Brevet FR2300400A1 — publié le 19760903

La présente invention concerne généralement et a essen tellement pour objet un dispositif à enceinte ou enveloppe de sécurité formant système passif de confinement, de retenue ou analogue pour centrale de production d'énergie nucléaire ou installation génératrice de puissance nucléaire et un procédé pour la mise en oeuvre d'un tel dispositif ainsi que les diverses applications et utilisations résultant de son emploi et les en sembles, et appareils qui en sont pourvus. La pratique exige des centrales de production d'énergie nucléaire ou appareils générateurs de puissance nucléaire d'être conçus ou construits de telle manière que la santé et la sécurité du public soient assurées même dans le cas des accidents les plus défavorables qui puissent être postulés. Dans des installations utilisant l'eau légère, naturelle ou ordinaire comme agent refroidisseur ou fluide réfrigérant, l'accident le plus défavorable est considéré comme étant une rupture à double extrémité de la plus grosse tuyauterie ou conduite dans le système de refroidissement de réacteur et est appelé "accident à perte de fluide réfrigérant". Comme protection contre les accidents, ces installations utilisent des systèmes de sécurité à enceintes ou enveloppes de confinement ou de retenue qui sont conçus ou construits de façon à contenir physiquement de l'eau, de la vapeur d'eau et des produits de fission entraînés quelconques qui peuvent s'échapper du système de refroidissement du réacteur. Le système de confinement ou de 'retenue est normalement considéré comme entourant, enveloppant ou renfermant toutes les structures, tous les systèmes et dispositifs qui procurent la dernière sûreté de fonctionnement ou fiabilité ultime dans la protection complète pour tout accident qui pourrait se produire. Des systèmes de sécurité techniquement élaborés sont spécifiquement conçus pour modérer ou atténuer les conséquences d'un accident. le but fondamental de conception d'un système de confinement est essentiellement qu'aucune matière radioactive neasiéchappe de l'installation de production d'énergie ou génératrice de puissance nucléaire dans l'éventualité d'un accident, de façon que les vies de la population environnante ne soient pas mises en danger. le système de confinement passif révélé ici procure ce niveau de protection dans le cas d'un accident à perte d'agent réfrigérant et dans le cas des autres types d'accidents qui sont considérés comme base d'étude ou de projet et ce système est considéré comme étant efficace pour des installations à énergie nucléaire employant soit des réacteurs à eau sous pression ou des réacteurs à eau bouillanteO les techniques de l'art antérieur ont utilisé soit une enceinte de confinement de sécurité à pleine pression "du type sec" ou bien une enveloppe de confinement de sécurité à suppression de pression pour des installations à énergie nucléaire refroidies par de l'eau légère, naturelle ou ordinaire Dans le cas du confinement de sécurité à pleine pression, le bâtiment ou l'édifice du réacteur, entourant ou renfermant complètement le système de circulation de fluide réfrigérant du réacteur, est capable de résister à l'élévation de la pression et de la température à laquelle on s'attend à la suite d'un accident provoquant une perte de fluide réfrigérant. le batiment ou l'édifice formant enveloppe est typiquement construit soit en acier ou en béton. armé revêtu ou garni -d'acier ou en béton précontraint. Des perfectionnements ou raffinements relatifs au confinement à pleine pression comprennent des doubles barrières de contrôle de fuites et un fonctionnement à pression subatmosphérique. Dans le cas de la double- barrière de contrôle de fuites, toute fuite dans l'anneau de contrale est soit ramenée par pompage dans l'enceinte de confinement primaire ou-bien la fuite est traitée avant d'être évacuée ou mise à l'échappement vers 1 'atmosphère extérieure.Dans le cas dgun fonctionnement sous pression subatmosphérique, l'enceinte de confinement est normalement maintenue sous vide ou dépression partiel et, à la suite d'un accident provoquant une perte d'agent refroidisseur, la pression est réduite en étant ramenée à une valeur inférieure à la pression de l'atmosphère extérieure en utilisant des systèmes de sécurité actifs techniquement élaborés pour terminer toute libération potentielle de radioactivité vers le milieu ambiant formant l'environnement. L'enceinte de confinement de sécurité à suppression de pression consiste en un puits sec ou une fosse de tuyauterie qui loge le système réfrigérant du réacteur, en une chambre de suppression de pression contenant une masse ou un bain d'eau eten un système- d'évent reliant le puits sec au bain d'eau. Cette structure de confinement est construite en acier entouré ou enveloppé par du béton armé ou bien est revêtue ou garnie d'acier avec du béton armé. L'enceinte de confinement de sécurité à suppression de pression est logée à l'intérieur d'un batiment ou édifice de réacteur. Dans le cas d'un accident générateur de pertes d'agent refroidisseur, le fluide réfrigérant du réacteur s'évapore brusquement en partie pour se transformer en vapeur d'eau à l'intérieur du puits sec ou de la fosse à tuyauterie et flair, la vapeur d'eau et le réfrigérant liquide s'écoulent à travers les évents de liaison dans le bain d'eau existant dans la chambre de suppression. La vapeur d'eau est