS safety injection circuit is used, the function of which, in the event of the appearance of a breach in the primary circuit, is to inject the water in the primary cooling circuit as quickly as possible in order to prevent the core from being uncovered and consequently no longer being cooled by the water in the cooling circuit, over part of its height, this phenomenon being called heart dewatering.
  • the safety circuit includes accumulators containing water containing boric acid and pumps driven by emergency diesel engines ensuring the suction of water into a water reserve to allow very rapid injection into the primary circuit , just after the appearance of the breach.
  • the safety injection circuit can be eliminated. Only a water injection in the case of a leak or a small breach on the bottom of the tank, at the in the vicinity or in the structures of circulation pumps or control rod mechanisms, remains necessary. This injection is provided by the charge pumps of the volumetric control circuit of the primary circuit called the RCV circuit.
  • This elimination of the RIS circuit represents a very important advantage from the economic point of view, insofar as it eliminates the accumulators and the injection pumps and where the size of the diesel backup engines of the nuclear power plant can be reduced. .
  • the process according to the invention therefore makes it possible to produce nuclear reactors of compact form whose size is substantially less than the size of a pressurized water nuclear reactor of equivalent power.
  • Nuclear reactors operating according to the principle of one invention have the same advantages as pressurized water nuclear reactors, the cooling water being completely separated from the supply water of the steam generators, inside the circuit. primary.
  • nuclear reactors operating according to the principle of one invention can have simplified and reduced safety circuits.
  • the process according to the invention can be implemented at pressure and temperature of the cooling water at the outlet of the core different from those which have been indicated, these temperature and pressure being close to those of a point on the boiling curve of water.
  • the nuclear reactor implementing the process of the invention may have a shape different from that which has been described.
  • the internal structures of the tank may be different from those which have been described and represented. However, it is necessary to provide means making it possible to ensure that a sufficient part of the volume between the core outlet and the inlets into the tubular bundles of the steam generators is occupied by steam formed at the outlet of the core.
  • the hot and cold branches of the primary circuit may have a different arrangement and shape from those which have been described.
  • the containment can also be produced in a different form, depending on the general shape given to the primary circuit.

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Abstract

On fait circuler de l'eau de refroidissement dans un circuit primaire, au contact du coeur du réacteur et au contact d'une paroi d'échange thermique entre l'eau de refroidissement du réacteur et de l'eau d'alimentation qui est échauffée et vaporisée au contact de la paroi d'échange thermique. L'eau de refroidissement en circulation dans le circuit primaire est à une température et à une pression proches de la pression et de la température d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau. Le réacteur nucléaire réalisé sous forme compacte comporte des générateurs de vapeur (26) mais ne comporte pas de pressuriseur. De préférence, les branches chaudes (29) et froides (31) sont rectilignes et concentriques. Le réacteur nucléaire réalisé sous forme compacte est disposé dans une enceinte de confinement métallique (40).

Description

Procédé de production de vapeur à partir de la chaleur dégagée par le coeur d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire pour la mise en oeuyre du procédé
L'invention concerne un procédé de production de vapeur à partir de la chaleur dégagée par le coeur d'un réacteur nucléaire et un réacteur nucléaire amélioré pour la mise en oeuvre du procédé. Les réacteurs nucléaires comportent généralement un coeur constitué par des éléments combustibles renfermant un matériau fissile tel que l'uranium enrichi. Le coeur du réacteur est refroidi par un fluide qui peut être de l'eau ordinaire qui est mise en circulation au contact des éléments combustibles du coeur. L'eau est généralement utilisée à la fois comme fluide modérateur et comme fluide caloporteur.
Parmi les réacteurs nucléaires comportant un coeur produisant de la chaleur par des réactions nucléai- res et utilisant de l'eau comme fluide caloporteur et comme modérateur, on a utilisé principalement des réacteurs appartenant à 1 ' un des deux types suivant : les réacteurs à eau pressurisée et les réacteurs à eau bouillante. Dans le cas des réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) (en anglais Pressurised Water Reactor ou PWR), de l'eau sous pression est mise en circulation dans un circuit de refroidissement, appelé circuit primaire, de manière à venir en contact, au cours de sa circula- tion, avec les éléments constituant le coeur du réacteur, de manière à prélever de la chaleur du coeur et avec une paroi d'échange thermique entre l'eau de refroidissement circulant à 1 ' intérieur du circuit primaire et de 1 ' eau d'alimentation qui est échauffée et vaporisée par échange thermique avec l'eau de refroidissement du coeur. L'échange de chaleur et la vaporisation de l'eau d'alimentation sont réalisés à l'intérieur de générateurs de vapeur, la paroi d'échange thermique étant constituée par la paroi de tubes constituant un faisceau d'échange de chaleur du générateur de vapeur. L'eau de refroidissement primaire circule généralement à l'intérieur des tubes du faisceau du générateur de vapeur et l'eau d'alimentation vient en contact, à l'intérieur de l'enveloppe du générateur de vapeur, avec la paroi externe des tubes du faisceau.
La vapeur produite dans les générateurs de vapeur est utilisée pour alimenter les turbines des groupes turbo-alternateurs de la centrale nucléaire.
Dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression, l'eau de refroidissement primaire à la sortie du coeur du réacteur est à une pression voisine de 155 bars et à une température de 315 "C.
Si l'on se reporte à la courbe d'ébullition de l'eau, la pression de saturation de l'eau à 315 °C est voisine de 100 bars. La pression dans le circuit primaire est donc maintenue à un niveau sensiblement supérieur à la pression de saturation, de manière à éviter l'ébulli- tion de l'eau de refroidissement à l'intérieur du circuit de refroidissement primaire. La mise en pression de 1 ' eau de refroidissement uans le circuit primaire est réalisée par 1 ' intermédiaire d'un pressuriseur constitué par une enveloppe renfermant de 1 ' eau surmontée par une couche de vapeur dont le volume interne communique avec le circuit primaire. Des cannes de chauffage électrique pénètrent dans l'enveloppe du pressuriseur, de manière à assurer un chauffage de l'eau contenue dans le pressuriseur à une température sensiblement supérieure à la température primaire et généralement à une température de l'ordre de 345°C per- mettant d'obtenir dans la partie supérieure du pressuriseur une vapeur dont la pression de saturation est voisine de 155 bars.
