WO2013107863A1 - Module immergé de production d'énergie - Google Patents

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WO2013107863A1
WO2013107863A1 PCT/EP2013/050946 EP2013050946W WO2013107863A1 WO 2013107863 A1 WO2013107863 A1 WO 2013107863A1 EP 2013050946 W EP2013050946 W EP 2013050946W WO 2013107863 A1 WO2013107863 A1 WO 2013107863A1
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electrical energy
module
chamber
water
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Geoffrey HARATYK
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Dcns
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a submerged or submarine module for producing electrical energy.
  • an underwater module for producing electrical energy which comprises means in the form of an elongate cylindrical box in which are integrated means forming an electric power generation unit comprising means forming a nuclear boiler. , associated with means for producing electrical energy connected to an external electrical power distribution station by electric cables.
  • Such structures also make it possible to solve a certain number of problems, in particular with regard to safety and taking into account risks that are of natural origin, for example tsunamis, hurricanes or others, or human ones such as for example plane drops or malicious acts.
  • the object of the invention is to propose further improvements to this type of immersed modules to further improve the operational safety.
  • the subject of the invention is an underwater module for producing electrical energy of the type comprising means in the form of an elongate cylindrical box in which electrical energy generating unit means are integrated comprising means forming nuclear boiler, associated with means for producing electrical energy connected to an external electric power distribution station by electric cables, characterized in that the nuclear boiler means are placed in a dry chamber of an associated reactor compartment a chamber forming a tank for storing reactor safety water, at least the radial wall of which is in heat exchange relation with the marine environment, in that the dry chamber of the reactor compartment is associated with a receiving chamber of the means for producing electrical energy and in that it comprises means for introducing water flooding of the dry reactor receiving chamber, placed in its lower part and comprising a seawater inlet formed in the radial wall of the module at the receiving compartment of the means for producing electrical energy, a conduit between this inlet of seawater and the dry chamber of the reactor compartment and means forming a flooding valve of this chamber.
  • the submarine module comprises one or more of the following features:
  • the nuclear boiler means comprise a primary circuit comprising at least one reactor vessel, a pressurizer, a steam generator and a primary pump and a primary backup circuit in parallel on this primary circuit and comprising at least one passive heat exchanger primary placed in the chamber forming the reactor safety water storage tank;
  • the primary passive heat exchanger placed in the reactor water storage tank chamber is placed at a level higher than that of the reactor vessel;
  • each branch of the primary backup circuit comprises valve means
  • the primary backup circuit is connected to the primary circuit upstream or downstream of the primary pump;
  • the primary backup circuit is connected to the primary circuit upstream of the primary pump and in that it comprises means for short-circuiting this primary pump;
  • the nuclear boiler means comprise a secondary circuit associated with the means for producing electrical energy and a secondary backup circuit in parallel on this secondary circuit and comprising at least one secondary passive heat exchanger placed outside the sub-module; marine in the marine environment;
  • the secondary passive heat exchanger placed outside the submarine module in the marine environment is placed at a level higher than that of the steam generator;
  • each branch of the secondary backup circuit comprises valve means
  • the secondary circuit comprises means forming an isolation valve and in that the secondary backup circuit is connected between these isolation valve means;
  • the secondary circuit extends in part in a receiving compartment of the electrical energy production means and in that the secondary backup circuit passes through the radial wall of this compartment and is connected to the secondary passive heat exchanger placed outside of it;
  • the dry chamber of the reactor compartment is connected to the reactor water storage tank chamber by means of depressurization means comprising depressurization valve means placed in the upper part of the dry chamber and connected to means forming bubbler placed in the lower part of the reservoir chamber and in that overflow valve means are provided between the upper part of this reservoir chamber and the dry chamber;
  • the nuclear boiler means comprise a reactor vessel, placed in a vessel well, the lower part of which is connected to the lower part of the reactor safety water storage tank chamber through conduit means; supplying water placed along the radial wall of the module and whose upper part is connected to a corresponding part of the storage tank chamber through means forming a water return duct;
  • valve means are placed in the supply and return duct means
  • an envelope of thermal insulating material is placed around the portion of the reactor vessel housed in the vessel well, at a distance from the wall of this vessel, so as to define a gap forming a thermal barrier between this envelope and this vessel; -
  • the gap between the casing and the tank is filled with gaseous material and in that the casing has in its lower part at least one water inlet port;
  • the water placed in the tank well is borated water; the end of the water supply duct connected to the chamber forming the water storage tank is associated with a filtering grid;
  • the means forming a nuclear boiler comprise a pressurizer connected by depressurization means to the chamber forming a tank for storing the safety water of the reactor;
  • the depressurizing means comprise a depressurization circuit provided with a depressurization valve connected to bubbler means placed in the lower part of the reactor water storage tank chamber;
  • - Water jet deflection means are placed opposite means for introducing seawater into the dry chamber of the reactor compartment;
  • venting means are placed in the upper part of the dry chamber of the reactor compartment between the latter and the receiving compartment of the means for producing electrical energy;
  • the inlet of the vent means is associated with filtering means; and it comprises means for connecting the chamber forming a reservoir for storing safety water from the reactor to the reactor vessel.
  • FIG. 1 represents a general view of an example of an electric power generation site comprising submarine modules for producing electrical energy according to the invention
  • FIG. 2 represents a general sectional side view of an exemplary embodiment of an electric power generation module according to the invention
  • FIG. 3 represents a partial view of a module for producing electrical energy according to the invention.
  • FIGS. 4 and 5 illustrate a mode of safety operation of a module according to the invention.
  • the invention relates to a submerged or submarine module for producing electrical energy.
  • modules are for example illustrated in this Figure 1 and are designated for example by the general references 1, 2 and 3 in this figure. These modules are for example associated and immersed off a coast designated by the general reference 4, and they are for example placed on the bottom or kept at some distance from the seabed, in an electrical energy production site. designated by general reference 5.
  • This external electrical power distribution station is then connected in a conventional manner via electrical distribution lines designated by the general reference 8, for example to an electrical power distribution network supplying, for example, a nearby city. and designated by general reference 9 or any other electrical consumer in general.
  • terrestrial infrastructures such as, for example, a port designated by the general reference 10, may be envisaged to house support means such as, for example, support vessels, one of which is designated by the general reference 1 1 on this figure, to intervene on the production site.
  • each submarine module for producing electrical energy such as that designated by the general reference 1 in this FIG. 2, comprises means in the form of an elongate cylindrical box, the ends of which are for example rounded.
  • These means are designated by the general reference 12 in this figure, and are placed on the bottom or kept at a distance from the bottom for example 13 of the sea and comprise for this purpose means of base designated by the general reference 14 and means anchors designated by the general reference 15, to position, install and maintain this module at the bottom.
  • FIG. 2 also shows an exemplary embodiment of the interior of such a module, which module comprises in fact a certain number of compartments placed next to one another and separated by partitions.
  • a module 12 may comprise at each of its ends, ballast means designated by the references 16 and 17, to control for example the immersion of the module.
  • this module may comprise a reactor compartment designated by the general reference 18 in this figure, this reactor compartment being itself divided into two associated chambers, namely a dry chamber of reactor compartment proper, designated by the general reference 19 and in which are housed means forming a nuclear boiler, and a chamber forming a storage tank for safety water of this reactor, designated by the general reference 20.
  • These chambers of the reactor compartment 18 are for example placed next to each other and are separated by a so-called sealed partition.
  • this reactor compartment there is provided a compartment for receiving electrical energy production means, this compartment being designated by the general reference 21 and comprising, for example, a turboalternator group or assembly or other auxiliary systems as will be described. in more detail later.
  • the module 12 may comprise an electrical plant compartment designated by the general reference 22 for example of voltage transformation, etc. in a conventional manner and a compartment 23 including a station control of all elements of the module for example.
  • a life compartment intended to accommodate a crew for example operating or intervention, can also be envisaged.
  • FIG. 3 illustrates in greater detail the part of the module 12 at which the reactor compartment 18 and the compartment 21 intended to receive the means for producing electrical energy are provided.
  • the reactor compartment 18 is thus intended to receive nuclear boiler means and comprises in fact two chambers, namely the dry chamber for receiving the reactor itself, designated by the general reference 19 and the chamber forming a safety water storage tank thereof, designated by general reference 20.
  • the means forming a nuclear boiler which are designated by the general reference 30 in this FIG. 3, then comprise a circuit primary designated by the general reference 31 comprising at least one reactor vessel 32, a pressurizer 33, a steam generator 34 and a primary pump 35.
  • This secondary circuit being designated by the general reference 36 in this FIG. 3 and the means for producing electrical energy are designated by the general reference 37 and are therefore arranged in the compartment 21.
  • these means of producing electrical energy 37 comprise for example a turbine designated by the general reference 38 in this figure, associated with an alternator designated by the general reference 39, a condenser designated by the general reference 40 and a secondary pump designated by the general reference 41 in this figure 3.
  • the boiler means 30 are connected to different means for injecting into them water at different pressures, for example in case of accident of loss of primary water.
  • These means are for example designated by the general reference 50 in this FIG. 3 and comprise injection means, for example at high, medium or low water pressure in the reactor depending on the nature of the accident and the backup strategy. detention.
  • the chamber forming the storage tank 20 of safety water can be connected to the tank 32 of the reactor, via a pipe designated by the general reference 51 in this figure, associated with valve means designated by general reference 52.
  • Venting means 50a are then provided between the dry chamber 19 and the safety tank chamber 20.
  • vent means normally closed, open to allow the entry of air into the reservoir chamber and thus the low pressure injection of water from the tank to the tank 32 via the line of direct injection 51. If the pressure is too great in the primary circuit to perform this injection, it can quickly depressurize the primary circuit via depressurizing valve means designated by the general reference 31a, in addition to other depressurization means which will be described further in details afterwards.