condensée par l'eau et diminue I'éldvation de pression potentielle dans l'enceiat de confinement de sécurité. l'air stélève dans l'espace libre au-dessus du bain d'eau présent dans la chambre de suppression. Des raffinements dans l'enceinte de confinement à suppression de pression utilisant de l'eau comprennent les moyens rendant inerte l'atmosphèrè de l'enveloppe de confinement. Le fait de rendre l'atmosphère inerte ou inactive a pour but d'empêcher la combustion de l'hydrogène dégagé par des'réactions entre métal et eau du combustible nucléaire surchauffé. Un type différent d'enceinte de confinement à suppression de pression emploie un condenseur à glace. la glace est maintenue dans un compartiment réfrigéré entourant le système de circulation de fluide réfrigérant du réacteur. L'enceinte de confinement avec condenseur à glace est divisée en une chambre supérieure et en une chambre inférieure avec le système réfrigérant du réacteur placé dans cette dernière.Dans le cas d'un accident générateur de pertes de fluideréfrigérant, une élévation de session dans la chambre inférieure force des panneaux d'accès, sits à la partie inférieure du compartiment d'emmagasinage de glace s'ouvir. Ceci procure un trajet d'écoulement pour l'air et la vapeur d'eau à travers la couche de glace. la vapeur d'eau est condensée parla glace et diminue l'élévation de pression potentielle dans l'enveloppe de confinement. L'alr passe dans la chambre supérieure à travers des panneaux. d'accès supérieurs qui sont forcés de s'ouvrir par l'écoulement de l'air. L'enceinte de confinement à pleine pression et l'enceinte de confinement à suppression de pression sont des structures passives qui nécessitent des systèmes de support pour réaliser le confinement en cas d'accident. Des systèmes actifs, tels que des systèmes d'élimination ou d'évacuation dé chaleur résidueleet des systèmes de confinement à jets de pulvérisation ou d'aspersion sont utilisés pour dissiper la chaleur vers le milieu ambiant. Ceci empêche la pression et la température nominales de construction de l'enceinte de confinement autre dépassées et, dans le procédé opératoire, la pression dans l'enceinte de confinement est réduite pour limiter la fuite de produits de fission.Des systèmes actifs de filtration sont nécessaires conjointement avec les systèmes de pulvérisation pour réduire la concentration de produits de fission dans I'atmosphère de l'enveloppe de confinement. Ceci limite aussi la quantité té de produits de fission qui peut fuir vers le milieu ambiant en sortant de l'enceinte de confinement. Des agents recombinateurs d'hydrogène sont également utilisés pour protéger l'enceinte de confinement contre la formation de concentrationsexplosives d 'hydrogène. Pour être efficaces, l'enceinte de confinement à pleine pression et l'enceinte de confinement à suppression de pression nicessitent toutes deux des systèmes de sécurité techniquement élaborés supplémentaires qui réalisent un refroidissement d'urgence ou de secours du combustible nucléaire. Des réacteurs à eau sous pression nécessitent des systèmes accumulateurs passifs en plus de systèmes actifs d'injection à haute et à basse pression pour maintenir une quantité suffisante d'agent réfrigérant liquide au voisinage du combustible nucléaire. Les systèmes d'élimination ou d'évacuation de chaleur résiduelle, employés pour la réduction de pression dans l'enceinte de confinement, rejettent aussi la chaleur de désintégration dans le milieu ambiant. La suppression de pression par noyage ou inondation par gravité a aussi été proposée comme système de sécurité technique ment élaboré pour protéger contre les accidents générateurs de pertes de fluide réfrigérant. Des systèmes de sécurité actifs techniquement élaborés doivent, de façon inhérente, fonctionner efficacement afin de maintenir l'intégrité du système de confinement dans le cas d'un accident générateur de pertes de fluide réfrigérant. Des systèmes actifs requirent des équipements d'instruments et de commandes ou de réglages, des machines tournantes, des sources de puissance électrique et des équipements de distribution d'énergie de haute intégrité. Ces systèmes ont besoin de fonctionner correctement en tant que partie d'un système plus grand dans des conditions défavorables de haute pression, de haute température, de haute teneur en humidité, de forte radioactivité et d'isolation thermique érodée ou rongée, de l'environnement de l'enceinte de confinement. Un mauvais fonctionnement d'un système de sécurité actif techniquement élaboré quelconque impose des conditions ou exigences même plus défavorables au système apte à fonctionner. Par exemple, une source inadéquate de puissance électrique peut avoir pour résultat le fonctionnement défectueux du système de refroidissement d'urgence ou de secours du coeur pour le combustible nucléaire. Une surchauffe du combustible peut avoir pour résultat la fusion du revêtement de placage formant chemisage, gainage ou enrobage du combustible avec production de réactions entre métal et eau. le noyau ou coeur du combustible peut staffaisser, glisser ou s'enfoncer et des portions pourraient s'effondrer et surchauffer le fond inférieur de la cuve formant caisson ou récipient du réacteur. De l'hydrogène est dégagé par les réactions entre métal et eau et subit la combustion. l'énergie additionnelle, provenant des réactions entre métal et eau et de la combustion de