Le pressuriseur est également équipé de dispositifs d'aspersion permettant d'introduire dans le pressu- riseur, de l'eau à une température sensiblement infé- rieure à la température nominale du pressuriseur, dans le cas où la pression dans le circuit primaire dépasse une valeur de consigne.
On peut ainsi régler la pression dans le circuit primaire à une valeur nettement supérieure à la pression de saturation de l'eau à la température moyenne du circuit primaire.
De ce fait, à la sortie du coeur du réacteur, c'est-à-dire dans la zone où l'eau de refroidissement est la plus chaude, la température de cette eau de refroidissement se trouve à un niveau inférieur d'au moins 30° à la température d'ébullition de l'eau à la pression primaire.
Les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression présentent l'avantage d'assurer une séparation complète entre l'eau de refroidissement venant en contact avec le coeur du réacteur et l'eau d'alimentation destinée à fournir de la vapeur aux turbines des groupes turbo-alternateurs. On évite ainsi tout risque de conta- mination de la partie secondaire du générateur de vapeur recevant l'eau d'alimentation et la vapeur et des groupes turbo-alternateurs, du fait de la contamination du fluide primaire venant en contact avec le coeur du réacteur.
Cependant, les réacteurs nucléaires à eau pressu- risée ont l'inconvénient de nécessiter l'utilisation de pressuriseurs et de présenter un circuit primaire d'un volume important qui doit être placé à l'intérieur d'une enceinte de sécurité dont les dimensions sont en conséquence très importantes. De plus, il est nécessaire de prévoir des dispositifs de secours, tels que des circuits d'injection de sécurité pour éviter que le coeur du réacteur ne se trouve plus complètement plongé dans l'eau de refroidissement primaire, dans le cas de l'apparition d'une brèche sur une partie du circuit primaire. De tels circuits de sécurité doivent être disposés en partie à 1 ' intérieur et en partie à l'extérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire.
Dans les réacteurs nucléaires à eau bouillante ( REB ) (en anglais Boiling Water Reactor ou BWR ) , l'eau de refroidissement venant en contact avec le coeur du réacteur se vaporise dans le réacteur lui-même et va directement alimenter les turbines des groupes turbo-alternateurs. Cette technique est dite à cycle direct. La pression et la température de l'eau dans le circuit de refroidissement du coeur correspondent alors à la pression et à la température d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau. Généralement, la température de l'eau dans le circuit de refroidissement des réacteurs nucléaires à eau bouillante est de l'ordre de 286 "C, la pression étant alors de 70 bars.
La vapeur récupérée en sortie du coeur des réacteurs nucléaires à eau bouillante renferme environ 85 % d'eau, de sorte qu'on doit réaliser une séparation des phases liquide et vapeur, la vapeur étant dirigée directement vers une turbine, tandis que l'eau est recyclée et renvoyée vers l'entrée du coeur.
L'inconvénient principal des réacteurs nucléaires à eau bouillante résulte du fait que ces réacteurs sont à cycle direct, l'eau de refroidissement du coeur étant utilisée pour produire la vapeur envoyée dans les turbines des groupes turbo-alternateurs.
De ce fait, dans le cas d'une contamination du circuit de refroidissement du coeur, cette contamination se retrouve dans tout l'ensemble du circuit du réacteur comportant les turbines, le condenseur et des pompes de circulation en particulier.
Dans le cas des réacteurs nucléaires à eau bouillante également, les problèmes d'épuration de la totalité du débit d'alimentation et de stockage des produits radio-actifs sont nettement plus difficiles à résoudre que dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression.
Cependant, comme indiqué plus haut, le principal inconvénient des réacteurs nucléaires à eau sous pression est relatif à l'encombrement très important du circuit primaire et des circuits de sécurité associés au circuit primaire.
Ces inconvénients des réacteurs nucléaires re- froidis par de l'eau sous pression résultent des conditions de fonctionnement de ces réacteurs qui nécessitent une forte pressurisation de l'eau du circuit primaire assurant elle-même, à travers une paroi d'échange, l'é- chauffe ent et la vaporisation d'eau secondaire. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de production de vapeur à partir de la chaleur dégagée par le coeur d'un réacteur nucléaire consistant à faire circuler de l'eau de refroidissement dans un circuit fermé de refroidissement au contact du coeur du réacteur et au contact d'une paroi d'échange thermique entre l'eau de refroidissement du réacteur et de l'eau d'alimentation qui est échauffée et vaporisée au contact de la paroi d'échange thermique, ce procédé pouvant être mis en oeuvre dans un réacteur nucléaire réalisé de manière simple et compacte.
Dans ce but, l'eau de refroidissement dans le circuit fermé de refroidissement est à une pression et à une température proches de la pression et de la température d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau, à la sortie du coeur du réacteur.
L'invention est également relative à un réacteur nucléaire d'une réalisation améliorée permettant de mettre en oeuvre le procédé selon l'invention.
Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, de manière comparative par rapport à des réacteurs nucléaires refroidis à l'eau de types connus, un réacteur nucléaire suivant l'invention et sa mise en oeuvre pour réaliser le procédé suivant l'invention.
La figure 1 est une vue schématique partiellement en coupe d'un réacteur nucléaire à eau sous pression de type connu .
La figure 2 est une vue schématique partiellement en coupe d'un réacteur nucléaire à eau bouillante de type connu .
La figure 3 est une vue en coupe d'un réacteur nucléaire permettant de mettre en oeuvre le procédé suivant l'invention. La figure 4 est un diagramme donnant la densité du fluide primaire en fonction de l'augmentation d ' en- thalpie du fluide primaire suivant la hauteur du coeur. Sur la figure 1, on a représenté de manière schématique un réacteur nucléaire à eau sous pression de type connu.
Le réacteur nucléaire comporte, à l'intérieur d'une enceinte de sécurité 1, une cuve 2 renfermant le coeur 3 du réacteur et un circuit de refroidissement primaire 4 dans lequel circule de l'eau sous pression de refroidissement du coeur 3 du réacteur constituant un fluide caloporteur transmettant la chaleur du coeur à de l'eau d'alimentation circulant dans un circuit secondaire 5.