  • valve and vent means are then controlled and controlled by control elements, which can be automatic or controlled by human operators.
  • the chamber 20 forming a storage tank for the safety water of the reactor is used for other safety functions of the latter and at least its radial wall designated by the general reference 53 is in heat exchange relation with the marine environment in which this module is immersed.
  • a small reactor of 160 MW electric still generates a power of 3 MW thermal three days after shutdown.
  • the reactor core has a very high probability of melting and causing a dispersion of radioactive material into the environment.
  • terrestrial nuclear power plants have, in the same spirit, various redundant power sources for supplying these backup systems, such as, for example, means for supplying redundant electrical networks, for generating sets or even for backup batteries, etc. .
  • the reactor may comprise in the first place a primary passive cooling circuit in parallel with the primary circuit of the reactor.
  • This primary passive backup circuit is designated by the general reference 54 in this FIG. 3 and comprises at least one primary passive heat exchanger designated by the general reference 55, placed in the reactor water storage tank chamber, this chamber being designated by the general reference 20 in this figure 3.
  • this heat exchanger 55 may for example be placed in the chamber forming the storage tank 20 of the reactor safety water, at a level higher than that of the tank 32 of this reactor and one or each branch of this circuit primary backup 54 may include valve means.
  • Such valve means are for example designated by the general reference 56 in this FIG. 3 and the primary passive backup circuit 54 may be connected to the primary circuit upstream or downstream of the primary pump described above and designated by the general reference 35. .
  • the primary passive backup circuit is connected to the primary circuit upstream of the primary pump 35, it also also comprises means for short-circuiting this primary pump.
  • the backup circuit is connected between the tank and the steam generator.
  • this primary passive backup circuit can evacuate for a very long period of time, the residual power of a nuclear reactor immersed using a natural cooling loop.
  • this primary passive backup circuit makes it possible to form a bypass loop of the primary circuit, in order to evacuate the heat produced in the reactor core to a cold water reserve through an exchanger, this reserve of cold water being constituted by the storage tank 20 of this reactor.
  • this water-reservoir chamber 20 is, as indicated previously, in heat exchange relation with the marine environment, and thus makes it possible to constitute a long-term cold source, or even a quasi-cold source. -limited, by dissipation of heat in the marine environment.
  • this loop comprising:
  • a cold water reservoir located in the dedicated chamber 20 of the reactor compartment, constituted by the reactor safety water storage tank,
  • a valve can then close this passive cooling loop and no fluid flows in it.
  • the water reserve in the reservoir chamber 20 is at a low temperature, that is to say for example at the temperature of the seawater and at low pressure while the primary fluid, that is to say circulating in the primary circuit of the reactor, is at high pressure and at high temperature.
  • the thermal power of the reactor is discharged to the steam generator (s) of the primary circuit by means of the primary pump (s).
  • the reactor is stopped and the passive cooling backup thereof is implemented.
  • valve or valves of the passive cooling loop open for example automatically or controlled and, for example, the inertia of the primary pump initiates a movement of fluid in this loop, that is to say in the primary passive backup circuit.
  • the hot water leaving the core of the reactor then rises in the cooling loop to the exchanger 55 where it transmits its heat to the cold water reserve contained in the chamber 20 in heat exchange relationship with the sea.
  • the increasing water then descends into the loop to join the cold branch of the circuit and the reactor core where it is reheated.
  • the water in this backup circuit is liquid throughout the cycle.
  • the cycle is maintained indefinitely as long as the temperature difference between the core and the safe water storage tank is large, that is, for several days or even weeks.
  • the immersion of the module and in particular of the reactor compartment thereof, at sea confers on the water storage tank of safety water, a significant cooling capacity by the shell in heat exchange with the marine environment, to dissipate the power transmitted by the passive heat exchanger.
  • Such a backup system is not dependent on any power supply of a pump, the availability of a water intake eg sea, etc. to ensure the cooling of the reactor.
  • a secondary passive cooling circuit can also be provided in parallel on the secondary circuit of the reactor.
  • This secondary passive backup circuit is for example designated by the general reference 60 in FIG.
  • the latter is then connected in parallel to the secondary circuit 36 of the reactor, for example in the compartment 21 intended to receive the turbo-alternator group 37, and then also comprises at least one designated secondary passive heat exchanger.
  • the general reference 61 placed outside the submarine module in the marine environment and connected to the rest of the latter by pipe elements passing through the radial wall of the compartment 21.
  • This secondary passive heat exchanger 61 is then also placed at a level higher than that of the steam generator 34 to form a natural circulation backup cooling circuit.
  • the heat generated by the nuclear reaction in the core of this reactor is, in a normal operating situation, transmitted to a heat transfer fluid of a primary circuit and discharged into main heat exchangers, named steam generators, such as that designated by the general reference 34 in this figure 3.
  • Heat generators can still fulfill their role of a cold source and evacuate the power of the core provided that the secondary pumps and generally the secondary circuit, continue to function properly.
  • the power cut is a possibility that is not completely excluded.
  • the pumps can then not work and the cooling of the reactor is no longer ensured. Pump failure may also occur.
  • the secondary passive heat exchanger 61 is used and placed outside the module to constitute with the marine environment a natural cold source almost inexhaustible for this secondary circuit.
  • the secondary passive heat exchanger 61 is placed outside the submarine module 12 in the marine environment at a level higher than that of the steam generator 34 with which it is associated, in order to allow a natural circulation between these elements.
  • One or each branch of the secondary passive backup circuit designated by the general reference 60 in this FIG. 3 may also comprise valve means designated by the general reference 62 in this figure.
  • the secondary circuit 36 itself may comprise isolation valves such as the valves designated by the general references 63 and 64 in this FIG. 3, the secondary passive backup circuit then being connected to this secondary circuit between these valves. isolation.
  • the secondary circuit actually crosses the transverse wall 65 separating the reactor compartment 18 and in particular its dry chamber 19 from the receiving compartment 21 of the turbo-alternator assembly.
  • the secondary passive backup circuit comprises piping elements passing through the radial wall of the module at this receiving compartment of the turbo-alternator assembly 21, for connecting the secondary passive heat exchanger 61, which prevents any hull penetration at the reactor compartment.
  • the secondary circuit is also equipped with a passive backup cooling loop bypass on this main secondary circuit.
  • the backup system can be implemented to extract the heat from the primary circuit of these steam generators and therefore the reactor by natural circulation through a two-phase passive secondary heat exchanger towards the sea, which then constitutes a quasi-inexhaustible cold source.
  • the passive secondary heat exchanger is then placed outside the shell of the module and at a level above that of the steam generator to allow this natural circulation which avoids the need for pumps that may not work.
  • Such a system then comprises:
  • a heat exchanger 61 transmitting the heat of the secondary circuit of the boiler means, towards the sea, placed outside the compartment intended to receive the turbo-alternator assembly 21,
  • a normally closed valve 62 situated upstream of the passive heat exchanger on the bypass line
  • a normally open valve 64 situated upstream of the turbo-alternator group on the secondary circuit and downstream of the tap of the branch line,
  • the secondary passive backup heat exchanger does not see any fluid through it.
  • the turbo generator is supplied with steam by the secondary circuit of the steam generator and generates electricity.
  • the secondary of the steam generator is supplied with water by the secondary pump 41.
  • the normally closed valve 62 opens and the normally open valve 64 closes.
  • This action occurs in a few seconds, for example automatically or on command of an operator.
  • the turbo-alternator group 37 is then no longer supplied with steam and the production of electricity stops.
  • the liquid water then returns by gravity into the steam generator 34 without the need for a secondary pump. This water heats up in the steam generator and is vaporized again before returning to the backup circuit.
  • the cycle is maintained naturally until the heat transmitted by the primary circuit is no longer sufficient to generate steam in the steam generator, that is to say for example after a few days of operation. backup as described above.
  • the hull crossing for the secondary passive heat exchanger is located at the turbo-alternator compartment 21, so as to reinforce the watertightness of a third barrier and the confinement of the radioactive materials in case the first two barriers, that is to say the sheaths and the primary circuit would no longer be.
  • a possible major accident scenario for a pressurized-water nuclear reactor is the rupture of a pipework of the primary circuit in the dry chamber 19 of the reactor compartment 18.
  • the containment enclosure surrounding the reactor is then rapidly invaded by high temperature steam.
  • the value of the peak pressure and temperature occurring during this accident dimensions the behavior of the enclosure and the equipment contained therein.
  • the pressure peak reaches a few bars and sizes the thickness of the concrete and metal enclosure that should be provided.
  • this peak reaches higher values because of the smaller volume of the reactor compartment, that is to say in particular of the dry chamber 19, compared to a land station.
  • these means comprise means 71 forming a depressurizing valve placed in the upper part of the dry chamber 19 and which are connected to bubbler means designated by the general reference 72, placed in the lower part of the reservoir chamber 20 .
  • Overflow valve means designated by the general reference 73, are provided between the upper part of this reservoir chamber 20 and the dry chamber 19.
  • the steam of the dry chamber 19 of the reactor compartment 18 is driven by a set of piping and valve, to the water reservoir 20 which then makes It is used as an overpressure suppression tank, where this steam is injected and condenses on contact with cold water.
  • the radial wall of the reactor compartment 18 is in heat exchange relationship and is continuously cooled by seawater, which ensures a heat evacuation towards the marine environment and therefore of cool the water in this room 20.
  • the contact between the cold marine environment and the radial wall of the dry chamber 19 for receiving the reactor also makes it possible to ensure condensation of the steam and, in general, cooling thereof, for example in case primary pipe breakage as indicated previously.