l'hydrogène, impose des exigences encore plus sévères à la structure de confinement de sécurité. La surchauffe du combustible et la fusion du revêtement ou placage formant chemisage, gainage ou enrobage analogue, ont pour résultat une forte libération de prod.uits de fission qui sont disponibles pour fuir hors du système de confinement. Cet exemple fait apparaltre la nature critique de systèmes de sécurité actifs techniquement élaborés qui sont une partie essentielle du système de confinement de l'état antérieurement connu de la technique. En résumé, cette invention se rapporteà un agencement de confinement de s-écurité pour réacteur nucléaire et concert plus particulièrement un système de confinement entièrement passif qui entoure ou renferme un système de réacteur qui utilise un agent réfrigérant à haute pression et à haute température et/ouin modérateur tel que l'eau légère ou lourde. Dans l'application de l'invention à titre d'exemple, le système de confinement passif est employé pour confiner de façon sûre accident de réacteur même le plus défavorable, dans lequel se produit une rupture soudaine de la tuyauterie du réacteur en ayant pour résultat l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant. le système de confinement passif procure ici une protection égale pour les systèmes de réacteur nucléaire du type à eau sous pression ou du type à eau bouillante. le système de confinement passif pour le réacteur à eau sous pression consiste en des cellules mutuellement reliées entre elles : chaque cellule loge un élément composant majeur du système de réacteur nucléaire, c'est-à-dire la cuve ou le caisson de réacteur, des générateurs de vapeur d'eau, des pompes, des générateurs de pression, des échangeurs de chaleurrégénérateurs ou récupérateurs et des tuyauteries A l'intérieur des cellules de confinement, un récipient formant enveloppe primaire formée de t81eS plaques ou feuilles d'acier reliées les unes aux autres, entoure ou renferme le système réfrigérant de réacteur entier. Un récipient d'acier formant enveloppe secondaire entoure directement le récipient primaire. Le récipient secondaire est à son tour enveloppé, revêtu ou enrobé par du béton armé ou précontraint.Un espace annulaire, prévu entre les récipients respectivement primaire et secondaire,est rempli d'eau. Des réservoirs de noyage diluvien pour inondation et des réservoirs de remplissage pour réapprovisionnement, recharge'est ou regarnissage de la cuve formant caisson de réacteur sont entièrement situés à l'intérieur des cellules de confinement à une certaine hauteur au-dessus de la tuyauterie du système réfrigérant du réacteur et sont remplis d'eau. Des dispositifs de décharge de sûreté, de secours ou de sécurité sur le récipient primaire et aussi sur le récipient secondaire évacuent dans un puits profond. Le puits profond entoure la cellule de confinement de la cuve formant caisson de réacteur et s'étend vers le bas en dessous de la cuve de réacteur. Le puits profond, revêtu d'acier et contenant du fluide de couplage, est enrobé ou entouré par du béton armé et/ou du béton précontraint. Deux groupes séparés d'unités d'échange de chaleur sont immergés dans le puits profond et sont séparés par un écran formant chicane déflectrice d'écoulement ou analogue qui s'étend virtuellement sur toute la hauteur du puits profond. tne unité d'échange thermique débouche dans la cavité de la cuve de réacteur tandis que la seconde unité d'échange thermique débouche dans une masse d'eau extérieure. Des unités d'échange de chaleur sont également utilisées pour le fluide de couplage qui remplit l'espace annulaire situé entre les récipients respectivement primaire et secondaire Ces unités d'échange de chaleur sont placées à l'intérieur de la masse d'eau extérieure. L'eau, employée à l'intérieur des réservoirs de remplissage de réapprovisionnement ou de regarnissage de la cuve de réacteur, à l'intérieur des réservoirs de noyage diluvien pour inondation, à l'intérieur de l'espace annulaire compris entre les récipients respectivemant primaire et secondaire et à l'intérieur du puits profond, est spécialement traitée en vue du confinement de protection contre des accidents. L'eau est déga@ée at contiant des produits chimiques en solution qui servent de peison pour les neutrons, d'inhibiteurs de corrosion, de "fixateurs" d'oxygène et de "fixateurs" de nueléides radio-actifs. L'eau est conservée dans un état refroidi par des systèmes de réfrigération à jet de vapeur d'eau ou par unités formant échangeurs de chaleur. le système de confinement passif est normalement log-e å 'intérieur d'un bâtiment ou édifice de réacteur. L'agencement es structures cellulaires permet l'établissement de bassins ne stockage de @ombustible usé et d'une cavité de réapprovision- ---eme;ft- ou de recharge en combustible à l'intérieur du bâtiment de réacteur- Des unités d'échange thermique, dans les bassins d'emmagasinage de combustible usé, débouchent vers la masse d'eau extérieure. Dans une réponse typique du système de confinement passif, du type mentionné ici,à un accident générateur de pertes de fluide réfrigérant, la décompression de l'agent refroidisseur du réacteur à travers la brèche de rupture de tuyauterie produit de la vapeur d'eau à l'intérieur du récipient primaire qui est normalement maintenu sous un vide élevé. La vapeur d'eau met le récipient sous pression et, à une pression prédéterminee, creve