Le circuit primaire 4 comporte plusieurs boucles sur chacune desquelles est disposé un générateur de vapeur dans lequel est effectué l'échange thermique entre l'eau de refroidissement circulant à l'intérieur du circuit primaire et l'eau d'alimentation circulant dans le circuit secondaire 5. Dans un but de simplification, on a représenté, sur la figure 1, une seule boucle du circuit primaire comportant un générateur de vapeur 6, des canalisations de liaison de la partie primaire du générateur de vapeur 6 à la cuve 2 renfermant le coeur 3 et une pompe primaire 7 assurant la circulation de l'eau de refroidissement sous pression dans la boucle du circuit primaire 4. La boucle du circuit primaire 4 comporte des canalisations joignant la cuve à la partie primaire du générateur de vapeur 6 et la pompe primaire 7 à la cuve 2 et à la partie primaire du générateur de vapeur 6.
Le circuit secondaire 5 comporte une canalisation reliée à la partie supérieure du générateur de vapeur 6 amenant la vapeur produite dans le générateur de vapeur 6 à une turbine 8 entraînant un alternateur 9 du groupe turbo-alternateur de la centrale nucléaire.
A la sortie de la turbine 8, la vapeur est envoyée dans un condenseur 10 et l'eau d'alimentation condensée récupérée à la sortie du condenseur 10 est renvoyée par une canalisation du circuit secondaire, dans la partie d'alimentation secondaire du générateur de vapeur 6. Une pompe secondaire 11 permet d'assurer la circulation de l'eau d'alimentation entre le condenseur 10 et le générateur de vapeur 6. L'eau de refroidissement circulant à l'intérieur du circuit primaire 4 est maintenue sous pression par un pressuriseur 12 qui est constitué par une enceinte renfermant de l'eau sous pression en équilibre avec de la vapeur occupant la partie supérieure de l'enceinte du pressuriseur 12. Des cannes chauffantes introduites à l'intérieur de l'enveloppe du pressuriseur 12 permettent d'élever la température de l'eau dans le pressuriseur jusqu'à un niveau tel que la pression d'équilibre entre la vapeur et le liquide contenu dans le pressuriseur se situe à un niveau supérieur à la pression de saturation de l'eau de refroidissement à la température du circuit primaire.
On maintient ainsi l'eau de refroidissement circulant dans le circuit primaire à l'état liquide. La cuve 2 du réacteur et le circuit primaire 4 comportant en particulier les générateurs de vapeur 6 et le pressuriseur 12 doivent être placés à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 1 qui constitue une barrière pour le fluide de refroidissement sous forte pression contenu dans le circuit primaire 4.
De plus, les systèmes de secours tels que le circuit d'injection de sécurité doivent être associés au circuit primaire et disposés également en partie à 1 ' intérieur et en partie à l'extérieur de l'enceinte de sécu-
Les réacteurs nucléaires refroidis par de 1 ' eau sous pression ne peuvent donc pas être réalisés sous une forme compacte et nécessitent l'utilisation de systèmes de sécurité auxiliaires. Sur la figure 2, on a représenté un réacteur nucléaire à eau bouillante comportant, à l'intérieur d'un bâtiment de sécurité 13, une enceinte de confinement 14 dans laquelle est disposée la cuve 15 renfermant le coeur 16 du réacteur. L'eau de refroidissement du réacteur est mise en circulation à l'intérieur de la cuve par des pompes de circulation interne 18 et 18' comportant un moteur d'entraînement à l'extérieur de la cuve, un arbre d'entraînement pénétrant à l'intérieur de la cuve et une hélice constituant la pompe disposée à l'intérieur de la cuve.
L'eau introduite à la base du coeur s'échauffe à l'intérieur du coeur et se vaporise. Au-dessus du coeur
16 sont disposés des séparateurs et sécheurs assurant une séparation de la vapeur récupérée à la sortie du coeur et de l'eau contenue dans cette vapeur. La vapeur récupérée à la sortie des sécheurs est envoyée par une conduite 22 dans une turbine 18 entraînant un turbo-alternateur 19 du groupe turbo-alternateur de la centrale nucléaire. A la sortie de la turbine 18, la vapeur est envoyée dans un condenseur 20 qui fournit en sortie de l'eau qui est renvoyée dans la cuve 15 du réacteur nucléaire par une conduite 23 sur laquelle est disposée une pompe de circulation 21. Le fluide de refroidissement constitué par de la vapeur et de l'eau est à une température de 286 °C et à une pression de 70 bars à la sortie du coeur, cette température et cette pression correspondant à la température et à la pression d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau. La vapeur récupérée à la sortie du coeur renferme environ 85 % d'eau qui sont séparés de la vapeur dans les étages séparateurs et sécheurs situés au-dessus du coeur.
L'inconvénient des réacteurs à eau bouillante tels que le réacteur représenté sur la figure 2 est que le fluide de refroidissement venant en contact avec le coeur est utilisé sous forme de vapeur à 1 ' intérieur des turbines 18 du réacteur nucléaire. De ce fait, en cas de contamination radio-active de ce fluide, la contamination peut s'étendre aux turbines du groupe turbo-alternateur, au condenseur et aux pompes de circulation assurant le retour de l'eau condensée dans la cuve du réacteur nucléaire.
Sur la figure 3 , on a représenté de manière schématique un réacteur nucléaire comportant un circuit de refroidissement primaire dans lequel circule de l'eau de refroidissement à une température et à une pression qui sont proches des température et pression d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau.
Un tel réacteur nucléaire ne comporte pas de pressuriseur et la pression de l'eau dans le circuit pri- maire est très inférieure à la pression qu'il est nécessaire de maintenir dans le circuit primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression de type connu . Le réacteur nucléaire représenté sur la figure 3 mettant en oeuvre le procédé suivant 1 ' invention comporte une cuve 24 renfermant le coeur 25 du réacteur et un circuit de re roidissement comportant au moins deux boucles de circulation du fluide de refroidissement sur chacune desquelles est disposé un générateur de vapeur 26.
Les générateurs de vapeur 26 du circuit primaire du réacteur ont une forme générale et une structure semblables à celles d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. La partie secondaire des générateurs de vapeur 26 est reliée, par l'intermédiaire d'une conduite de vapeur, à la turbine d ' un groupe turbo-alternateur de la centrale nucléaire. La vapeur qui est récupérée à la sortie de la turbine dans un condenseur est renvoyée dans le généra- teur de vapeur par une conduite du circuit secondaire du réacteur dans lequel circulent la vapeur et l'eau d'alimentation du générateur de vapeur.
