Brevet FR2044713A1 — publié le 19710226

La présente invention a trait â un système de sécurité pour réacteur nucléaire, et plus précisément à un tel système astreint ' procurer une protectior par écran contré les radiations ainsi qv'ô constituer une barrière capable de supporter les ef-5 forts relativement élevés entraînés par un fort accroissement de la pression interne. La plupart des syst-înes nucléaires générateurs de vapeur sont enfermés dans une structure extérieure de sécurité, généralement en béton, de plus d'un mètre d'épaisseur. Cette épaisre 10 structure de sécurité en béton remplit deux fonctions : elle sert d'écran vis à vis des radiations et de barrière vis à vis der matériaux radioactifs éventuellement échappés. En tout cas, elle doit être conçue en vue de faire face à l'accident éventuel le plus critique, c'est-à-dire à la dose maximale de radiations ou 15 s l'excursion maximale de pression, couramment dues â une perte accidentelle de réfrigérant. Bien que de nouveaux systèmes suppresseurs de pression tels que celui désigné sous le nom familier de "système de sécurité à condenseur de glace" et décrit dans le brevet français N° 1.511.920 dul7/2/67au nom de l'actuelle daman-20 deresse, aient permis de réduire l'épaisseur de l'enceinte de béton au point de vue de la terme à la pression maximale, cette épaisseur n'a pas été pratiquement réduite, du fait qu'elle doit aussi assumer la fonction d'écran vis à vis d=s radiations. Le brevet E.V.A. N° 3.1l5.ii-50 du 2lf.fl2/63 décrit une 25 enceinte intérieure de sécurité hermétiquement fermée formant- chambre intérieure dans laquelle est supporté un coeur nucléaire, une enceinte extérieure de sécurité hermétiquement fermée, entourant le précédente, è une certaine distance de celle-ci, et laissant litre dans l'intervalle une chambre extérieure, un bain 30 de liquide logé dans la chambre extérieure entre un niveau nettement inférieur et un niveau nettement supérieur aux extrémit-'s rr-spectives du coeur nucléaire pour constituer un dispositif combiné d'écran vis s vis des radiations et de puits de chaleur, r;fin des moyens pennettart aux fluides provenant de la chant.?e 35 int'rieure de pénétrer dans le bain de la chambre extérieure. . ior. eue ce brevet r.ortre de l'eau utilisée coiœre écran vis s vis des radiations, il est bien clair que -cette eau ne reitçlit ce pad original 12133 ' 2044713 rôle que iant que le système nucléaire générateur de vapeur demeure int~ct. En fait, dans l'éventualité d'une perte -accidentelle de réfrigérant, la vapeur, qui peut être fortement/r>acEoactive s'il y a va défaillance de certains barre eux combustibles, s'é-5 chappe fia-as l'eau de l'toran et les matériaux radioactifs sont portés ja^qu'à proximité imnédiate du ■■•xc extérieur d'enceinte du systèias de sécurité. Dans ces conditions, ce -'.ur ne peut pas voir son Spaisseur réduite en raison de la proximité immédiate des matériaux radioactif s, •- la suite d'un possible accident. 10 Le brevet E.F.Â. N° 3*2^5.1^03 du 28/6/66 au nom de la présente demanderesse-, décrit une enceinte de réacteur, constituée par deux enveloppes ou enceintes herm s t i quemen t fermées, l'une entourant l'autre et séparées l'une de l'autre par des moyens permettant un écoulement de fluide dans l'espace compris entre 15 les deux enveloppes. Cet espace est maintenu sous une pression inférieurs à celle régnant dans l'enceinte intérieure et à celle régnant au dehors de l'enceinte extérieure. Toute fuite se produisant vers cet espace clos, enfermé entre les deux enceintes, est refoulée par. pompage dans l'enceinte intérieure. Bien que le 20 mur d'enceinte intérieure de ce brevet serve t reprendre des matériau? radio-actifs venant du mur d'enceinte extérieure, son • efficaci' r est limitée par le faible pouvoir d'écran de l'espace compris entre les deux enceintes. r'uijâutre côté la capacité de l'espace sous faible pression compris entre les deux enceintes 25 est mini-ie, en l'absence ce -moyens de transmission décrits par ailleurs , des efforts, moyens en béton