ou fait éclater des disques de rupture sur les réservoirs de noyage diluvien. Il s'ensuit un transfert de vapeur d'eau dans le réservoir de déluge. Le transfert de vapeur d'eau et la dilatation thermique font que les réservoirs de noyage diluvien deviennent "pleins d'eau" ou sont envahis par l'eau.Les réservoirs étant "pleins d'eau" ou envahis par l'eau, la pression s'accroît dans le volume confiné du récipient primaire jusqu'à ce que la fuite de fluide réfrigérantssoit arrêtée par la contre-pression régnant dans le récipient. Le récipient primaire est conçu de façon que la fuite de fluide réfrigérant soit arrête par la contre-pression du récipient, une quantité suffisante d'eau étant toujours conservée dans le cuve du réacteur pour maintenir le combustible nucléaire efficacement refroidi. Avant que la fuite d fluide réfrigérant du réacteur soit arretée par la contre-pression de l'enceinte de confinement, la pression hydrostatique,à l'intérieur des réservoirs de recharge par remplissage de la cuve de réacteur,provoque la levée de soupapes de retenue prévues sur la tuyauterie de liaison mutuelle et de l'eau traitée est injectée dans le système réfrigérant du réacteur. La décompression des réservoirs de remplissage pour réapprovisionnement provoque l'éclatement de disques de rupture sur les collecteurs de vapeur deau situés entre les auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau et les réservoirs de réapprovisionnement par remplisse e.L'éclatement des disques déclenche l'écoulement de vapeur d'eau provenant des générateurs de vapeur d'eau à travers des injecteurs àajutages,jets gicleurs d'éjection; l'écoulement de vapeur d'eau à travers les injecteurs entraîne l'eau traitée provenant des réservoirs de recharge. La vapeur d'eau et l'eau sont intimement mélangées lors du passage à travers la section formant diffuseur de l'injecteur pour former une solution homogène d'eau traitée qui recharge la cuve du réacteur en la remplissant de nouveau. Liteau refroidie, dans les réservoirs surélevés de noyage diluvien, refroidit et arrête le transfert de vapeur dteau pendant le fuite de fluide réfrigérant lorsque la contre-pression du récipient augmente pour arrêter la fuite. La fuite de fluide réfrigérant étant arrêtée, un déluge d'eau glacée, contenant du poison pour neutrons en solution, submerge o.u inonde complètement, par action de gravité,la tuyauterie du réacteur et remplit de nouveau le système réfrigérant du réacteur à travers la brèche de rupture de tuyauterie qui avait entraîné la perte de fluide réfrigérant. Toute 'énergie, emmagasinée à l'intérieur du système de réacteur, est absorbée par l'eau de noyage diluvien. Une capacité calorifique suffisante existe dans l'eau de noyage diluvien pour réduire les températures à de bas niveaux, de sorte que l'atmosphère dans le récipient primaire est rétablie dans l'état normal sous vide élevé par le déluge. Toute fuite du récipient primaire, pendant la vidange tuite de fIni de w é frigérant et pendant le déluge, est absorbée par l'eau présente dans le récipient secondaire Toute surpEression dans le récipient primaire, pendant la vidange de fuite de fluide réfrigérant, est supprimée -par transmission à l'eau présente dans le puits profond. La libération continuelle d'énergie est produite au fur et à mesure que la chaleur de désintégration, dégagée par le combustible nucléaire ,est transférée passivement au milieu ambiant par conduction thermique et par convexion naturelle. Cette chaleur est d'abord transmise par convexion depuis le combustible au fluide réfrigérant du réacteur et, ensuite, par conduction à travers les parois métalliques non isolées du système de réacteur jusqu'à l'eau de noyage diluvien contenue dans le récipient primaire Des conduites de refroidissement, qui relient l'unité d'échange de chaleur prévue dans le puits profond, transmettent la chaleur par conduction et par convexion de la cavité de la cuve du réacteur à l'eau présente dans le puits. La convexion thermique fait circuler l'eau dans le puits profond autour de l'écran formant plaque ou chicane déflectrice. et en baignant la seconde unité d'échange thermique présente dans le puits. Au droit des secondes unités d'échange de chaleur, la chaleur de désintégration est à son tour conduite dans l'eau s'écoulant à travers les tubes autour desquels existe une circulation par convexion naturelle provenant dune masse dgeau extérieure. De l'énergie est également transférée passivement au dehors par l'intermédiaire de l'eau du récipient secondaire. La chaleur est conduite à travers la coque ou enveloppe d'acier depuis l'eau de noyage diluvien présente dans le récipientprimaire jusqu'à l'eau présente dans le récipient secondaire. l'eau du récipient secondaire s'écoule ensuite par convexion naturelle à travers des unités d'échange de chaleur placées à l'intérieur d'une masse d'eau extérieure. L'eau de la masse extérieure circule par convexion thermique autour des unités d'échange de chaleur pour absorber la chaleur provenant de liteau du récipient secondaire. L'agencement du système de confinement passif permet aux bassins de stockage de combustible usé et aux systèmes auxiliaires et éléments composants du réacteur d'être logés à l'intérieur du bâtiment du réacteur Cet agencement se prête aussi à l1établissement de circuits d'échange thermique passif qui sont reliés à des unités d'échange de chaleur situées dans