La structure et le fonctionnement du circuit secondaire du réacteur nucléaire selon l'invention repré- sente sur la figure 3 sont identiques à la structure et au fonctionnement du circuit secondaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression tel que représenté sur la figure 1. Ce circuit secondaire ne sera donc pas décrit et n'a pas été représenté sur la figure 3. Les générateurs de vapeur des boucles du circuit primaire comportent à leur partie inférieure une boite à eau 26a séparée en deux parties par une cloison 27. La boîte à eau est délimitée à sa partie supérieure par la plaque tubulaire 28 dans laquelle les extrémités des tubes du faisceau du générateur de vapeur sont fixées à l'intérieur d'ouvertures traversant la plaque tubulaire. Les tubes du faisceau en forme d'épingle comportent chacun un première extrémité en communication avec un premier compartiment de la boîte à eau et une seconde extrémité en communication avec le second compartiment de la boîte à eau.
La partie primaire de chacun des générateurs 26 constituée par la boite à eau et le volume intérieur des tubes du faisceau est reliée au volume intérieur de la cuve 24 par l'intermédiaire de deux canalisations disposées de manière coaxiale l'une par rapport à l'autre.
Un première canalisation interne 29 constituant une branche chaude de la boucle du circuit primaire amenant l'eau de refroidissement échauffée au contact du coeur à l'intérieur d'un premier compartiment ou compartiment d'entrée de la boîte à eau 26a communique, à l'une de ses extrémités, avec une chambre 30 délimitée par une enveloppe 33 située à 1 ' intérieur de la cuve en sortie du coeur 25 et, à son autre extrémité, avec le compartiment d'entrée de la boîte à eau 26a à travers un ouverture de la cloison 27. La branche chaude 29 est fixée à sa première extrémité sur l'enveloppe 33 fixée au-dessus du coeur 25 et, à son autre extrémité, sur la cloison 27 de la boîte à eau au niveau de l'ouverture de traversée de la cloison.
La branche chaude 29 est disposée coaxialement à l'intérieur d'une seconde canalisation de la boucle du circuit primaire constituant une branche froide 31 assurant le retour de l'eau primaire de refroidissement du réacteur à l'intérieur de la cuve 24.
La branche froide 31 est reliée, à l'une de ses extrémités, par une tubulure de raccordement à la cuve 24 et, à son autre extrémité, également par une tubulure de raccordement à la boîte à eau 26a du générateur de vapeur 26. La branche chaude 29 est maintenue dans une position coaxiale à l'intérieur de la branche froide 31 par des éléments de support 32 disposés radialement. On évite ainsi un déplacement important de la branche chaude. L'enveloppe 33 de la chambre 30 peut être constituée par un prolongement de l'enveloppe de coeur.
Afin de faciliter le montage et le démontage éventuels des tuyauteries concentriques constituant les branches chaude et froide du réacteur, la hauteur de la boite à eau est accrue par rapport à la hauteur d'une boîte à eau d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
Le circuit primaire du réacteur suivant 1 ' invention comporte au moins deux boucles sur chacune desquel- les est disposé un générateur de vapeur tel que le générateur de vapeur 26. Au moins deux ensembles de tuyauteries concentriques constituant respectivement une branche chaude et une branche froide sont placés dans des dispositions radiales avec un certain espacement, suivant la direction circonférentielle de la cuve 24 du réacteur nucléaire.
L'enveloppe 33 de la chambre 30 de sortie du coeur comporte, à sa partie supérieure, un dôme 33a. La partie supérieure de l'enveloppe 33 est maintenue à l'in- térieur de la cuve en position centrée par une structure d'appui 34. Cette structure d'appui 34 est disposée en- dessous du niveau du plan de joint de la partie supérieure de la cuve sur laquelle le couvercle supérieur 24a de la cuve est rapporté et fixé. L'eau de refroidissement du coeur 25 du réacteur est mise en circulation à 1 ' intérieur du circuit primaire comportant en particulier les branches chaudes et les branches froides 29, 31, la partie primaire du générateur de vapeur et le volume interne de la cuve, par des pompes primaires 35 comportant un moteur d'entraînement disposé à l'extérieur de la cuve, un arbre d'entraînement pénétrant dans la cuve à l'intérieur d'une traversée de fond de cuve étanche et des moyens de brassage de 1 ' eau de refroidissement constituant la pompe proprement dite fixés à l'extrémité des arbres d'entraînement et disposés à l'intérieur de la cuve. Cette disposition est sensiblement analogue à la disposition des pompes de circulation de fluide de refroidissement d'un réacteur nucléaire à eau bouillante REB (ou BWR ) . A l'intérieur de la cuve 24 du réacteur, en- dessous du coeur 24, sont disposées des structures internes 36 comportant en particulier des moyens de guidage de barres de commande de la réactivité du coeur et des conduits destinés à guider des moyens d'instrumentation du réacteur assurant des mesures de flux neutronique et de température à l'intérieur du coeur.
Les tubes de guidage 37 traversant de manière étanche le fond de la cuve 24 sont fixés aux équipements internes 36, chacun dans le prolongement d'un élément de guidage d'une barre de commande.
A l'extrémité des tubes 37, à l'extérieur de la cuve 24, sont fixés des mécanismes de déplacement de barres de commande qui sont en prise avec des tiges de commande auxquelles sont reliées les grappes de réglage de la réactivité du coeur qui sont introduites plus ou moins profondément à l'intérieur des assemblages constituant le coeur 25, pour régler la réactivité du coeur.
Une enceinte métallique de confinement 40 est disposée autour de la cuve 24, autour des branches chaude et froide 29, 31 du circuit primaire et autour de la boite à eau 26a des générateurs de vapeur 26.
L'enveloppe de confinement 40 comporte un corps principal 40a entourant la cuve, au moins deux branches 38 disposées radialement par rapport au corps principal 40a de forme tubulaire destinées à entourer chacune un ensemble de deux tuyauteries concentriques constituant une branche chaude et une branche froide ainsi qu'au moins deux enveloppes 39 solidaires chacune d'une partie d'extrémité d'une branche tubulaire 38 opposée à la cuve, destinée à entourer la boite à eau 26a d'un générateur de vapeur 26.