relativement coûteux. Enfin les d'eux enceintes doivent être hermétiquement closes, ce qui contribue à accroître notablement les coûts de construction. Le système de sécurité suivant la présente invention 30 sert à c: âer une barrière efficace vis è vis des radiations et de la press'on, à prix réduit, et cela par l'utilisation d'un système à ûcuble sécurité, du fait que l'espace compris entre les deux enceintes est rempli d'un fluide hautement apte î arrêter les radiations et servant * transmettre les efforts entre les 35 murs d'eraeinte intérieur et extérieur. Le système ferré ds z'c ;.ritf suivant 1 ' invertien comprend un enceinte intérieure rr C t ic u emer t fermée, de ; référer? ce bad original t 12133 3 ►2044713 en acier, renfermant la cuve de reacteur et les composants associés permettant de fournir du réfrigérant pressurisé > le cuvc-, ' ' une enceinte cylindrique extérieurei de préférence èn béton, entourant complètement l'enceinte "ntériéure>- * une certaine rls-5 tsnce ce* celle-ci, enfin un fluide traïisiretteur des'efforts et arrêtant les radiations, occupant l't-'space compris eiître l'encsin té intérieure et l'enceinte extérieure. 'Le fluide utilïs' est de préférence de l'eau boratée qui sert •- transmettre lès efforts du mur intérieur au mur extérieur et qui-e st connue pour-être un 10 excellent absorbeur de radiations. On peut 'ajouter & l'eau d'autres produits chimiques pour y rendre selubles les produits de fission,'ou pour fixer de toutes -autres façons les produits de fission, de façon â avoir l'assurance qu'ils ne s'échapperont pas de la surface libre de l'eau boratée-. L'eau boratée sert en. outre 15 à refroidir le mur d'enceinte intérieure en acier en jouant le rôle de puits de chaleur vis A vis de celui-ci. Le- système de sécurité que l'on vien-t de schématiser es en particulier utilisable en association avec un suppresseur efficace de pression, tel que le "système de sécurité s condenseur 20 de glace" mentionné ci-dessus. Le "système de sécurité' à condenseur'de glàce" a pour rôle d'abaisser notablement la pression à retènir pour le calc-ul de la structure' de sécurité èt de réduire en conséquence le volume de béton nécessaire pour maintenir l'intégrité de la structure, dans le cas ass-ez pe u probable de perte 25 accidentelle totale du réfrigérant. L'eau boratée peut en conséquence, suivant l'invention, remplacer un-volume-notable de béton dans une structure qui peut être construite de façon simple et qui, du fait de sa capacit' de puits de chaleur, peut être plus efficace que les systèmes de sécurité de l'art antérieur. 30 L'invention sera mieux -cbmpri-se & la 1;cture de la des cription qui suit, en relation avec les dessins anfiex's dans les quels : ' " • • - la figure 1- est une vue en coup.e verticale diamétrale d'un système suivant 1 'intention "de -sé'curité pour réacteur ; et 35 - la figure- 2 est vne coupe du '"ê e sy?t-srfe, rriae se lon la ligne II-II de la figure ^, On se référera vviPintenant" aux figures 1 e-t -1 qui reprê- original 70 12133 h 2044713 sentent s titre d'exemple un système de sécurité r. matelas d'eau enferrant un équipement nucléaire ^én?ratsur Je vapeur et combiné * un système suppresse ir de pression- 5 condenseur de glace. Le système de sécurité comporte une encsirxte intérieure 1C coa-5 prenant une coupole 12., une paroi cylindrique l'j, ' un radier annulaire 16 et un puits *z norniâlep'ent sec. Oe système de sécurité est supporté par une épaisse fondation de béton 20. L? paroi cylindrique 1-+ comporte de préférence un prolongement cylindrique 22 ayant •; sa base une semelle. annvlai're 2\\ qui lui esy4ttachée 10 et qui peut être noyée dans le béton, pour des raisons qui seront vues plus loin; L'enveloppe intérieure 10, telle qu'elle est représentée, peut pour bien faire être constituée par une tôle relativement r-ince en acier inoxydable ou en acier aUcarbone qui doit être dimensionnée de façon à donner suffisamment d'espace 15 pour loger les composants de l'équipement générateur de vapeur et pour laisser libre