les bassins de stockage de combustible usé et dans les systèmes auxiliaires et éléments composants du réacteur Ces unités d'échange de chaleur passif rejettent la chaleur à la masse d'eau extérieure. C'est par conséquent un but général de cette invention de créer un nouveau procédé perfectionné de confinement de sécurité pour des matières genératrices d'énergie, toxiques ou radio active s quelconques libérées par un système de traitement logé dans 1 enceinte de confinement. Un but plus particulier de cette invention est de créer un procédé et un appareil de confinement passif pour un ensemble de réacteur nucléaire. Un autre but de cette invention est de créer des perfection nements fonctionnels au confinement complet d'un système de réacteur nucléaire à l'aide de moyens strictement passifs, entièrement actionnés, contrôlés ou réglés, commandés par puissance motrice et entretenus par les forces naturelles, qui sont conçus de façon à être intrinsèques aux systèmes de confinement. Encore un autre but de cette invention est de créer un système de confinement de réacteur qui soit moins creux à construire par le fait que le volve libre de l'enceinte de confinement primaire est effectivement réduit, des matériaux moins onéreux sont nécessaires et des systèmes de sécurité actifs, couramment utilisés dans des systèmes de confinement de réacteur, sont éliminés. Encore un autre but de cette invention est de créer un système de confinement qui permette de réaliser un perfectionnement dans les agencements de structure et d'équipement -pour obtenir une construction compacte. Encore un autre but de cette invention est de créer Un système de confinement absolument sWa ou fiable pour l'ensemble de réacteur nucléaire loge dans celui-ci afin de permette une plus grande liberté dans le chois du site ou de ltemplacement de l'installations à énergie nucléaire afin de réduire sensiblement les frais de fourniture d'energie électrique à une communauté métropolitaine. Encore un autre but de l'invention est de créer un système de confinement passif quoi soit compatible avecles accidents qui sont à la base des études de projet. comprenant l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant comportant une rupture à double extrémité de la plus grosse tuyauterie ou conduite existant dans le système réfrigérant du réacteur. Encore un autre but de cette invention est de créer un système de confinement passif qui permette un agencement de structure et d'équipement qui est compatible pour résister aux forces supplémentaires imposées par des phénomènes naturels comprenant des charges par neige et par glace, des ouragans et tempêtes, des tornades ou cycl8nes, des état d'inondation tels que des tsunamis et des seiches, ainsi que des séismes ou tremblements de terre; et procure une protection en profondeur contre des projectiles externes y compris des collisions avec des avions ou aéronefs. Encore un autre but de cette invention est de créer un système de confinement passif qui conditionne ou aménage les forces de la physique pour réaliser le niveau ultime de fiabilité et de sûreté de fonctionnement dans le confinement de sécurité d'ins- tallations à puissance nucléaire. Encore un autre but de cette invention est de créer un système de confinement qui permette des essais sur toute l'échelle de l'efficacité du refroidissement d'urgence du coeur dans le cas de l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Un autre but de cette invention est de créer un système de confinement qui permette le rétablissement-de l'installation après tous les accidents ayant servis de base à l'étude projet ou de construction, y compris l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant. L'invention sera mieux comprise et ces objectifs ainsi que d'autres buts, caractéristiques, détails et avantages de l'invention apparaitront plus clairement et seront présentés plus oemplètement dans la description explicative qui va suivre en se reportant aux dessins schématiques annexé donnés uniquement à titre d'exemple non limitatif Illustrant un mode de réalisation spécifique actuellement préféré d'un réacteur à eau sous pression conforme à l'invention et dans lesquels - la figure 1 est une vue de l'agencement du bâtiment de réacteur pour le système de confinement passif conforme à l'in vention, suivant une coupe verticale effectuée à travers la cellule à réservoir de noyage diluvien, une cellule à pompe de fluide réfrigérant pour réacteur, la cellule à cuve de réacteur, une cellule à générateur de vapeur d'eaux une cellule à réservoir de rechargement et des cellules à tuyauteries de liaison mutuelle du système réfrigérant de réacteur, sensiblement le long de la ligne de section I-I de la figure 4; - la figure 2 est une vue de l'agencement du bâtiment de réacteur en coupe verticale effectuée à travers les deux bassins à combustible usé placés en sandwich de part et d'autre de la cavité de réapprovisionnement en combustible du réacteur, sensiblement suivant la ligne de section II-II de la figure 4; ; - la figure 5 est une vue de l'agencement du bâtiment de réacteur en coupe verticale effectuée à travers la cellule de mise en pression, un puits d'accès la cellule pour cuve de réacteur, un second puits d'accès et une cellule à échangeur de chaleur régénérateur ou récupérateur, sensiblement le long de la ligne de section 111-111 de la figure 4; - les figures 4, 5, 6 et 7 sont