L'enveloppe principale 40a de l'enceinte de confinement 40 comporte un corps de forme sensiblement cylindrique dont le diamètre est supérieur au diamètre de la cuve fermé à son extrémité supérieure par un dôme qui peut être réalisé sous une forme amovible, de manière à donner accès à la partie supérieure de la cuve 24 et à son extrémité inférieure par un fond dont le volume intérieur permet de recevoir les moteurs des pumpes 35 et les parties d'extrémité extérieures des tubes de guidage de barres de commande sur lesquelles sont fixés les mécanismes de déplacement des barres de commande ainsi que l'instrumentation du coeur.
Les enveloppes 39 des boites à eau des généra- teurs de vapeur sont fixées sur l'enveloppe principale du générateur de vapeur au niveau de la plaque tubulaire 28 dans laquelle sont engagés et fixés les tubes du faisceau du générateur de vapeur.
La partie de l'enveloppe du générateur de vapeur 26 située au-dessus de la plaque tubulaire 28 délimitant la partie secondaire du générateur de vapeur n'est pas disposée à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 40. L'enveloppe 39 comporte un fond par l'intermédiaire duquel est assuré le support du générateur de vapeur dont l'enveloppe 39 entoure la boite à eau 26a.
L'enceinte de confinement 40 est constituée par un ensemble de composants métalliques dont la plupart sont des éléments tubulaires de forme cylindrique qui sont soudés entre eux ou assemblés mécaniquement de manière étanche, de manière à constituer une enveloppe totalement étanche.
Chacune des branches 38 est réalisée de préférence en deux parties 38a et 38b, l'une des parties, par exemple 38a, de plus faible diamètre, étant engagée à l'intérieur de la seconde partie 38b de la branche 38. Un dispositif d'étanchéité 41 est intercalé entre les deux branches 38a et 38b qui peuvent se déplacer l'une par rapport à l'autre, de manière coulissante, dans la direction axiale.
Cette disposition permet de compenser les mouvements relatifs entre les parties d'enceinte disposées autour de la cuve et autour des générateurs de vapeur, du fait des dilatations différentielles subies par les dif- férentes parties de l'enceinte de confinement, lors des montées ou descentes en température du circuit primaire.
Des tapes d'accès telles que 42 et 43 sont aménagées dans la partie inférieure du corps principal
40a de 1 ' enceinte 40 et dans la paroi des enveloppes 39 entourant les boîtes à eau des générateurs de vapeur. Les tapes 42 et 43 fixées au niveau d'ouvertures traversant la paroi de l'enceinte étanche permettent d'avoir accès à la partie inférieure de la cuve et à la boite à eau des générateurs de vapeur. Le volume intérieur de l'enceinte de confinement
40 représente approximativement cinq fois le volume intérieur du circuit primaire comportant la cuve, les branches chaude et froide de circulation du fluide, la boite à eau des générateurs de vapeur et la partie interne des tubes du faisceau.
Le volume de l'enceinte de confinement 40 rapporté au volume du circuit primaire est donc considérablement plus faible que le volume de l'enceinte de confinement et de sécurité d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression dans laquelle sont disposés des générateurs de vapeur, la piscine du réacteur, des parties des circuits de sécurité du réacteur ainsi qu'un ensemble de dispositifs auxiliaires pour la manutention du combustible, la manutention des composants ou diverses fonctions de sécurité ou de surveillance du réacteur nucléaire.
Dans le cas du réacteur nucléaire suivant 1 ' invention, les dispositifs auxiliaires de manutention et de sécurité peuvent être disposés dans un bâtiment entourant l'enceinte de confinement et les générateurs de vapeur, ce bâtiment ne constituant pas une enceinte de confinement sous pression et pouvant en conséquence être réalisé d'une manière plus simple et moins coûteuse que l'enceinte de sécurité d ' un réacteur nucléaire à eau sous pression.
En outre, comme il sera expliqué plus loin, certains circuits de sécurité du réacteur nucléaire indispensables dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression deviennent superflus dans le cas d ' un réacteur nucléaire selon l'invention. Il en est ainsi par exemple du circuit d'injection de sécurité (ou circuit RIS) des réacteurs nucléaires à eau sous pression.
On va maintenant décrire le fonctionnement du réacteur nucléaire représenté sur la figure 3 mettant en oeuvre le procédé de production de vapeur suivant l'invention.
Le circuit de refroidissement primaire du réacteur est rempli d'eau contenant différents additifs destinés par exemple au réglage de la réactivité du coeur tels que l'acide borique, ou permettant de contrôler le comportement chimique du fluide de refroidissement primaire.
Comme dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression, le fluide de refroidissement primaire, bien que contenant différents additifs en solution dans de l'eau, sera désigné comme eau de refroidissement. La composition du fluide de refroidissement primaire dans le cas de l'invention peut être sensiblement identique à la composition du fluide de refroidissement primaire ou eau de refroidissement des réacteurs nucléaires à eau sous pression.
Le fluide primaire est mis en circulation à 1 ' intérieur du circuit primaire par les pompes 35, comme indiqué par les flèches 44. L'eau de refroidissement primaire pénètre dans le coeur 25 du réacteur par sa partie inférieure et circule dans le coeur dans la direction verticale et de bas en haut. Le fluide primaire vient au contact des éléments de combustible du coeur et s'échauffe depuis une température d'entrée dans le coeur jusqu'à une température de sortie du coeur qui est de l'ordre de 318 'C.
A la sortie du coeur qui constitue la partie la plus chaude du circuit de refroidissement primaire, l'eau de refroidissement se trouve partiellement vaporisée ; le fluide de refroidissement à la sortie du coeur est constitué par un fluide biphasique contenant de l'eau et environ 1 % de vapeur.
De la vapeur entraînée par le fluide de refroidissement à la sortie du coeur s'accumule en-dessous du dôme 33a de l'enveloppe 33 de la chambre de sortie du coeur 30. Cette vapeur a une température de l'ordre de 318 °C et est en équilibre avec l'eau circulant dans le circuit primaire à une pression de l'ordre de 110 bars correspondant à la pression de saturation de l'eau à 318 °C qui est la température maximale de l'eau dans le circuit primaire.
La masse de vapeur retenue en-dessous du dôme 33a, ainsi que celle mélangée avec la phase liquide dans le plénum chaud supérieur 30 de la cuve, dans les bran- ches chaudes, et dans les plénums chauds des boîtes à eau des générateurs de vapeur, assurent donc une légère pressurisation du circuit primaire à une pression qui peut être comprise entre 100 et 110 bars.