  • the cooling of the wall of this chamber causes the condensation of at least a portion of the steam contained in this chamber 19 in such a case of accident and also in a natural and prolonged manner.
  • the pressure is reduced in the short term by the depressurization means designated by the general reference 70 and in the long term by the radial wall of the reactor 19 dry chamber of reception, and this completely passive manner.
  • the pressurizer designated by the general reference 33 in this FIG. 3 can also be equipped with depressurization means connected to the reservoir chamber 20.
  • the pressurizer 33 is connected by depressurization means designated by the general reference 80 to the reservoir chamber 20.
  • these depressurization means comprise a depressurization circuit provided with a depressurization valve designated by the general reference 81 for example, and connected to bubbler means designated by the general reference 82 and also placed in the lower part of the chamber forming a safety water tank 20 of the reactor.
  • FIGS. 4 and 5 show partial views of a module according to the invention.
  • This module always comprises the elongated cylindrical box-shaped means 12, the reactor compartment 18 with the dry chamber 19 and the storage water storage tank chamber 20 of the reactor.
  • the nuclear boiler means 30 is also recognized with the reactor vessel 32.
  • this reactor vessel 32 is placed in a tank well designated by the general reference 90, placed for example at the bottom of the dry chamber 19.
  • this tank well 90 is connected to the lower part of the storage water storage tank chamber 20 of the reactor, through water feed conduit means designated by the general reference 91, placed along the radial wall of the module, this wall always being designated by the general reference 53.
  • the upper part of the tank well 90 is connected via a water return duct designated by the general reference 92 to the corresponding part of the storage tank chamber 20. As illustrated, valve means are placed for example in these supply and return water connecting conduit means of the tank well 90 to the reservoir chamber 20.
  • valve means are designated respectively by references 93 and 94 for the supply ducts and return water.
  • an envelope of thermal insulating material may be conventionally placed around the reactor vessel portion 32 housed in this tank well 90.
  • this envelope is designated by the general reference 96 and is for example in the form of a bowl or a cup, and is placed at a distance from the wall of the vessel, in order to define a gap forming a thermal barrier between this envelope 96 and the reactor vessel 32.
  • this gap between the envelope of insulating material 96 and the reactor vessel 32 may be filled with gaseous materials such as air or the like, as illustrated in FIG. 4, in order to form an additional thermal barrier to isolate the tank to prevent heat loss.
  • the envelope 96 then has in its lower part, at least one water inlet port designated by the general reference 97 in relation to the water supply conduit 91 and then allowing water to enter the the gap around the reactor vessel.
  • the water placed in the tank well 90 around the bottom thereof may be borated water.
  • the water contained in the reservoir chamber 20 may also for example also be borated water.
  • valves 93 and 94 are open to cause the natural circulation of water in the tank well 90 around this reactor vessel 32, between this tank and the reservoir chamber. 20.
  • the water circulating in this circuit is thus doubly cooled on the one hand during its passage in the reservoir chamber 20 because the radial wall thereof is in heat exchange relationship with the marine environment and other part during its passage in the water supply conduit in the vessel well because it is also provided along this radial wall.
  • the cooling water of the reactor vessel is cooled continuously and in a natural way by a quasi-inexhaustible cold source.
  • the receiving compartment of the means for producing electrical energy comprises means for introducing flood water into the chamber.
  • dryer 19 receiving the reactor.
  • flooding means are designated by the general reference 100 in this FIG. 3 and are placed for example in the lower part of this compartment 21 for receiving means for producing electrical energy.
  • These flooding means then comprise at least one seawater inlet designated by the general reference 101 in this FIG. 3, formed in the radial wall of the module at the level, for example, of the bottom of this compartment 21 for receiving the means for producing water. electrical energy, a water conduit between this inlet of seawater 101 and the dry chamber 19 of the reactor compartment 18 passing through the partition separating the reactor compartment and the receiving compartment of the means for producing electrical energy and means forming a flooding valve of this dry chamber 19, designated by the general reference 102.
  • means for diverting the water jet at the outlet of these flooding means are for example placed opposite these means for flooding the dry chamber of the reactor compartment. , to divert the jet for example towards the bottom of this dry room and avoid further deterioration of the elements contained in this room.
  • Venting means 104 are also provided in the upper part of the dry chamber 19 of the reactor compartment 18, between the latter and the receiving compartment 21 of the electrical energy generating means, the inlet of these vent means 104 being associated with means designated by the general reference 105, filtering for example particles such as radioactive particles.
  • this module makes it possible to take advantage of the fact that this environment can constitute a source cold almost inexhaustible and permanently available and can be used to solve by natural circulation or pressure differential, a number of problems related to any accident.

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Abstract

Ce module comportant des moyens en forme de caisson cylindrique allongé (12) dans lesquels sont intégrés des moyens formant unité de production d'énergie électrique comportant des moyens formant chaudière nucléaire (30), associés à des moyens de production d'énergie électrique (37) raccordés à un poste de distribution électrique externe (7) par des câbles électriques (6), est caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire (30) sont placés dans une chambre sèche (19) d'un compartiment réacteur (18) associée à une chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur dont au moins la paroi radiale (53) est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin, en ce que la chambre sèche (19) du compartiment réacteur est associée à un compartiment (21) de réception des moyens de production d'énergie électrique (37) et en ce que celui-ci comporte des moyens (100) d'introduction d'eau de noyage de la chambre sèche (19) de réception du réacteur, placés dans sa partie inférieure et comportant une entrée (101) d'eau de mer ménagée dans la paroi radiale du module (12) au niveau de ce compartiment (21) de réception des moyens de production d'énergie électrique (37), un conduit entre cette entrée d'eau de mer et la chambre sèche (19) du compartiment réacteur et des moyens (102) formant vanne de noyage de cette chambre.

Description

Module immergé de production d'énergie
La présente invention concerne un module immergé ou sous-marin de production d'énergie électrique.
Plus particulièrement l'invention se rapporte à un module sous-marin de production d'énergie électrique, qui comporte des moyens en forme de caisson cylindrique allongé dans lesquels sont intégrés des moyens formant unité de production d'énergie électrique comportant des moyens formant chaudière nucléaire, associés à des moyens de production d'énergie électrique raccordés à un poste de distribution d'énergie électrique externe par des câbles électriques.
De tels modules sont déjà connus dans l'état de la technique.
On pourra par exemple se reporter aux documents US 5,247,553, JP 50 018 891 et US 4, 302,291 .
Ces différents documents décrivent effectivement des modules sous-marins ou immergés de production d'énergie électrique dans lesquels peuvent être intégrés des moyens de production d'énergie associés à des moyens formant chaudière nucléaire par exemple.
On sait que de telles structures présentent un certain nombre d'avantages car l'énergie à base nucléaire est une réponse efficace et rentable aux problèmes énergétiques et écologiques.
De telles structures permettent également de résoudre un certain nombre de problèmes, notamment en matière de sécurité et de prise en compte des risques qu'ils soient d'origine naturelle comme par exemple les tsunamis, les ouragans ou autres, ou humaine comme par exemple les chutes d'avion ou actes de malveillance.
On sait également que ces différents projets n'ont pas abouti à des exploitations industrielles pour l'instant, en raison du fait que leur faisabilité technique et que leur intérêt économique n'ont pas été démontrés.
Des travaux pour l'amélioration de ce type de structures sont menés par la Demanderesse depuis de nombreuses années.
Ces travaux se sont déjà traduits par exemple par le dépôt de nombreuses demandes de brevets auxquelles on pourra se référer et notamment les documents FR 2951008, FR 2951009, FR 2951010, FR 295101 1 , FR 2951012, FR 2958782, FR 2958783 et FR 2958784.
Plusieurs de ces documents traitent en particulier de la sécurité de fonctionnement de ce type de modules et en particulier de leur sécurité en cas d'incident majeur comme cela s'est produit récemment pour des centrales terrestres. Le but de l'invention est de proposer encore différents perfectionnements à ce type de modules immergés pour en améliorer encore la sécurité de fonctionnement.
A cet effet, l'invention a pour objet un module sous-marin de production d'énergie électrique du type comportant des moyens en forme de caisson cylindrique allongé dans lesquels sont intégrés des moyens formant unité de production d'énergie électrique comportant des moyens formant chaudière nucléaire, associés à des moyens de production d'énergie électrique raccordés à un poste de distribution d'énergie électrique externe par des câbles électriques, caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire sont placés dans une chambre sèche d'un compartiment réacteur associée à une chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur dont au moins la paroi radiale est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin, en ce que la chambre sèche du compartiment réacteur est associée à un compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique et en ce que celui-ci comporte des moyens d'introduction d'eau de noyage de la chambre sèche de réception du réacteur, placés dans sa partie inférieure et comportant une entrée d'eau de mer ménagée dans la paroi radiale du module au niveau de ce compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique, un conduit entre cette entrée d'eau de mer et la chambre sèche du compartiment réacteur et des moyens formant vanne de noyage de cette chambre.