respectivement des vùes en coupe transversale représentant l'agencement du bâtiment de réacteur et effectuées respectivement suivant les lignes de section IV-IV, V-V, VI-VI et VII-VII de la figure 2; - les figures 8 et 9 représentent des agencements schématiques pour les réservoirs de rechargement de la cuve du réacteur;; - la figure 8 représente un agencement typique de tuyauterie pour un réservoir de rechargementpar remplissage; - la figure 9 représente l'agencement général des réservoirs de rechargement pour un système de réacteur à eau sous pression à quatre boucles;; - les figures 10 à 13 inclus représentent graphiquement diverses condisérations ou grandeurs de confinement dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant servant de base à l'étude de projet ou de construction pour un réacteur à eau sous pression qui produit une puissance de 1000 Mw d'électricité et plus spécifiquement - la figure 10 compare le volume libre net nécessaire (porté en abscisses et exprimé en décamètres=cubes) en fonction de la pression absolue maximale de pointe en cas d'accident par fuite (portée en ordonnée et exprimée en bari pour une enceinte de confinement (du type sec) à pleine pression fonctionnant normalement a) à la pression atmosphérique (1,013 bar), b) sous vide poussé (0,138 bar) et c) sous vide complet (0 bar); - la figure il compare, d'une part, la variation de la quantité relative en volume (portée en ordonnées à gauche et exprimée en %) de fluide réfrigérant de réacteur maintenue en phase liquide (quantité totale dans le système réfrigérant de réacteur et dans l'enceinte de confinement primaire) et d'autre part la quantité relative en volume (portee en ordonnées à droite et exprimée en %) de liquide conservé dans la cuve de réacteur seule en fonction de la pression absolue maximale de pointe en cas d'accident (contre-pression d'enceinte de confinement, portée en abscisses et exprimée en bari pour une enceinte de confinement (du type sec) à pleine pression;; - la figure 12 compare la variation de la quantité relative en volume (portée en ordonnées et exprimée en %) de fluide réfrigérant de réacteur maintenu en phase liquide à l'intérieur de la cuve de réacteur seule en fonction de la pression absolue maximale de pointe (portée en abscisses et exprimée en barg en cas d'accident (contre-pression dans le récipient primaire) pour un système de confinement passif avec transfert de vapeur d'eau dans des réservoirs de noyage diluvien et avec le volume libre net du récipient primaire fixé respectivement à (a) 2831,70 m3; (b) 2123,77 m3; (c) 1415,85 m3 et (d) 991,095 m3 lorsque le combustible est submergé à 18fui; et - la figure 13 compare la variation de la pression absolue (portée en abscisses et exprimée en bar) du récipient primaire après noyage diluvien en fonction de la masse de fluide de noyage diluvien (par unité de masse de fluide réfrigérant de réacteur et portée en ordonnées) dans le système de confinement passif, ledit fluide de noyage diluvien étant stocké à (a) 15,50C, (b) IQOC et (c) 4,40C, tandis que le volume libre net du récipient primaire est fixé, pour cette comparaison, à 991,095 m3, la pression absolue dans le récipient étant maintenue à 0,138 bar avant l'accident servant de base à l'étude de projet. En se référant maintenant aux dessins,un système de confinement passif pour un réacteur à eau sous pression à quatre boucles y est révélé par exemple par les figures 1 à 7 inclus. L'enceinte de confinement primaire consiste en des cellules mutuellement reliées qui renferment ou contiennent les éléments composants du système réfrigérant du réacteur. Une cellule 101 pour cuve de réacteur loge la cuve ou le caisson de réacteur 102. Chacune des quatres cellules 103 pour générateur de vapeur d'eau renferme un générateur de vapeur doleau 104. Quatre cellules 105 pour pompe de fluide-réfrigérant de réacteur logent chacune une pompe 106 pour fluide réfrigérant de réacteur. Une cellule 107 pour générateur de pression loge le générateur de pression 108. Une cellule 109 pour échangeur de chaleur régénérateur ou récupérateur renferme l'échangeur de chaleur régénérateur 110 à haute pression.Des cellules- 11-1 pour tuyauterie du système réfrigérant de réacteur logent la tuyauterie 112 du système réfrigérant de réacteur. Des cellules 113 pour réservoir de rechargement contiennent respectivement des réservoirs 1-14 de rechargement de cuve de réacteur. -L'extrémité de fond inférieure de chaque cellule à réservoir (le' rechargement est soudée à jonction étanche à une jupe formant support qui constitue une partie de l'enceinte de confinement primaire. Les cellules 115 pour tuyauterie de réservoir de rechargement relient à leur tour mutuellement les jupes por teuses aux cellules adjacentes pour générateur de vapeur d'eau. Des cellules 116 pour réservoir de noyage diluvien logent respectivement les réservoirs de noyage diluvien 117. L'extrémité de fond inférieure de craque réservoir de noyage diluvien est soudée à jonction étanche à une jupe formant support qui constitue une partie de 1 enceinte de confInement primaire. Les cellules 118 pour tuyauterie de réservoir de noyage diluvien relient mutuellement à leur tour les. jupes porteuses aux cellules adiacen- tes 103 pour générateur de vapeur d'eau. Les cellules de l'enceinte de confinement sont construites en acier et en béton. Un revêtement ou garnissage continu d'acier 119 impartit la