Sur la figure 4, on a représenté un diagramme donnant la densité de l'eau de refroidissement primaire en kg par m3 en fonction de l'augmentation d'enthalpie de l'eau de refroidissement suivant la hauteur du coeur définie par le rapport de l'augmentation d'enthalpie en un point du coeur à 1 ' augmentation d ' enthalpie à la sortie du coeur. Le point correspondant à l'origine pour lequel le rapport ΔH/ΔH sortie du coeur est égal à 0 correspond à l'entrée du coeur et le point pour lequel ce rapport est égal à 1 correspond à la sortie du coeur.
On a représenté en traits pleins la courbe 45 correspondant au procédé suivant l'invention, en traits mixtes la courbe 46 correspondant au fonctionnement d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et en pointillés, la courbe 47 correspondant au fonctionnement d'un réacteur nucléaire à eau bouillante. Les courbes 45 et 46 sont pratiquement superposées et de forme rectiligne suivant toute la hauteur du coeur, jusqu'au voisinage de la sortie. En revanche, la courbe 47 correspondant à un réacteur nucléaire à eau bouillante fléchit très rapidement en direction des faibles densités après un échauffement de l'eau de refroidissement par une partie d'entrée du coeur, ce qui traduit une vaporisation de l'eau de refroidissement pendant la traversée du coeur. On récupère alors en sortie du coeur une vapeur renfermant environ 85 % d'humidité.
Dans le cas d'un réacteur nucléaire à eau sous pression (courbe 46) la surpression interdit une vaporisation extensive de l'eau de refroidissement primaire et la courbe 45 traduit une variation de densité linéaire de 1 ' eau de refroidissement avec une élévation de température lors de la traversée du coeur.
Dans le cas du procédé suivant l'invention (courbe 45), le comportement de l'eau de refroidissement est sensiblement identique au cas d'un réacteur nucléaire à eau sous pression jusqu'à la sortie du coeur. A la sortie du coeur, la pression et la température du fluide correspondent à un point de la courbe d'ébullition de l'eau et il se produit une vaporisation limitée qui se traduit par un léger fléchissement de la courbe 45 vers les faibles densités. L'eau de refroidissement à la sortie du coeur renferme environ 1 % de vapeur. De la vapeur accumulée au-dessus de la sortie du coeur permet de maintenir une pressurisation "naturelle" du circuit primaire. Le réacteur nucléaire suivant l'invention peut donc fonctionner sans pressuriseur, l'eau de refroidissement restant à l'état liquide dans tout le circuit primaire, à l'exception de la sortie du coeur et des branches chaudes dans lesquelles l'eau de refroidissement renferme environ 1 % de vapeur.
Dans la partie la plus chaude du circuit primaire, à la sortie du coeur, l'eau de refroidissement est à une température et à une pression qui correspondent sensiblement à la température et à la pression d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau.
Bien entendu, il serait possible de régler le fonctionnement du réacteur nucléaire de manière que la température à la sortie du coeur soit différente de 318°C, cette température définissant les conditions de production de vapeur dans les générateurs de vapeur. Dans ce cas, la pression à la sortie du coeur maintenue par la couche de vapeur rassemblée sous le dôme 33a serait différente de 110 bars et correspondrait à la pression de saturation de la vapeur à la température de l'eau de refroidissement à la sortie du coeur. Dans le cas des réacteurs nucléaires fonctionnant suivant le procédé de l'invention, la pression à l'intérieur du circuit primaire est donc sensiblement inférieure à la pression dans le circuit primaire d'un réac- teur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression, pour une même température de fonctionnement à la sortie du coeur.
Dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression, le pressuriseur disposé sur le circuit primaire impose une surpression de l'ordre de 40 bars par rapport à la pression de saturation de l'eau de refroidissement à la température de sortie du coeur. Du fait de cette surpression, la température à la sortie du coeur se trouve à au moins 30° en-dessous de la température d'ébullition à la pression imposée dans le circuit primaire (de l'ordre de 345 °C).
Dans le cas du procédé suivant 1 ' invention mis en oeuvre dans le réacteur tel que représenté sur la figure 3, l'eau de refroidissement sortant du coeur à une température de l'ordre de 318°C pénètre dans la branche chaude 29 et circule à l'intérieur de la branche chaude pour parvenir dans la partie d'entrée de la boîte à eau 26a du générateur de vapeur 26. L'eau de refroidissement primaire est ensuite distribuée dans les tubes du fais- ceau du générateur de vapeur 26 et assure 1 'échauffement et la vaporisation de l'eau d'alimentation à l'intérieur du générateur de vapeur. La vapeur fournie en sortie du générateur de vapeur est envoyée à la turbine du groupe turbo-alternateur de la centrale nucléaire. L'eau de refroidissement ayant circulé au contact des tubes du faisceau est récupérée dans la partie de sortie de la boîte à eau. L'eau de refroidissement retourne ensuite dans la cuve 24 du réacteur nucléaire à l'intérieur de la branche froide 31, à la périphérie de la branche chaude 29. L'eau de refroidissement qui est renvoyée dans la cuve est à une température d'environ 283 °C. Cette eau mise en circulation par les pompes est renvoyée à la partie inférieure du coeur. A l'intérieur du coeur, l'eau de refroidissement présente, au contact des éléments de combustible, un comportement sensiblement analogue à l'eau de refroidissement d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et les phénomènes d'échange thermique entre les éléments de combustible et l'eau de refroidissement sont sensiblement identiques dans les deux cas.
L'utilisation d'une pression inférieure dans le circuit primaire, cette pression correspondant à la pression de saturation de l'eau à la température de sortie du coeur, permet de simplifier le circuit primaire du réacteur nucléaire par rapport à la structure du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. En particulier, le circuit primaire ne comporte pas de pressuriseur. Le réacteur présente donc une forme beaucoup plus compacte que le circuit primaire des réac- teurs nucléaires à eau sous pression.
La forme du circuit primaire peut être considérablement simplifiée par rapport à la forme du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. En particulier, les branches chaude et froide du circuit primaire présentent une forme rectiligne et peuvent être placées dans une disposition coaxiale.
Le circuit primaire peut alors être placé à 1 ' intérieur d'une enceinte de confinement, ce qui permet d'assurer une sécurité de fonctionnement du réacteur nu- cléaire au moins équivalente à celle des réacteurs nucléaires à eau sous pression, en utilisant des dispositifs de sécurité simplifiés.