Selon d'autres aspects de l'invention, le module sous-marin comprend l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes :
- les moyens formant chaudière nucléaire comportent un circuit primaire comprenant au moins une cuve de réacteur, un pressuriseur, un générateur de vapeur et une pompe primaire et un circuit de sauvegarde primaire en parallèle sur ce circuit primaire et comportant au moins un échangeur de chaleur passif primaire placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur ;
- l'échangeur de chaleur passif primaire placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur, est placé à niveau supérieur à celui de la cuve de réacteur ;
- chaque branche du circuit de sauvegarde primaire comporte des moyens formant vanne ;
- le circuit de sauvegarde primaire est connecté au circuit primaire en amont ou en aval de la pompe primaire ;
- le circuit de sauvegarde primaire est connecté au circuit primaire en amont de la pompe primaire et en ce qu'il comporte des moyens de court-circuitage de cette pompe primaire ; - les moyens formant chaudière nucléaire comportent un circuit secondaire associé aux moyens de production d'énergie électrique et un circuit de sauvegarde secondaire en parallèle sur ce circuit secondaire et comportant au moins un échangeur de chaleur passif secondaire placé à l'extérieur du module sous-marin dans l'environnement marin ;
- l'échangeur de chaleur passif secondaire placé à l'extérieur du module sous- marin dans l'environnement marin, est placé à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur ;
- chaque branche du circuit de sauvegarde secondaire comporte des moyens formant vanne ;
- le circuit secondaire comporte des moyens formant vanne d'isolement et en ce que le circuit de sauvegarde secondaire est connecté entre ces moyens formant vanne d'isolement ;
- le circuit secondaire s'étend en partie dans un compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique et en ce que le circuit de sauvegarde secondaire traverse la paroi radiale de ce compartiment et est raccordé à l'échangeur de chaleur passif secondaire placé à l'extérieur de celui-ci ;
- la chambre sèche du compartiment réacteur est raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur par des moyens de dépressurisation comportant des moyens formant clapet de dépressurisation placés dans la partie supérieure de la chambre sèche et raccordés à des moyens formant bulleur placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir et en ce que des moyens formant clapet de trop-plein sont prévus entre la partie supérieure de cette chambre formant réservoir et la chambre sèche ;
- les moyens formant chaudière nucléaire comportent une cuve de réacteur, placée dans un puits de cuve dont la partie inférieure est raccordée à la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur à travers des moyens formant conduit d'amenée d'eau placés le long de la paroi radiale du module et dont la partie supérieure est raccordée à une partie correspondante de la chambre formant réservoir de stockage à travers des moyens formant conduit de retour d'eau ;
- des moyens formant vanne sont placés dans les moyens formant conduits d'amenée et de retour ;
- une enveloppe en matériau isolant thermique est placée autour de la portion de la cuve de réacteur logée dans le puits de cuve, à distance de la paroi de cette cuve, afin de définir un interstice formant barrière thermique entre cette enveloppe et cette cuve ; - en fonctionnement normal, l'interstice entre l'enveloppe et la cuve, est rempli de matériau gazeux et en ce que l'enveloppe comporte dans sa partie inférieure au moins un orifice d'entrée d'eau ;
- en fonctionnement normal, l'eau placée dans le puits de cuve est de l'eau borée ; - l'extrémité du conduit d'amenée d'eau raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau, est associée à une grille de filtrage ;
- les moyens formant chaudière nucléaire comportent un pressuriseur raccordé par des moyens de dépressurisation à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur ;
- les moyens de dépressurisation comportent un circuit de dépressurisation muni d'une vanne de dépressurisation raccordée à des moyens formant bulleur placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur ;
- des moyens de déviation du jet d'eau sont placés en regard des moyens d'introduction d'eau de mer dans la chambre sèche du compartiment réacteur ;
- des moyens formant évent sont placés dans la partie supérieure de la chambre sèche du compartiment réacteur entre celle-ci et le compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique ;
- l'entrée des moyens formant évent est associée à des moyens de filtrage ; et - il comporte des moyens à vanne de raccordement de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur à la cuve de réacteur.
L'invention sera mieux comprise à l'aide de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels :
- la figure 1 représente une vue générale d'un exemple de site de production d'énergie électrique comportant des modules sous-marins de production d'énergie électrique selon l'invention,
- la figure 2 représente une vue générale de côté en coupe d'un exemple de réalisation d'un module de production d'énergie électrique selon l'invention,
- la figure 3 représente une vue partielle d'un module de production d'énergie électrique selon l'invention, et
- les figures 4 et 5 illustrent un mode de fonctionnement de sécurité d'un module selon l'invention.
Comme cela a été indiqué précédemment, l'invention concerne un module immergé ou sous-marin de production d'énergie électrique.
De tels modules sont par exemple illustrés sur cette figure 1 et sont par exemple désignés par les références générales 1 , 2 et 3 sur cette figure. Ces modules sont par exemple associés et immergés au large d'une côte désignée par la référence générale 4, et ils sont par exemple posés sur le fond ou maintenus à quelque distance du fond de la mer, dans un site de production d'énergie électrique désigné par la référence générale 5.
Ces différents modules sont alors raccordés par des câbles électriques désignés par la référence générale 6, à un poste de distribution d'énergie électrique externe, faisant également par exemple office de centre de contrôle/commande à distance des modules, ce centre étant par exemple basé à terre et étant désigné par la référence générale 7 sur cette figure 1 .
Ce poste de distribution d'énergie électrique externe est ensuite raccordé de façon classique par l'intermédiaire de lignes de distribution électrique désignées par la référence générale 8, par exemple à un réseau de distribution d'énergie électrique alimentant par exemple une ville située à proximité et désignée par la référence générale 9 ou tout autre consommateur électrique de façon générale.
On notera également que des infrastructures terrestres telles que par exemple un port désigné par la référence générale 10, peuvent être envisagées pour abriter des moyens de soutien tels que par exemple des navires de soutien dont l'un est désigné par la référence générale 1 1 sur cette figure, permettant d'intervenir sur le site de production.
Ces moyens de soutien permettent par exemple de placer les modules, d'assurer leur maintien en condition opérationnelle, voire de les récupérer pour des interventions lourdes à réaliser à terre comme le remplacement du combustible nucléaire.
En fait et comme cela est illustré sur la figure 2, chaque module sous-marin de production d'énergie électrique tel que celui désigné par la référence générale 1 sur cette figure 2, comporte des moyens en forme de caisson cylindrique allongé, dont les extrémités sont par exemple arrondies.
Ces moyens sont désignés par la référence générale 12 sur cette figure, et sont posés sur le fond ou maintenus à quelque distance du fond par exemple 13 de la mer et comportent à cet effet des moyens de piètement désignés par la référence générale 14 et des moyens d'ancrage désignés par la référence générale 15, permettant de positionner, de poser et de maintenir ce module au fond.
Différents modes de réalisation de ces moyens de piètement et d'ancrage peuvent être envisagés.
On a également décrit sur cette figure 2, un exemple de réalisation possible de l'intérieur d'un tel module, celui-ci comportant en fait un certain nombre de compartiments placés les uns à côté des autres, et séparés par des cloisons. C'est ainsi par exemple qu'un tel module 12 peut comporter à chacune de ses extrémités, des moyens en forme de ballast désignés par les références 16 et 17, permettant de contrôler par exemple l'immersion du module.
De plus et en partant de gauche à droite de cette figure 2, ce module peut comporter un compartiment réacteur désigné par la référence générale 18 sur cette figure, ce compartiment réacteur étant lui-même divisé en deux chambres associées, à savoir une chambre sèche de compartiment réacteur proprement dit, désignée par la référence générale 19 et dans laquelle sont logés des moyens formant chaudière nucléaire, et une chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité de ce réacteur, désignée par la référence générale 20.
Ces chambres du compartiment réacteur 18 sont par exemple placées l'une à côté de l'autre et sont séparées par une cloison dite étanche.
A côté de ce compartiment réacteur, est prévu un compartiment de réception de moyens de production d'énergie électrique, ce compartiment étant désigné par la référence générale 21 et comprenant par exemple un groupe ou ensemble turboalternateur ou d'autres systèmes auxiliaires comme cela sera décrit plus en détail par la suite.
Après ce compartiment 21 de réception de moyens de production d'énergie électrique, le module 12 peut comporter un compartiment formant usine électrique désignée par la référence générale 22 par exemple de transformation de tension etc., de façon classique et un compartiment 23 incluant un poste de commande de l'ensemble des éléments du module par exemple.
Bien entendu, d'autres modes de réalisation de l'intérieur du module et d'autres configurations et dispositions des éléments de celui-ci peuvent être envisagés.
Ainsi par exemple un compartiment vie destiné à loger un équipage par exemple d'exploitation ou d'intervention peut également être envisagé.
On a illustré sur la figure 3 de façon plus détaillée, la partie du module 12 au niveau de laquelle sont prévus le compartiment réacteur 18 et le compartiment 21 destiné à recevoir les moyens de production d'énergie électrique.
Comme cela a été indiqué précédemment également, le compartiment réacteur 18 est donc destiné à recevoir des moyens formant chaudière nucléaire et comporte en fait deux chambres, à savoir la chambre sèche de réception du réacteur proprement dit, désignée par la référence générale 19 et la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité de celui-ci, désignée par la référence générale 20.
En fait, et de façon classique, les moyens formant chaudière nucléaire, qui sont désignés par la référence générale 30 sur cette figure 3, comportent alors un circuit primaire désigné par la référence générale 31 comprenant au moins une cuve de réacteur 32, un pressuriseur 33, un générateur de vapeur 34 et une pompe primaire 35.
Ces moyens formant chaudière nucléaire 30 et plus particulièrement le générateur de vapeur 34 de ceux-ci, comportent également un circuit secondaire, qui traverse la cloison de séparation des compartiments réacteur et de réception des moyens de production électrique"! 8 et 21 , et associé à ces moyens de production d'énergie électrique.
Ce circuit secondaire étant désigné par la référence générale 36 sur cette figure 3 et les moyens de production d'énergie électrique sont désignés par la référence générale 37 et sont donc disposés dans le compartiment 21 .