la surface de travail nécessaire. Une enceinte extérieure 26 entoure l'enceinte intérieure 10, s une certaine distance de celle-ci. L'enceinte extérieure 26 est portée par la fondation 20 et peut très bien être cons-20 tituêe du même natériau., c'est-à-dire de béton ; elle est pour bien faire relativement plus épaisse que l'enceinte intérieure 10 et elle ne comporte qu'une paroi cylindrique 26. Le volume compris entre l'encèinte intérieure 10 et l'enceinte extérieure 26 comprend aussi une région annulaire 25 cylindrique 32 d'écran et une région supérieure 3i}- de distribution. Suivant la présente invention, la région annulaire d'écran 32 et une partie au moins de la région supérieure de distribution 3k sont remplies d'un fluide susceptible de faire obstacle aux radiations, de trar.sBE ttre les efforts entre l'enceinte intérieure 30 10 et l'enceinte extérieure 26, enfin de se comporter en puits de chaleur vis è vis de l'enceinte intérieure 10. A titre d'exemple de fluide de remplissage qui convient on peut citer l'eau boratée„ Un certain nombre d'entretoises en segments d'anneaux 36 peuvent être insérées au niveau de la jonction entre la coupole 12 et la paroi cylindrique I4. pour encaisser la poussée due à la charge exercée sur la coupole par le poids de fluide se trouvant BAD ORIGINAL i 2044713 ders la région de distribution 2k-• -1 est bon que les entre toises 35 soient soudées : la paroi cylindrique "1 If ::e l'cncelnte intérieure 10 et soient encastrées dans le parc;' eylindri-ras Z constitutive de l'enceinte extérieure IS. D'un cutré côté -jn certain 5 nombre de tirants 3- peuvent être f:x:s entre la paroi cylindrique tij. de l'enceinte intérieure 10 et la parci cylindrique 2? de l'enceinte extérieure 26/par soudage et encastrement respectivement, ou par tous autres moyens convenables, de façon •* mieux répartir les efforts dus aux pressions hydrostatiques s'exerçant 10 dans la région annulaire d'écran 320 Les entretoises 3ô, les tirai® 38, et la semelle 2Zj. coopèrent pour résister aux forces dues aux pressions hydrostatiques exercées par la masse de fluide sur les enceintes 10 et 26, et donner finalement une structure intégrée capable de supporter la forte pression qui pourrait être engendrée 15 dans l'éventualité anormale d'une perte accidentelle de réfrigérant . Le système de sécurité que l'on vient de décrire,constitué autour du réacteur, est d'utilisation intéressante sur tout système nucléaire dont le réfrigérant est susceptible c tout 20 moïaer.t de s'échapper du système fermé et de disperser des radiations dans tout l'espace de sécurité ; ledit s/ystème de sécurité est d'utilisation particulièrement intéressante dans le cas d'un système nucléaire où le réfrigèrent est pressurisé et quand son échappée peut pressuriser le système de sécurité ; ledit système 25 de sécurité est encore plus indiqué .!ans le cas où l'en dispose d'un équipement suppresseur de pression, et où la conception de la structure de sécurité peut finalement tenir compte plus des risques relatifs aux radiations que de la nécessité de contenir la pression. 30 Le système nucléaire décrit et représenté a les desrjc caractéristiques combinées, en ce sens qu'il s'agit d'un r'acteur à fluide pressurisé et qu'il est doté d'un équipemer-t suppresseur de pression. De faç-^n plus précise le r'acteur nucléaire ~r3 représente comporte une cuve !£ résistant r la pression, un coeur de 35 réacteur I4 (représenté en trsit interrompu}, des moyens d'admission de réfrigérant lf.6 et de-s moyens d'évacuation de réfrigérant V\ Le fluide réfrigérant utili.sé peut être de l'eau boratée à 12133 BAD ORÎÉSJAL" 12133 2044713 P pression notable, susceptible de dépasser lLj.0 kgp/cm~. L'eau arrive dans le réacteur par l'entrée Î4.6, traverse le coeur nucléaire où elle absorbe une quantité notable de chaleur, et s'éloigne finalement pcr la sortie i|6. L'entrée I4.0 et la sortie 5 '_}■? font partie de boucles fermées comprenant chacune une pompe 5û et un échangeur générateur de vapeur 52, â la manière bien connue ds l'hosiY-.e