Dans le cas d'un incident ou d'un accident sur le circuit primaire se traduisant par une dépressurisation à la suite d'une rupture d'une canalisation, l'eau de refroidissement du circuit primaire s 'écoulant à travers la brèche dans l'enceinte de confinement 40 se vaporise, de sorte que l'enceinte de confinement 40 se trouve remplie d'une vapeur sous pression. Du fait des rapports de volume entre le circuit primaire et l'enceinte de confinement, on estime que la pression dans l'enceinte de confinement 40 s'établit à un niveau situé entre 40 et 50 bars au maximum.
En fait, compte tenu des possibilités de refroi- dissement de la partie secondaire des générateurs de vapeur 26, la pression maximale dans l'enceinte 40 peut être limitée à une valeur de l'ordre de 25 bars.
Dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression, on utilise un circuit de sécurité appelé circuit d'injection de sécurité RIS dont la fonction, dans le cas de l'apparition d'une brèche sur le circuit primaire, est d'injecter le plus rapidement possible de l'eau dans le circuit de refroidissement primaire afin d'éviter que le coeur ne se trouve découvert et en conséquence ne soit plus refroidi par l'eau du circuit de refroidissement, sur une partie de sa hauteur, ce phénomène étant appelé dénoyage du coeur.
Le circuit de sécurité comporte des accumulateurs contenant de l'eau additionnée d'acide borique et des pompes entraînées par des moteurs Diesel de secours assurant l'aspiration d'eau dans une réserve d'eau pour permettre une injection très rapide dans le circuit primaire, juste après l'apparition de la brèche.
Du fait des dimensions réduites de l'enceinte métallique de confinement dans le cas d'un réacteur fonctionnant suivant le procédé de 1 ' invention et des paramètres de fonctionnement du réacteur, le circuit d'injection de sécurité (RIS) peut être supprimé. Seule une injection d'eau pour le cas d'une fuite ou d'une brèche de taille réduite sur le fond de la cuve, au voisinage ou dans les structures des pompes de circulation ou des mécanismes des barres de contrôle, reste nécessaire. Cette injection est assurée par les pompes de charge du circuit de contrôle volumétrique du circuit primaire appelé circuit RCV. Cette suppression du circuit RIS représente un avantage très important du point de vue économique, dans la mesure où l'on supprime les accumulateurs et les pompes d'injection et où l'on peut diminuer la taille des moteurs Diesel de secours de la centrale nucléaire.
Le procédé suivant 1 ' invention permet donc la réalisation de réacteurs nucléaires de forme compacte dont l'encombrement est sensiblement inférieur à l'encombrement d'un réacteur nucléaire à eau sous pression de puissance équivalente. Les réacteurs nucléaires fonctionnant suivant le principe de 1 ' invention présentent les mêmes avantages que les réacteurs nucléaires à eau sous pression, l'eau de refroidissement étant totalement séparée de l'eau d'alimentation des générateurs de vapeur, à l'intérieur du circuit primaire.
En outre, les réacteurs nucléaires fonctionnant suivant le principe de 1 ' invention peuvent présenter des circuits de sécurité simplifiés et réduits.
L'invention ne se limite pas au mode de réalisa- tion qui a été décrit.
C'est ainsi que le procédé suivant l'invention peut être mis en oeuvre à des pression et température de l'eau de refroidissement à la sortie du coeur différentes de celles qui ont été indiquées, ces température et pression étant proches de celles d'un point de la courbe d'ébullition de l'eau.
Le réacteur nucléaire mettant en oeuvre le procédé de 1 ' invention peut avoir une forme différente de celle qui a été décrite. Les structures internes de la cuve peuvent être différentes de celles qui ont été décrites et représentées. Toutefois, il est nécessaire de prévoir des moyens permettant d'assurer qu'une partie suffisante du volume entre la sortie coeur et les entrées dans les faisceaux tubulaires des générateurs de vapeur soit occupée par de la vapeur formée à la sortie du coeur.
Les branches chaude et froide du circuit primaire peuvent avoir une disposition et une forme différentes de celles qui ont été décrites. L'enceinte de confinement peut également être réalisée sous une forme différente, en fonction de la forme générale donnée au circuit primaire.

Claims

REVENDICATIONS 1. - Procédé de production de vapeur à partir de la chaleur dégagée par le coeur ( 25 ) d ' un réacteur nucléaire consistant à faire circuler de 1 ' eau de refroidisse- ment dans un circuit fermé de refroidissement, au contact du coeur (25) du réacteur et au contact d'une paroi d'échange thermique entre l'eau de refroidissement du réacteur et de 1 ' eau d ' alimentation qui est échauffée et vaporisée au contact de la paroi d'échange thermique, caractérisé par le fait que l'eau de refroidissement en circulation dans le circuit fermé de refroidissement est à une pression comprise entre 100 et 110 bars et à une température proche de la température d'ébullition de l'eau à la pression de l'eau de refroidissement, à la sortie du coeur du réacteur (25).
2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que la température de 1 ' eau à la sortie du coeur est voisine de 318βC.
3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendi- cations 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on produit une accumulation de vapeur formée à la sortie du coeur (25), dans une zone ( 33a ) du circuit fermé de refroidissement au voisinage de la sortie du coeur ( 25 ) .
4.- Réacteur nucléaire pour la mise en oeuvre d'un procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 , 2 et 3 , caractérisé par le fait qu ' il comporte un circuit fermé de refroidissement comportant une cuve ( 24 ) dans laquelle est disposé le coeur ( 25 ) du réacteur nucléaire, au moins deux boucles de circulation d'eau de refroidissement comportant chacune une branche chaude (29), une branche froide (31) et un générateur de vapeur ( 26 ) ayant un faisceau de tubes dont la paroi constitue la paroi d'échange thermique entre l'eau de refroidissement du réacteur et de l'eau d'alimentation et, à la sortie du coeur (25), des moyens (30, 33a) d'accumulation de vapeur, la branche chaude ( 29 ) de chacune des boucles du circuit de refroidissement fermé étant en communication, à l'une de ses extrémités, à l'intérieur de la cuve (24), avec une chambre (30) de sortie du coeur (25) et, à son autre extrémité, avec un compartiment d'entrée d'une boite à eau (26a) du générateur de vapeur (26) et la branche froide (31) étant en communication, à l'une de ses extrémités, avec le volume intérieur de la cuve et, à son autre extrémité, avec un compartiment de sortie de la boîte à eau (26a) d'un générateur de vapeur (26).