En fait, ces moyens de production d'énergie électrique 37 comportent par exemple une turbine désignée par la référence générale 38 sur cette figure, associée à un alternateur désigné par la référence générale 39, à un condenseur désigné par la référence générale 40 et à une pompe secondaire désignée par la référence générale 41 sur cette figure 3.
Cette architecture des moyens de production d'énergie électrique est ici simplifiée dans un but de compréhension. Comme chacun le sait elle est dans la réalité plus complexe pour accroître le rendement du cycle thermodynamique.
De façon classique également, les moyens formant chaudière 30 sont raccordés à différents moyens permettant d'injecter dans ceux-ci de l'eau à différentes pressions, par exemple en cas d'accident de perte d'eau primaire.
Ces moyens sont par exemple désignés par la référence générale 50 sur cette figure 3 et comprennent des moyens d'injection, par exemple à haute, moyenne ou basse pression d'eau dans le réacteur selon la nature de l'accident et la stratégie de sauvegarde retenue.
Ainsi par exemple, la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 peut être raccordée à la cuve 32 de réacteur, par l'intermédiaire d'une conduite désignée par la référence générale 51 sur cette figure, associée à des moyens à vanne désignés par la référence générale 52.
D'autres systèmes d'injection classiques d'eau dans le réacteur sont également prévus.
Des moyens formant évent 50a sont alors prévus entre la chambre sèche 19 et la chambre formant réservoir de sécurité 20.
En cas de besoin, ces moyens formant évent normalement fermés, s'ouvrent pour permettent l'entrée d'air dans la chambre formant réservoir et donc l'injection basse pression de l'eau du réservoir vers la cuve 32 via la ligne d'injection directe 51 . Si la pression est trop grande dans le circuit primaire pour réaliser cette injection, on peut rapidement dépressuriser le circuit primaire via des moyens formant vanne de dépressurisation désignés par la référence générale 31 a, en supplément d'autres moyens de dépressurisation qui seront décrits plus en détails par la suite.
Ces moyens formant vanne et évent sont alors contrôlés et commandés par des organes de contrôle-commande, qui peuvent être automatiques ou pilotés par des opérateurs humains.
Dans le module sous-marin selon l'invention, la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur est utilisée pour d'autres fonctions de sécurité de celui-ci et au moins sa paroi radiale désignée par la référence générale 53 est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin dans lequel est immergé ce module.
Ceci permet de former une source froide quasi-illimitée et disponible en permanence et de façon naturelle, indépendamment des circonstances et des problèmes de fonctionnement qui pourraient être rencontrés, pour refroidir le module et en particulier les moyens formant chaudière nucléaire.
Les problèmes survenus récemment dans des centrales nucléaires sont en effet devenus graves à la suite de la perte de cette source froide.
On sait en effet que l'un des problèmes majeurs liés au fonctionnement des réacteurs nucléaires, concerne le fait qu'un tel réacteur continue de générer de la chaleur de manière extrêmement importante, même après l'arrêt de la réaction en chaîne et ce pendant un temps relativement long.
A titre d'exemple, un petit réacteur de 160 MW électriques (500 MW thermiques) engendre encore une puissance de 3 MW thermiques trois jours après son arrêt.
Cette caractéristique oblige à associer à ces réacteurs, des systèmes de refroidissement spécifiques pour évacuer cette puissance résiduelle et à en assurer la disponibilité en permanence.
Sans un tel système, le cœur du réacteur a une très forte probabilité de fondre et de causer une dispersion de matières radioactives dans l'environnement.
Les événements récents ont montré les conséquences que peuvent avoir la perte simultanée d'une source froide telle que par exemple des prises en eau de mer et d'une alimentation électrique permettant de fournir de l'énergie à ces systèmes de refroidissement.
En effet, la grande majorité si ce n'est la totalité des réacteurs nucléaires connus actuellement, utilise des systèmes de sauvegarde utilisant des pompes pour évacuer la puissance résiduelle du cœur vers une source froide à travers par exemple des échangeurs.
Ces systèmes sont bien entendu redondés, diversifiés et font l'objet d'une inspection et d'une maintenance attentives pour fiabiliser au maximum la fonction de refroidissement du cœur en cas d'arrêt, voire d'accident.
Les centrales nucléaires terrestres disposent dans le même esprit, de diverses sources d'alimentation électrique redondées pour alimenter ces systèmes de sauvegarde, tels que par exemple des moyens d'alimentation par réseaux électriques redondés, par groupes électrogènes ou encore par batterie de secours, etc.
Mais l'expérience a montré que tous ces systèmes pouvaient à un moment ou à un autre, être défaillants ce qui en définitive se traduisait par la perte de la source froide et donc un défaut de refroidissement du réacteur avec les conséquences que l'on a vu sur plusieurs réacteurs.
Ceci n'est pas le cas et ne peut pas arriver dans un module de production d'énergie selon l'invention.
En effet, celui-ci peut comporter divers systèmes de sûreté dits « passifs » c'est-à- dire ne nécessitant pas d'alimentation électrique pour fonctionner, excepté selon le mode de réalisation retenu, par exemple pour l'alimentation électrique requise pour leur contrôle-commande.
Le réacteur peut comporter en premier lieu un circuit de refroidissement passif primaire en parallèle sur le circuit primaire du réacteur.
Ce circuit de sauvegarde passif primaire est désigné par la référence générale 54 sur cette figure 3 et comporte au moins un échangeur de chaleur passif primaire désigné par la référence générale 55, placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur, cette chambre étant désignée par la référence générale 20 sur cette figure 3.
En fait, cet échangeur de chaleur 55 peut par exemple être placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur, à un niveau supérieur à celui de la cuve 32 de ce réacteur et une ou chaque branche de ce circuit de sauvegarde primaire 54 peut comporter des moyens à vanne.
De tels moyens à vanne sont par exemple désignés par la référence générale 56 sur cette figure 3 et le circuit de sauvegarde passif primaire 54 peut être connecté au circuit primaire en amont ou en aval de la pompe primaire décrite précédemment et désignée par la référence générale 35. Dans le cas où le circuit de sauvegarde passif primaire est connecté au circuit primaire en amont de la pompe primaire 35, il comporte également alors des moyens de court-circuitage de cette pompe primaire.
De l'autre côté, le circuit de sauvegarde est connecté entre la cuve et le générateur de vapeur.
On conçoit alors que ce circuit de sauvegarde passif primaire permet d'évacuer pendant une très longue période de temps, la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire immergé en utilisant une boucle de refroidissement naturelle.
En effet l'ouverture de ce circuit de sauvegarde passif primaire permet de former une boucle de dérivation du circuit primaire, afin d'évacuer la chaleur produite dans le cœur du réacteur vers une réserve d'eau froide à travers un échangeur, cette réserve d'eau froide étant constituée par le réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 de ce réacteur.
De plus, la paroi radiale 53 de cette chambre formant réservoir d'eau 20 est, comme cela a été indiqué précédemment, en relation d'échange thermique avec l'environnement marin, et permet donc de constituer une source froide à long terme voire quasi-illimitée, par dissipation de chaleur dans l'environnement marin.
Ainsi, l'évacuation de la puissance résiduelle du réacteur se fait à travers la boucle de dérivation du circuit primaire du réacteur, cette boucle comprenant :
- un réservoir d'eau froide situé dans la chambre dédiée 20 du compartiment réacteur, constitué par le réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur,
- deux éléments de tuyauterie piqués en sortie de la cuve du réacteur et en entrée de la pompe primaire par exemple,
- un échangeur de chaleur 55 plongé dans le réservoir de stockage d'eau de sécurité constituant un échangeur passif primaire,
- la coque 53 du compartiment assurant les échanges de chaleur entre le réservoir de stockage d'eau de sécurité et la mer, et
- des vannes de contrôle / commande associées.
En fonctionnement normal du module, une vanne peut alors fermer cette boucle de refroidissement passive et aucun fluide ne circule dans celle-ci.
La réserve d'eau dans la chambre formant réservoir 20 est à basse température, c'est-à-dire par exemple à la température de l'eau de mer et à basse pression tandis que le fluide primaire c'est-à-dire circulant dans le circuit primaire du réacteur, est à haute pression et à haute température.
La puissance thermique du réacteur est évacuée vers le ou les générateurs de vapeur du circuit primaire grâce à la ou aux pompes primaires. Lors de l'arrêt du réacteur en situation normale ou accidentelle, le réacteur est stoppé et le refroidissement passif de sauvegarde de celui-ci est mis en œuvre.
La ou les vannes de la boucle de refroidissement passif s'ouvrent par exemple de façon automatique ou commandée et, par exemple, l'inertie de la pompe primaire amorce un mouvement de fluide dans cette boucle, c'est-à-dire dans le circuit de sauvegarde passif primaire.
L'eau chaude sortant du cœur du réacteur monte alors dans la boucle de refroidissement jusqu'à l'échangeur 55 où elle transmet sa chaleur à la réserve d'eau froide contenue dans la chambre 20 en relation d'échange thermique avec la mer.
L'eau s'alourdissant redescend alors dans la boucle pour rejoindre la branche froide du circuit et le cœur du réacteur où elle est à nouveau réchauffée.
L'eau dans ce circuit de sauvegarde est liquide tout au long du cycle. Le cycle s'entretient de manière indéfinie tant que la différence de températures entre le cœur et la réserve de stockage d'eau de sécurité, est grande, c'est-à-dire pendant plusieurs jours, voire plusieurs semaines.
En effet, l'immersion du module et en particulier du compartiment réacteur de celui-ci, en mer, confère au réservoir d'eau de stockage d'eau de sécurité, une capacité de refroidissement importante par la coque en échange thermique avec l'environnement marin, pour dissiper la puissance transmise par l'échangeur passif.