forme aux cellules mutuellement. reliées. A térieur des cellules, l'espace libre permet l'accès pourlentre tien des éléments composants des réacteurs. Des anneaux de raidissement formant frettes de renforcement Internes sont utilisés sur les enveloppes ou coques d'acier cylindriques 119 pour procurer le moment d'inertie requis pour la pression externe qui est imposée aux cellules qui forment 11 enceinte de confinement primaire.Des anneaux ou couronnes annulaires de renforcement sont également utilisés aux liaisons de raccordement mutuelles entre les cellules pour tuyauterie et les cellules pour équipe- ment principal. Les cellules 111 pour tuyauterie du système réfrigérant de réacteur constituent des moyens commodes pour le montage de supports et d'organes de retenue ou de bridage de tuyauterie qui empêchent l'endommagement de 1'enceinte de-confinement primaire et d'autres éléments comp-osants par le mouvement d'une conduite défaillante ou défectueuse ( fouettement de tuyau) dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide-réfrigérant. Ces supports et organes de retenue ou de bridage de tuyaux utilisent un montage à trois points écartés des anneaux ou frettes de raidissement et des couronnes annulaires de renforcement sur le revêtement de garnissage d'acier 119 de l'enceinte primaire à l'intérieur des cellules à tuyauterie. Les anneaux ou frettes de raidissement sont également étroitement espacés ou rapprochés en procurant une protection accrue pour le revetement de garnissage en acier. Des éléments composants principaux sont protégés contre un mouvement comme par exemple au cours d'un séisme ou tremblement de terre par des stabilisateurs de cuve. Le revêtement d'acier 119 est d'une structure à double paroi (non représentée). L'espace annulaire, compris entre les plaques d t acier, est rempli d'eau qui contient, en solution, du poison pour neutrons. L'espace, entouré par la plaque intérieure, forme le récipient primaire pour le système réfrigérant du réacteur. Pendant le fonctionnement du réacteur sous puissance ou en service, cet espace libre est maintenu à un vide élevé pour supprimer ainsi la necessité d'une isolation thermique sur les surfaces extérieures du système réfrigérant du réacteur. Pendant l'arrêt du réacteur pour des opérations d'entretien, on fait circuler de l'air à la pression atmosphérique à l'intérieur du récipient primaire en utilisant les canalisations à vide pénétrant dans le récipient primaire. La suppression de l'isolation thermique,sur les surfaces du système réfrigérant du réacteur, des auxiliaires à générateurs à vapeur et de la tuyauterie auxiliaire, constitue un perfectionnement décisif relativement à la technique antérieure du confinement de sécurité qui nécessite une isolation thermique sur les surfaces de systèmes et d'éléments composants à haute et à basse temp6rature à l'intérieur de l'enceinte de confinement primaire Ces améliorations comprennent t) une réduction du volume de confinement, de la durée de construction et dsu coM des matériaux;; 2) l'élimination du problème de corrosion par la contrainte potentielle imposée par des chlorures, lequel problème est créé par les impuretés à base de chlorures présentes dans l'isolation thermique; 3) la possibilité d'une surveillance continue à dis- tance des ones critiques des surfaces d'acier externes découvertes ou exposées sur la tuyauterie de fluide réfrigérant de réacteur, sur la cuve de réacteur et sur d'autres éléments composants principaux;; 4) une réduction du temps d'exposition, au- rayonnements ou radiations, du personnel de l'installation chargé des opérations d'entretien et d'inspection, de vérification ou de controle en éliminant le temps nécessaire pour enlever ou démonter et remonter l'isolation thermique; et 5) l'élimination des risques ou dangers résultant d'une isolation érodée ou rongée dans le cas de l'accident générateur de pertesde fluide réfrigérant. Dans la technique antérieure du confinement, le courant à jet percutant, provenant d'une fuite de fluide réfrigérant dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant, érode ou ronge ltisolation et la met en suspension dans liteau en obstruant ou bouchant ainsi les buses, tuyères ou ajutages de pulvérisation et les filtres à air dans les systèmes de confinement à pulvérisation et à recirculation d'air et en bouchant ou obstruant aussi des échangeurs de chaleur et des crépines d'aspiration ou filtres analogues à l'entrée des pompes dans le système de recirculation d'urgence ou de secours pour transmission de chaleur de désintégration. L'espace annulaire rempli d'eau, compris entre les enveloppes ou récipients de confinement respectivement primaire et secondaire, constitue une "chemise d'eau" ou enveloppe d'eau analogue qui sert de "paroi froide" pour le récipient primaire, sauf aux emplacements de pénétrations de l'enceinte de confinement. Une fuite à partir du récipient primaire est absorbée par l'eau contenue dans le récipient secondaire. L'espacement des plaques sur la "paroi froide" peut varier de quelques quarts de décimètre à un certain nombres de trentaines de centimètres selon ce qui est requis dans l'étude de projet ou de construction détaillée du systeme de confinement passif. La plupart des cellules ou presque toutes les cellules d'enceinte de confinement primaire sont enfermée-s ou entourées par une structure de béton 120 (qui est soit précontraint ou