5.- Réacteur nucléaire suivant la revendication
4, caractérisé par le fait que les branches chaudes (29) et les branches froides (31) du circuit de refroidissement fermé sont rectilignes.
6. - Réacteur nucléaire suivant la revendication
5, caractérisé par le fait que, pour chacune des boucles du circuit de refroidissement fermé, la branche chaude ( 29 ) est disposée de manière coaxiale à 1 ' intérieur de la branche froide (31).
7. - Réacteur nucléaire suivant la revendication
6, caractérisé par le fait que, pour chacune des boucles du circuit de refroidissement fermé, la branche chaude (29) est maintenue à l'intérieur de la branche froide (31) par des éléments de support (32) disposés radialement entre la branche chaude (29) et la branche froide (31).
8. - Réacteur nucléaire suivant 1 ' une quelconque des revendications 4 à 7, caractérisé par le fait que les moyens d'accumulation de vapeur à la sortie du coeur (25) sont constitués par la chambre (30) de sortie du coeur délimitée par une enveloppe (33) disposée au-dessus du coeur et fermée par un dôme (33a) à l'aplomb du coeur (25), les branches chaudes (29) des boucles du circuit de refroidissement étant en communication, à leur extrémité située à l'intérieur de la cuve (24), avec la chambre
(30) de sortie du coeur (25).
9. - Réacteur nucléaire suivant 1 ' une quelconque des revendications 4 à 8, caractérisé par le fait que chacune des branches chaudes ( 29 ) est fixée à son extrémité opposée à son extrémité située à 1 ' intérieur de la cuve (24) sur une cloison (27) de séparation du compartiment d'entrée et du compartiment de sortie de la boite à eau (26a) du générateur de vapeur (26), au niveau d'une ouverture traversant la cloison ( 27 ) .
10.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 4 à 9, caractérisé par le fait qu'une enceinte de sécurité (40) ayant une paroi métallique est disposée autour de la cuve (24) du réacteur nucléaire, autour de chacune des boucles du circuit de refroidissement constituées par une branche chaude ( 29 ) et une branche froide (31) et autour de la boite à eau (26a) de chacun des générateurs de vapeur (26).
11.- Réacteur nucléaire suivant la revendication
10, caractérisé par le fait que l'enceinte de confinement métallique (40) comporte un corps principal (40a) de forme sensiblement cylindrique fermé par un fond inférieur et par un dôme à sa partie supérieure entourant la cuve (24) du réacteur et au moins deux parties d'enveloppe enveloppant chacune une boucle du circuit de refroidissement comportant une partie tubulaire ( 38 ) entourant une branche chaude ( 29 ) et une branche froide
(31) et une enveloppe (39) entourant la boîte à eau (26a) d'un générateur de vapeur (26).
12.- Réacteur nucléaire suivant la revendication
11, caractérisé par le fait que chacune des enveloppes tubulaires (38) de l'enceinte de confinement (40) est constituée en deux parties (38a, 38b) montées coulissan- tes 1 ' une par rapport à 1 ' autre dans une direction axiale avec interposition d'un dispositif d'étanchéité (41).
13. Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 11 et 12, caractérisé par le fait que le corps principal ( 40a ) de 1 ' enceinte de confinement (40) comporte au moins une tape (42) au voisinage de son fond inférieur, de manière à pouvoir accéder à un espace situé en-dessous de la cuve (24) dans lequel sont disposés des pompes (35) de circulation du fluide primaire et des mécanismes associés à des tubes de guidage ( 37 ) de barres de commande du réacteur.
14. - Réacteur nucléaire suivant 1 ' une quelconque des revendications 11, 12 et 13, caractérisé par le fait que l'enveloppe (39) de chacune des boîtes à eau (26a) d'un générateur de vapeur (26) comporte une tape de visite (43).
15.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 11 à 14, caractérisé par le fait que le volume intérieur de 1 ' enceinte de confinement ( 40 ) est sensiblement cinq fois plus grand que le volume intérieur du circuit fermé de refroidissement du réacteur.
16.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 4 à 15, caractérisé par le fait que le circuit de refroidissement fermé ne comporte pas de pressuriseur.
17.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 4 à 16, caractérisé par le fait qu'il ne comporte pas de circuit d'injection de sécurité.
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130164225A1 (en) * 2003-08-04 2013-06-27 Foamix Ltd. Foamable vehicle and pharmaceutical compositions thereof
CN107293341A (zh) * 2016-04-12 2017-10-24 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆
CN115831403A (zh) * 2023-01-01 2023-03-21 南通曙光机电工程有限公司 一种用于核电站稳压器的冷却喷淋保护装置

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3356583A (en) * 1964-12-10 1967-12-05 Babcock & Wilcox Ltd Liquid moderated nuclear reactor
DE1614072A1 (de) * 1967-07-27 1970-03-26 Licentia Gmbh Dampfgekuehlter Atomkernreaktor
EP0271890A1 (fr) * 1986-12-17 1988-06-22 Ab Asea-Atom Réacteur nucléaire

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3356583A (en) * 1964-12-10 1967-12-05 Babcock & Wilcox Ltd Liquid moderated nuclear reactor
DE1614072A1 (de) * 1967-07-27 1970-03-26 Licentia Gmbh Dampfgekuehlter Atomkernreaktor
EP0271890A1 (fr) * 1986-12-17 1988-06-22 Ab Asea-Atom Réacteur nucléaire

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
HANNERZ K ET AL: "THE PIUS PRESSURIZED WATER REACTOR: ASPECTS OF PLANT OPERATION AND AVAILABILITY", NUCLEAR TECHNOLOGY, vol. 91, no. 1, 1 July 1990 (1990-07-01), pages 81 - 88, XP000135476 *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20130164225A1 (en) * 2003-08-04 2013-06-27 Foamix Ltd. Foamable vehicle and pharmaceutical compositions thereof
CN107293341A (zh) * 2016-04-12 2017-10-24 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆
CN107293341B (zh) * 2016-04-12 2023-11-03 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆
CN115831403A (zh) * 2023-01-01 2023-03-21 南通曙光机电工程有限公司 一种用于核电站稳压器的冷却喷淋保护装置
CN115831403B (zh) * 2023-01-01 2023-09-26 南通曙光机电工程有限公司 一种用于核电站稳压器的冷却喷淋保护装置

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