On conçoit alors qu'un tel système de sécurité, applicable à un réacteur immergé possède un atout majeur par rapport aux systèmes à réacteurs terrestres, notamment en terme de fonctionnement en sécurité passive, dans la mesure où le circuit de sauvegarde passif primaire fonctionne sur la base d'une circulation naturelle entre la source chaude (la cuve du réacteur) et la source froide quasi-illimitée (l'échangeur passif primaire placé dans le réservoir stockage d'eau de sécurité du réacteur, en relation d'échange thermique avec la mer).
Un tel système de sauvegarde n'est alors pas dépendant d'une quelconque alimentation électrique d'une pompe, de la disponibilité d'une prise d'eau par exemple de mer, etc. pour assurer le refroidissement du réacteur.
De même, un circuit de refroidissement passif secondaire peut également être prévu en parallèle sur le circuit secondaire du réacteur.
Ce circuit de sauvegarde passif secondaire est par exemple désigné par la référence générale 60 sur la figure 3.
Celui-ci est alors branché en parallèle sur le circuit secondaire 36 du réacteur, par exemple dans le compartiment 21 destiné à recevoir le groupe turbo-alternateur 37, et comporte alors au moins également un échangeur de chaleur passif secondaire désigné par la référence générale 61 , placé à l'extérieur du module sous-marin dans l'environnement marin et raccordé au reste de celui-ci par des éléments de tuyauterie traversant la paroi radiale du compartiment 21 .
Cet échangeur de chaleur passif secondaire 61 est alors également placé à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur 34 afin de former un circuit de refroidissement de sauvegarde à circulation naturelle.
Ceci permet également d'évacuer de la chaleur à partir du circuit secondaire du réacteur, en utilisant une source froide quasi-inépuisable, c'est-à-dire également l'environnement marin.
Dans un module tel qu'envisagé, la chaleur générée par la réaction nucléaire dans le cœur de ce réacteur est, en situation normale d'exploitation, transmise à un fluide caloporteur d'un circuit primaire et évacuée dans des échangeurs de chaleur principaux, nommés générateurs de vapeur, tels que celui désigné par la référence générale 34 sur cette figure 3.
Dans ces échangeurs, un deuxième fluide circule et entre en ébullition. La vapeur ainsi produite alimente une turbine d'entraînement d'un alternateur pour générer de l'électricité.
C'est ce que l'on appelle le circuit secondaire tel que celui désigné par la référence générale 36 sur cette figure 3, associé aux moyens de génération d'énergie électrique désignés par la référence 37.
Ces générateurs de vapeur jouent donc le rôle de source froide pour le circuit primaire du réacteur et l'extraction de chaleur est animée par des pompes secondaires de ce circuit.
En situation accidentelle par exemple d'un réacteur classique terrestre, la fission nucléaire s'arrête mais le cœur continue d'engendrer une chaleur importante du fait de la radioactivité.
Les générateurs de chaleur peuvent toujours remplir leur rôle de source froide et évacuer la puissance du cœur à condition que les pompes secondaires et de façon générale le circuit secondaire, continuent de fonctionner correctement.
C'est la raison pour laquelle il est vital que dans ce type de réacteurs, le circuit secondaire continue à être alimenté en électricité et en particulier les pompes secondaires telles que la pompe désignée par la référence 41 sur cette figure 3.
Cependant, et comme cela a été indiqué précédemment, la coupure de l'alimentation électrique est une éventualité qui n'est pas complètement à exclure. Les pompes peuvent alors ne pas fonctionner et le refroidissement du réacteur n'est alors plus assuré. Une panne des pompes peut également survenir. Là encore dans le module selon l'invention, on peut utiliser l'environnement marin pour constituer une source froide et résoudre ces problèmes.
C'est ainsi que dans le module selon l'invention, l'échangeur de chaleur passif secondaire 61 est utilisé et placé à l'extérieur du module pour constituer avec l'environnement marin une source froide naturelle quasi-inépuisable pour ce circuit secondaire.
Dans ce cas également, l'échangeur de chaleur passif secondaire 61 est placé à l'extérieur du module sous-marin 12 dans l'environnement marin à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur 34 auquel il est associé, afin de permettre une circulation naturelle entre ces éléments.
Une ou chaque branche du circuit de sauvegarde passif secondaire désigné par la référence générale 60 sur cette figure 3, peut également comporter des moyens à vanne désignés par la référence générale 62 sur cette figure.
En fait le circuit secondaire 36 proprement dit peut comporter des vannes d'isolement telles que les vannes désignées par les références générales 63 et 64 sur cette figure 3, le circuit de sauvegarde passif secondaire étant alors connecté à ce circuit secondaire entre ces vannes d'isolement.
Comme cela a été également illustré sur cette figure 3, le circuit secondaire traverse en fait la paroi transversale 65 séparant le compartiment réacteur 18 et notamment sa chambre sèche 19 du compartiment 21 de réception de l'ensemble turboalternateur.
Dans ce cas, le circuit de sauvegarde passif secondaire comporte des éléments de tuyauterie traversant la paroi radiale du module au niveau de ce compartiment de réception de l'ensemble turbo-alternateur 21 , pour raccorder l'échangeur de chaleur passif secondaire 61 , ce qui permet d'éviter toute traversée de coque au niveau du compartiment réacteur.
On conçoit alors que dans le module selon l'invention, le circuit secondaire est également équipé d'une boucle de refroidissement passif de sauvegarde en dérivation sur ce circuit secondaire principal.
En cas de perte d'alimentation électrique et donc de coupure de l'alimentation des pompes des secondaires des générateurs de vapeur, le système de sauvegarde peut être mis en œuvre pour extraire la chaleur du circuit primaire de ces générateurs de vapeur et donc du réacteur par circulation naturelle à travers un échangeur de chaleur secondaire passif diphasique vers la mer, qui constitue alors une source froide quasi-inépuisable.
L'échangeur de chaleur secondaire passif est alors placé à l'extérieur de la coque du module et à un niveau au-dessus de celui du générateur de vapeur pour permettre cette circulation naturelle ce qui permet d'éviter d'avoir recours à des pompes susceptibles de ne pas fonctionner.
Un tel système est en effet également complètement passif et ne nécessite aucune alimentation électrique.
Un tel système comporte alors :
- un échangeur de chaleur 61 transmettant la chaleur du circuit secondaire des moyens formant chaudière, vers la mer, placé à l'extérieur du compartiment destiné à recevoir l'ensemble turbo-alternateur 21 ,
- deux éléments de tuyauterie pour la dérivation du circuit secondaire, et dont le piquage peut alors se faire en amont après les vannes d'isolement 63 du circuit et en aval après les pompes d'alimentation 41 du ou des générateurs de vapeur,
- d'une vanne 62 normalement fermée située en amont de l'échangeur passif sur la ligne de dérivation,
- d'une vanne 64 normalement ouverte située en amont du groupe turbo- alternateur sur le circuit secondaire et en aval du piquage de la ligne de dérivation,
- de traversées de coque étanches, et
- d'un système de contrôle/commande de ces vannes.
Lors de l'exploitation normale du réacteur, l'échangeur de sauvegarde passif secondaire ne voit alors aucun fluide le traverser.
Le groupe turbo-alternateur est alimenté en vapeur par le circuit secondaire du générateur de vapeur et génère de l'électricité.
Le secondaire du générateur de vapeur est alimenté en eau par la pompe secondaire 41 .
En situation accidentelle, typiquement en cas de perte d'alimentation électrique résultant en une défaillance de la ou des pompes secondaires, la vanne 62 normalement fermée s'ouvre et la vanne 64 normalement ouverte se ferme.
Cette action se produit en quelques secondes par exemple de façon automatique ou sur commande d'un opérateur.
Le groupe turbo-alternateur 37 n'est alors plus alimenté en vapeur et la production d'électricité s'arrête.
C'est alors l'échangeur secondaire de sauvegarde passif 61 qui est alimenté en vapeur. Cette vapeur, au contact par exemple des tubes de cet échangeur refroidis par l'eau de mer froide, se condense en évacuant sa chaleur vers l'environnement.
L'eau liquide retourne alors par gravité dans le générateur de vapeur 34 sans nécessiter de pompe secondaire. Cette eau se réchauffe dans le générateur de vapeur et est à nouveau vaporisée avant de repartir vers le circuit de sauvegarde.
Le cycle s'entretient naturellement jusqu'à ce que la chaleur transmise par le circuit primaire ne soit plus suffisante pour engendrer de la vapeur dans le générateur de vapeur, c'est-à-dire par exemple au bout de quelques jours de fonctionnement de sauvegarde tel que décrit précédemment.
Comme indiqué précédemment, la traversée de coque pour l'échangeur passif secondaire, est située au niveau du compartiment turbo-alternateur 21 , de manière à conforter l'étanchéité d'une troisième barrière et le confinement des matières radioactives au cas où les deux premières barrières, c'est-à-dire les gaines et le circuit primaire ne le seraient plus.
On conçoit alors qu'un tel système présente là encore, de nombreux avantages par rapport à un système terrestre car il est simple et très efficace.
D'autres moyens de sécurité sont prévus dans un module immergé selon l'invention.
Ainsi par exemple un scénario envisageable d'accident majeur pour un réacteur nucléaire à eau pressurisée, est la rupture d'une tuyauterie du circuit primaire dans la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18.
Cette rupture de tuyauterie libère alors de l'eau à haute température qui, subissant une chute brutale de pression, se vaporise instantanément dans la chambre sèche du compartiment réacteur.
L'enceinte de confinement entourant le réacteur est alors rapidement envahie par de la vapeur à haute température.