de l'art. Les boucles fermées primaires, chacune s une pompe 50 et à un échangeur 52, sont conçues de façon t former avec la cuve 10 du réacteur ij.2 une unité hermétiquement fermée et susceptible de supporter sans défaillance sa pression interne élevée. ï'ais dans l'éventualité anomale d'une rupture dans l'une quelconque des boucles primaires fermées, une quantité massive d'eau boratée est immédiatement libérée sous forme de vapeur dans le système de 15 sécurité, ce qui a pour effet de faire s'élever fortement la pression régnant s l'intérieur de celui-ci. Si de plus l'eau a été rendue radioactive par une défaillance du gaînage de l*un quelconque du grand nombre de barre aux corabustibles contenus dans le coeur classique de réacteur Iiij. eu par suite de la fusion d'un 20 barreau la vapeur s'échappant de la boucle primaire avariée peut être fortement radioactive. La structure de sécurité, entourant le système n'1 cl'aire générateur de vapeur ci-dessus décrit, doit donc être conçue pour supporter la pression maximale susceptible d'être ençendrée par la rupture d'une boucle primaire de réfrigé-25 rant et "pour empêcher la dispersion de la dose maximale de radiations qui i;„aJi'sit être répandue dans tout l'espace intérieur de la structure, dans le cas où ladite rupture a été précédée d'une défaillance d'un gaînage ou d'une fusion de barreau combustible. La pression maximale prévisible comme susceptible d'être 30 créée £• l'intérieur du système de sécurité peut être notablement réduite par l'utilisation d'un suppresseur efficace de pression. Comme exemple d'équipement particulièrement efficace pour réduire 1« pression dans l'enceinte ds sécurité •' la suite d'une perte accidentelle de réfrigérant on' peut citer celui décrit par la 3J demande de brevet français N° 1.511.920 du 17 Février 1967 au nom de la présente demanderesse et familièrement connu sous le nom de système de sécurité è condenseur de glace. Zn peu de mots BAD ORIGINAL L 70 12133 7 2044713 le système de sécurité à condenseur de glace comporte un compartiment 51+- qui est nornalement isolé de l'espace intérieur i l'enceinte renfermant le réacteur -L..0 et les é changeur 3 52, nais qui devient communicant avec cet espace, .? pression dif-férentiel-5 le relativement tasse. Le comparti -ent 51|- renferme une masse importante de glace sous forme divisée à surface exposée convenable, cet amas de glace dans son ensemble étant désigné par le repère 56. En fonctionnement,.la vapeur s'échappant de l'une quelconque des boucles primaires est presque immédiatement con-10 duite à aborder et s. traverser le couche de glace 56. L? vapeur est alors condensée en majeure partie car la glace absorbe â partir de la vapeur lijlt. calories par gramme pour passer s l'état ■ liquide. Bien que le système de sécurité à condenseur de glace 15 soit capable de réduire notablement la pression maximale envisa-gée comme possible, à laquelle le système de s.écurité pourrait être soumis, il ne se traduit pas nécessairement par une réduction de l'épaisseur de béton indispensable à la sécurité, car cette épaisseur est maintenant déterminée par la masse de béton 20 nécessaire pour mettre l'extérieur s. l'abri de la dose maximale de radiations qui pourrait être dispersée dans tout l'espace intérieur à l'enceinte de sécurité. Cependant, suivent la présente invention,un fluide tel que l'eau boratée peut remplacer avantageusement le béton dans le système de sécurité et agir 25 comme écran efficace vis à vis des radiations, à condition seulement de prévoir une structure capable de supporter les efforts de pression hydrostatique. Il convient aussi d'observer que la masse de fluide remplissant l'espace compris entre l'enceinte intérieure 10 et l'enceinte extérieure 26 a également un rôle sup-30 presseur de pression, du fait que cette masse importante de fluide absorbe une quantité notable de chaleur en provenance de la vapeur s'échappant d'une ouverture de. rupture d'une boucle primaire de réfrigérant. • Dans l'éventualité anormale ' où l'enceinte intérieure 