La valeur du pic de pression et de température survenant lors de cet accident dimensionne la tenue de l'enceinte et des équipements contenus dans celle-ci.
Pour un réacteur terrestre, le pic de pression atteint quelques bars et dimensionne l'épaisseur de l'enceinte en béton et en métal qu'il convient de prévoir.
Pour un réacteur immergé tel que celui envisagé dans le module selon l'invention, ce pic atteint des valeurs plus importantes en raison du volume plus réduit du compartiment réacteur c'est-à-dire en particulier de la chambre sèche 19, par rapport à un centrale terrestre.
Tout système de réduction de pression lors d'un accident peut alors être intéressant pour limiter l'impact au niveau des contraintes appliquées et que doivent supporter les équipements implantés dans cette chambre en particulier.
Dans le module selon l'invention, la chambre sèche 19 du compartiment réacteur
18 est raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur, par des moyens de dépressurisation désignés par la référence générale 70 sur cette figure 3.
En fait, ces moyens comportent des moyens 71 formant clapet de dépressurisation placés dans la partie supérieure de la chambre sèche 19 et qui sont raccordés à des moyens formant bulleur désignés par la référence générale 72, placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir 20.
Des moyens formant clapet de trop plein désignés par la référence générale 73, sont prévus entre la partie supérieure de cette chambre formant réservoir 20 et la chambre sèche 19.
Ainsi en cas de rupture d'une tuyauterie par exemple du circuit primaire, la vapeur de la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18, est conduite par un ensemble de tuyauterie et de clapet, vers le réservoir d'eau de sécurité 20 qui fait alors office de réservoir de suppression de surpression, où cette vapeur est injectée et se condense au contact de l'eau froide.
Dans le cas de l'accident envisagé précédemment, la pression à l'intérieur de la chambre sèche 19 est ainsi immédiatement réduite et le danger de rupture de cette enceinte est écarté.
D'une façon générale, la paroi radiale du compartiment réacteur 18 est en relation d'échange thermique et est refroidie en permanence par l'eau de mer, ce qui permet d'assurer une évacuation de chaleur vers l'environnement marin et donc de refroidir l'eau contenue dans cette chambre 20.
De façon particulière, le contact entre l'environnement marin froid et la paroi radiale de la chambre sèche 19 de réception du réacteur permet également d'assurer une condensation de la vapeur et de façon générale un refroidissement de celle-ci, par exemple en cas de rupture de tuyauterie primaire comme indiqué précédemment.
Le refroidissement de la paroi de cette chambre provoque en effet la condensation d'une partie au moins de la vapeur contenue dans cette chambre 19 dans un tel cas d'accident et ce également de façon naturelle et prolongée.
Il n'est en effet pas nécessaire de projeter de l'eau sur l'extérieur de ce compartiment comme c'est le cas dans certaines centrales terrestres, car le module selon l'invention est immergé et la paroi du compartiment réacteur est donc en permanence en contact avec de l'eau froide.
La pression est donc réduite à court terme par les moyens de dépressurisation désignés par la référence générale 70 et à long terme par la paroi radiale de la chambre sèche 19 de réception du réacteur, et ce de manière complètement passive. De plus, le pressuriseur désigné par la référence générale 33 sur cette figure 3, peut également être équipé de moyens de dépressurisation raccordés à la chambre formant réservoir 20.
C'est ainsi par exemple que sur cette figure 3, le pressuriseur 33 est raccordé par des moyens de dépressurisation désignés par la référence générale 80, à la chambre formant réservoir 20.
En fait ces moyens de dépressurisation comportent un circuit de dépressurisation muni d'une vanne de dépressurisation désignée par la référence générale 81 par exemple, et raccordé à des moyens formant bulleur désignés par la référence générale 82 et placés également dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir d'eau de sécurité 20 du réacteur.
Ceci permet également d'évacuer dans cette chambre formant réservoir 20 toute surpression du pressuriseur et du circuit primaire de manière générale.
D'autres systèmes de sécurité peuvent encore être envisagés comme ceux illustrés sur cette figure 3 et dont le fonctionnement est visible plus clairement sur les figures 4 et 5.
On a en effet représenté sur ces figures 4 et 5, des vues partielles d'un module selon l'invention.
Ce module comporte toujours les moyens en forme de caisson cylindrique allongés 12, le compartiment réacteur 18 avec la chambre sèche 19 et la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur.
On reconnaît également les moyens formant chaudière nucléaire 30 avec la cuve de réacteur 32.
En fait et comme cela est illustré plus clairement sur ces figures 4 et 5, cette cuve de réacteur 32 est placée dans un puits de cuve désigné par la référence générale 90, posé par exemple au fond de la chambre sèche 19.
La partie inférieure de ce puits de cuve 90 est raccordée à la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur, à travers des moyens formant conduit d'amenée d'eau désignés par la référence générale 91 , placés le long de la paroi radiale du module, cette paroi étant toujours désignée par la référence générale 53.
La partie supérieure du puits de cuve 90 est quant à elle raccordée par l'intermédiaire d'un conduit de retour d'eau désigné par la référence générale 92, à la partie correspondante de la chambre formant réservoir de stockage 20. Comme cela est illustré, des moyens à vanne sont placés par exemple dans ces moyens formant conduit d'amenée et de retour d'eau de raccordement de ce puits de cuve 90 à la chambre formant réservoir 20.
Ces moyens à vanne sont désignés respectivement par les références 93 et 94 pour les conduits d'amenée et de retour d'eau.
Bien entendu d'autres modes de réalisation peuvent être envisagés.
On notera également comme cela est illustré, que l'extrémité du conduit d'amenée d'eau 91 , raccordée à la chambre formant réservoir d'eau de stockage 20, est associée à une grille de filtrage, celle-ci étant désignée par la référence générale 95.
Comme cela est illustré sur ces figures 4 et 5 également, une enveloppe en matériau isolant thermique peut être placée de façon classique autour de la portion de cuve de réacteur 32 logée dans ce puits de cuve 90.
C'est ainsi par exemple que sur ces figures 4 et 5, cette enveloppe est désignée par la référence générale 96 et se présente par exemple sous la forme d'un bol ou d'une coupelle, et est placée à distance de la paroi de la cuve, afin de définir un interstice formant barrière thermique entre cette enveloppe 96 et cette cuve 32 de réacteur.
En fait en fonctionnement normal, cet interstice entre l'enveloppe de matériau isolant 96 et la cuve 32 de réacteur, peut être rempli de matériaux gazeux comme par exemple de l'air ou autre, comme cela est illustré sur la figure 4, afin de former une barrière thermique supplémentaire permettant d'isoler la cuve afin d'éviter les pertes thermiques.
L'enveloppe 96 comporte alors dans sa partie inférieure, au moins un orifice d'entrée d'eau désigné par la référence générale 97 en relation avec le conduit d'amenée d'eau 91 et permettant alors à de l'eau de pénétrer dans l'interstice autour de la cuve de réacteur.
On notera également qu'en fonctionnement normal, l'eau placée dans le puits de cuve 90 autour du fond de celle-ci, peut être de l'eau borée.
L'eau contenue dans la chambre formant réservoir 20 peut d'ailleurs par exemple également être de l'eau borée.
On conçoit alors qu'en cas d'accident grave et de fonte par exemple du cœur du réacteur, le corium formé se dépose au fond de la cuve comme cela est illustré sur la figure 5.
Cette lave en fusion est alors capable de percer la coque si celle-ci n'est pas refroidie. Il est à noter que des cendriers de réception du corium peuvent être prévus sous la cuve si cela devait se produire. Pour éviter ce phénomène, dans le système selon l'invention, les vannes 93 et 94 sont ouvertes pour provoquer la circulation naturelle d'eau dans le puits de cuve 90 autour de cette cuve de réacteur 32, entre cette cuve et la chambre formant réservoir 20.
En effet lors de l'ouverture des vannes 93 et 94, l'interstice entre la cuve 32 et l'enveloppe de matériau isolant 96, qui normalement est rempli d'air, est alors envahi par de l'eau froide provenant de la chambre formant réservoir 20.
Au contact de la cuve 32 à haute température et en particulier du fonds de celle-ci, car cette cuve est chauffée par le corium en fusion, l'eau autour de la cuve est portée à ebullition et monte dans l'espace interstitiel entre l'enveloppe en matériau isolant 96 et la cuve.
Cet espace étant relié à la chambre formant réservoir d'eau 20, la vapeur et l'eau chaude remontent et s'échappent du puits de cuve comme cela est illustré sur la figure 5, pour pénétrer dans le reste de la chambre formant réservoir 20, où la vapeur se condense et l'eau refroidit.
Dans le même temps, l'eau froide, plus dense, du fonds de la chambre formant réservoir 20, s'engouffre à partir de la partie inférieure de cette chambre formant réservoir
20 dans le puits de cuve 90 par le conduit d'amenée d'eau 91 , qui s'étend le long de la paroi radiale 53 du module afin d'être en contact d'échange thermique avec l'environnement marin et être ainsi un peu plus refroidie.
On a donc un régime permanent de circulation naturelle d'eau qui s'établit entre la chambre formant réservoir et le puits de cuve afin de la refroidir et éviter par exemple que le corium formé ne perce cette cuve.
L'eau qui circule dans ce circuit est donc doublement refroidie d'une part lors de son passage dans la chambre formant réservoir 20 car la paroi radiale de celle-ci est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin et d'autre part lors de son passage dans le conduit d'amenée d'eau dans le puits de cuve car celui-ci est également ménagé le long de cette paroi radiale.
En effet, la paroi radiale de la chambre formant réservoir 20 et de la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18 étant en contact d'échange thermique avec l'environnement marin, l'eau de refroidissement de la cuve de réacteur, est refroidie en permanence et de façon naturelle par une source froide quasi-inépuisable.
Ceci est également une amélioration permettant de maîtriser la température en particulier de la cuve de réacteur et du corium en cas d'accident afin d'éviter toute nouvelle dégradation de la situation. Enfin et en ultime recours, il est également possible de prévoir un noyage de la chambre sèche 19 de réception du réacteur dans le module selon l'invention, par de l'eau de mer.
En effet il peut, pour une raison ou pour une autre, être décidé de noyer complètement la chambre sèche 19 et donc le réacteur, par de l'eau de mer qui présente des propriété particulièrement intéressantes pour ce type de situations.
A cet effet il est prévu comme cela est illustré sur la figure 3, que le compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique, désigné par la référence générale 21 , comporte des moyens d'introduction d'eau de noyage dans la chambre sèche 19 de réception du réacteur.
Ces moyens de noyage sont désignés par la référence générale 100 sur cette figure 3 et sont placés par exemple dans la partie inférieure de ce compartiment 21 de réception des moyens de production d'énergie électrique.
Ces moyens de noyage comportent alors au moins une entrée d'eau de mer désignée par la référence générale 101 sur cette figure 3, ménagée dans la paroi radiale du module au niveau par exemple du fonds de ce compartiment 21 de réception des moyens de production d'énergie électrique, un conduit d'eau entre cette entrée d'eau de mer 101 et la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18 traversant la cloison séparant ce compartiment réacteur et le compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique et des moyens formant vanne de noyage de cette chambre sèche 19, désignés par la référence générale 102.
On notera également que des moyens de déviation du jet d'eau en sortie de ces moyens de noyage, désignés par la référence générale 103 sur la figure 3, sont par exemple placés en regard de ces moyens de noyage de la chambre sèche du compartiment réacteur, pour dévier le jet par exemple vers le fonds de cette chambre sèche et éviter toute détérioration supplémentaire des éléments contenus dans cette chambre.
Des moyens formant évent 104 sont également prévus dans la partie supérieure de la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18, entre celle-ci et le compartiment 21 de réception des moyens de production d'énergie électrique, l'entrée de ces moyens formant évent 104 étant associée à des moyens désignés par la référence générale 105, de filtrage par exemple de particules telles que des particules radioactives.
On conçoit alors que l'ensemble de ces dispositions permet d'améliorer la sûreté et la sécurité de fonctionnement de ce type de structures.
En particulier l'immersion de ce module et sa proximité avec l'environnement marin permettent de tirer profit du fait que cet environnement peut constituer une source froide quasi-inépuisable et disponible en permanence et pouvant être utilisée pour résoudre par circulation naturelle ou différence de pression, un certain nombre de problèmes liés à un accident quelconque.
En outre le fait d'être immergé en profondeur rend ce module insensible aux phénomènes de surface tels que par exemple des tsunamis ou ouragans. Il le protège aussi des actes de malveillance.

Claims

REVENDICATIONS
1 . - Module sous-marin de production d'énergie électrique, du type comportant des moyens en forme de caisson cylindrique allongé (12) dans lesquels sont intégrés des moyens formant unité de production d'énergie électrique comportant des moyens formant chaudière nucléaire (30), associés à des moyens de production d'énergie électrique (37) raccordés à un poste de distribution électrique externe (7) par des câbles électriques (6), caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire (30) sont placés dans une chambre sèche (19) d'un compartiment réacteur (18) associée à une chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur dont au moins la paroi radiale (53) est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin, en ce que la chambre sèche (19) du compartiment réacteur est associée à un compartiment (21 ) de réception des moyens de production d'énergie électrique (37) et en ce que celui-ci comporte des moyens (100) d'introduction d'eau de noyage de la chambre sèche (19) de réception du réacteur, placés dans sa partie inférieure et comportant une entrée (101 ) d'eau de mer ménagée dans la paroi radiale du module (12) au niveau de ce compartiment (21 ) de réception des moyens de production d'énergie électrique (37), un conduit entre cette entrée d'eau de mer et la chambre sèche (19) du compartiment réacteur et des moyens (102) formant vanne de noyage de cette chambre.
2. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 1 , caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire (30) comportent un circuit primaire (31 ) comprenant au moins une cuve de réacteur (32), un pressuriseur (33), un générateur de vapeur (34) et une pompe primaire (35) et un circuit de sauvegarde primaire (54) en parallèle sur ce circuit primaire et comportant au moins un échangeur de chaleur passif primaire (55) placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur.
3. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 2, caractérisé en ce que l'échangeur de chaleur passif primaire (55) placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur, est placé à niveau supérieur à celui de la cuve (32) de réacteur.
4. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 2 ou 3, caractérisé en ce que chaque branche du circuit de sauvegarde primaire (54) comporte des moyens formant vanne (56).
5. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 2, 3 ou 4, caractérisé en ce que le circuit de sauvegarde primaire (54) est connecté au circuit primaire en amont ou en aval de la pompe primaire (35).
6. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 2, 3 ou 4, caractérisé en ce que le circuit de sauvegarde primaire (54) est connecté au circuit primaire en amont de la pompe primaire (35) et en ce qu'il comporte des moyens de court-circuitage de cette pompe primaire.
7. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire (30) comportent un circuit secondaire (36) associé aux moyens de production d'énergie électrique (37) et un circuit de sauvegarde secondaire (60) en parallèle sur ce circuit secondaire et comportant au moins un échangeur de chaleur passif secondaire (61 ) placé à l'extérieur du module sous-marin (12) dans l'environnement marin.
8. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications 2 à 7, caractérisé en ce que l'échangeur de chaleur passif secondaire
(61 ) placé à l'extérieur du module sous-marin (12) dans l'environnement marin, est placé à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur (34).
9. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 7 ou 8, caractérisé en ce que chaque branche du circuit de sauvegarde secondaire (60) comporte des moyens formant vanne (62).
10. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 7, 8 ou 9, caractérisé en ce que le circuit secondaire comporte des moyens formant vanne d'isolement (63, 64) et en ce que le circuit de sauvegarde secondaire (60) est connecté entre ces moyens formant vanne d'isolement.
1 1 .- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications 7 à 10, caractérisé en ce que le circuit secondaire (36) s'étend en partie dans un compartiment (21 ) de réception des moyens de production d'énergie électrique (37) et en ce que le circuit de sauvegarde secondaire (60) traverse la paroi radiale de ce compartiment (21 ) et est raccordé à l'échangeur de chaleur passif secondaire (61 ) placé à l'extérieur de celui-ci.
12.- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la chambre sèche (19) du compartiment réacteur (18) est raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur par des moyens de dépressurisation (70) comportant des moyens (71 ) formant clapet de dépressurisation placés dans la partie supérieure de la chambre sèche (19) et raccordés à des moyens formant bulleur (72) placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir (20) et en ce que des moyens formant clapet de trop-plein (73) sont prévus entre la partie supérieure de cette chambre formant réservoir (20) et la chambre sèche (19).
13. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire (30) comportent une cuve de réacteur (32), placée dans un puits de cuve (90) dont la partie inférieure est raccordée à la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur à travers des moyens formant conduit d'amenée d'eau (91 ) placés le long de la paroi radiale (53) du module (12) et dont la partie supérieure est raccordée à une partie correspondante de la chambre formant réservoir de stockage (20) à travers des moyens formant conduit de retour d'eau (92).
14. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 13, caractérisé en ce que des moyens formant vanne (93, 94) sont placés dans les moyens formant conduits d'amenée et de retour (91 , 92).
15.- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication
13 ou 14, caractérisé en ce qu'une enveloppe (96) en matériau isolant thermique est placée autour de la portion de la cuve (32) de réacteur logée dans le puits de cuve (90), à distance de la paroi de cette cuve (32), afin de définir un interstice formant barrière thermique entre cette enveloppe (96) et cette cuve (32).
16.- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication
15, caractérisé en ce qu'en fonctionnement normal, l'interstice entre l'enveloppe (96) et la cuve (32), est rempli de matériau gazeux et en ce que l'enveloppe (96) comporte dans sa partie inférieure au moins un orifice d'entrée d'eau (97).
17. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications 13 à 16, caractérisé en ce qu'en fonctionnement normal, l'eau placée dans le puits de cuve (90) est de l'eau borée.
18. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications 13 à 17, caractérisé en ce que l'extrémité du conduit d'amenée d'eau (91 ) raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau (20), est associée à une grille de filtrage (95).
19. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire (30) comportent un pressuriseur (33) raccordé par des moyens de dépressurisation (80) à la chambre (20) formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur.
20. - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication 19, caractérisé en ce que les moyens de dépressurisation (80) comportent un circuit de dépressurisation muni d'une vanne de dépressurisation (81 ) raccordée à des moyens formant bulleur (82) placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur.
21 . - Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que des moyens (103) de déviation du jet d'eau sont placés en regard des moyens d'introduction d'eau de mer (100) dans la chambre sèche (19) du compartiment réacteur (18).
22.- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que des moyens formant évent (104) sont placés dans la partie supérieure de la chambre sèche (19) du compartiment réacteur entre celle-ci et le compartiment (21 ) de réception des moyens de production d'énergie électrique (37).
23.- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon la revendication
22, caractérisé en ce que l'entrée des moyens formant évent (104) est associée à des moyens de filtrage (105).
24.- Module sous-marin de production d'énergie électrique selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comporte des moyens (51 ) à vanne (52) de raccordement de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité (20) du réacteur à la cuve de réacteur (32).
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