10 35 . serait fissurée ou fracturée, il est possible que des produits de, fission -s'échappent dan^l'une ou l'autre des régions 32, 34-remplies d'eau. Suivant la pression engendrée dans l'enceinte SAD ORIGINAL 70 12133 8 2044713 intérieure 10,'normalement hermétiquement fermée, l'eau boratée . peut s'écouler r l'intérieur de cette1 enceinte, I commencer probablement par celle se trouvant: au fond de la région 32, ou bien de la vapeur ""éventuellement radioactive s'écôule dans le bain 5 d'eau, notamment dans les régions, supérieures" où la pression hydrostatique est la plus faible. On peut tirer-profit d'une possibilité de fuite vers l'intérieur i partir de la'çartie basse de la région annulaire 32 ,de bouclier pour faire passer s cet endroit des conduits pénétrant dans l'enceinte. Cor.îme la vapeur s'échappant 10 dans le bain d'eau pourrait être porteuse de produits de fission on met dans les régions remplies d'eau 32, 3k- des additifs connus, par exemple de la soude caustique, qui rendent le bain d'eau quel^ que peu alcalin et favorisent en conséquence la dissolution des produits non-condensables de fission. La condensation de la vapeur 1"5 et la dissolution des produits de fission donnent l'assurance que toute fuite vers le bain d'eau ne sortira pas par la surface libre du bain. Un système épurateur peut être mis en communication avec le bain d'eau pour réaliser une décontamination cyclique du bain, dans le cas où des produits de fission auraient eu accès au bain. 20 II convient aussi de souligner que la paroi cylindrique 28 de l'enceinte extérieure de sécurité peut être supprimée si le système nucléaire générateur de vapeur est disposé au dessous du niveau du sol,,dans une région où le sol agit.comme moyen de retenue de fluide pour maintenir un écran fluide faisant obstacle 25 aux variations. Si par exemple le système générateur de vapeur est lo^é dans une cavité borgne en pierre, le mur 28 n'est pas nécessaire. Cependant, la région annulaire 32 remplie d'eau ne doit pas être d'une épaisseur beaucoup plus grande que celle nécessaire à la réalisation d'un écran vis è vis des radiations, car autrement 30 il pourrait être difficile de régler la composition chimique du bain d'eau. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée aux modes de réalisation représentés -rt décrits qui ntont été donnés qu'à titre d'exemples. En tout cas, coœr..e en l'a indiqué, la structure de 35 sécurité à enveloppe d'eau, constitue un perfectionnement notable, qu'elle soit ou non utilisée en association avec un système suppresseur de pression. Il doit être clair d'un autre côté que la structure suivant l'invention peut être associée à n'importe quel système suppresseur de pression. BAD ORIGINAL 12133 9 2044713 REVENDICATIONS 1. Système de sécurité pour réacteur nucléaire, comportant une première enceinte hermétiquement fermée qui renferme au moins une cuve de réacteur contenant un coeur de réacteur refroidi à l'eau pressurisée, caractérisé par le fait qu'il comporte en 5 outre une seconde enceinte entourant la première et destinée à contenir un bain de liquide, bon transmetteur des efforts de pression et inhibiteur des substances radio-actives, jusqu'à un niveau supérieur au sommet de la première enceinte. 2. Système de sécurité selon la revendication 1, carac- 10 térisé par le fait que la seconde enceinte entourant la première est constituée par une paroi écartée de la première enceinte. 3. Système de sécurité selon la revendication 2, caractérisé par le fait qu'il comporte pour supporter les pressions hydrostatiques du liquide un certain nombre d*entretoises reliant T5 entre elles l'enceinte intérieure et la paroi. 4. Système de sécurité selon la revendication 1, 2 ou 3, caractérisé par le fait que le bain de liquide est constitué par de l'eau boratée. 5. Système de sécurité selon l'une des revendications 20 1 à 4, caractérisé par le fait que l'enceinte intérieure renferme un matelas de glace qui peut être mis en communication au moins avec l'espace environnant la cuve du réacteur.