armé selon ce qui est déterminé par l'étude détaillée du projet de construction), à l'exception du sommet de la cuve de réacteur Un dôme à bride ou à rebord 121 renferme les mécanismesde commande ou de déplacement des barres de contrôle. Un trou d'homme ou de visite à bride ou à rebord 122 sur le récipient à pression procure l'accès aux mécanismes de commande de déplacement des barres de contrôle. La structure de béton, entourant ou enrobant directement l'enceinte de confinement secondaire, procure un support de structure pour les deux enveloppes de confinement respectivement secondaire et primaire et pour le système de réfrigérant de réacteur logé dans celles-ci. Une épaisseur suffisante de béton de structure est prévue partout pour servir également d'écran ou de bouclier de protection biologique. La protection contre le rayonnement pénétrant est ainsi procurée à des occupants présents à l'intérieur du bâtiment de réacteur à la fois penle fonctionnement normal du réacteur et pour tous accidents se produisant à l'intérieur de enceinte de confinement primaire, y compris les accidents générateurs de perte de fluide réfrigérant. Un certain nombre de cellules d'enceinte de confinement primaire sont compartimentées La cellule pour cuve de réacteur comporte deux compartiments, à savoir, un compartiment supérieur et un compartiment inférieur. Le compartiment Supérieur~est constitué par le drome d 'acier à bride ou à rebord 121.Le compartiment inférieur abrite la cuve de réacteur 1020 Les deux compartiments sont isolés l'un de l'autre -par une membrane d'acier formant diaphragme 1230 Pour le rechargement du réacteur en combustible, le fond supérieur à bride 124 de la cuve de réacteur étant enlevé , un anneau formant garniture de joint d'étanchéité est boulonné en place pour réaliser .un second joint de fermeture hermétique étanche à l'eau entre les compartiments respectivement supérieur et inférieur. Ce second joint étanche (non représenté) franchit en pont l'espace annulaire compris entre la bride ou le rebord de la cuve de réacteur et le revêtement d'acier d'enceinte de confinement sur la cellule 101 pour cuve de réacteur. Chacune des quatre cellules 105 pour pompe de fluide réfrigérant de réacteur comporte deux compartiments, à savoir,respectivèment pour le moteur d'entraSnement de pompe et pour le corps ou boîtier de pompe. L'espace libre, situé directement autour des corps ou bo:Ltiers de pompe 106, forme le compartiment nfé- rieur. Les compartlments 125 pour moteur logent les moteurs d'entraînement de pompe 126. Les compartiments 125 pour moteur peuvent être alimentés avec une atmosphère soit d'air soit de gaz inerte; en meme temps, le reste de l'espace libre (volume libre) dans l'enceinte de confinement primaire peut être maintenu soit sous un vide élevé ou à la pression atmDsphérique. La membrane d'acier formant diaphragme 127 sépare la cellule pour pompe en deux compartiments La membrane formant diaphragme est soudée à onction étanche au corps de pompe et au revêtement de céllule pour former le compartiment supérieur~125 (pour moteur). Le rev & ement d'acier dans le compartiment pour moteur est complètement soudé à jonction étanche sur le. fond supérieur bombé ou convexe 128. La tête formant fond peut être facilement découpée pour assurer le remplacement d'un moteur de pompe à travers l'ouverture de descente ou de trappe situé directement audessus du moteur. Après un remplacement de pompe, le fond supérieur bombé û convexe est resoudé en place. Les quatre réservoirs 1-14 de rechargement de cuve de réacteur et les quatre réservoirs de noyage diluvien 117 contiennent, en solution, du poison pour neutrons. Les contenus des réservoirs sont maintenus à une basse température en utilisant des unités de réfrigération mécaniques. Une quantité suffisante de fluide est prévue à l'intérieur de trois réservoirs de rechargement quelconques 114 pour inonder la cuve de réacteur 102 lors du rechargement après. un accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Les réservoirs de noyage diluvien 117 contiennent une quantité suffisante de fluide pour remplir le volume libre de l'enceinte de confinement primaire jusqu'à un niveau situé au-dessus de toute brèche de -rupture de tuyauterie du système réfrigérant primaire Des disques de rupture 129 sont disposés à l'extrémité formant fond inférieur des réservoirs de noyage diluvien 117. Un tronçon de tuyau 130 est placé immédiatement au-dessus du disque pour servir de diffuseur pour arrêter la vapeur d'eau au moyen du fluide de noyage diluvien pendant un transfert de vapeur d'eau dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Des soupapes de décharge ou de sureté sont disposées sur des collecteurs 131 partant du sommet des réservoirs de noyage diluvien 117. Toute évacuation par surpression à travers les soupapes de sûreté ou de décharge, dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant, est dirigée ou conduite dans le puits profond 201 Das canalisations de purge ou de vidange avec deux vannes d'isolation en série et un système de fermeture ou d'obturation à joint hydraulique ou à siphon isolateur sont prévus à tous les points bas de l'enceinte de confinement primaire t des cellules pour générateurs de vapeur d'ean,de la cellule pour cuve de réacteur dans les deux compartiments respectivement inférieur et supérieur et des cellules pour pompes de fluide réfrigérant de réacteur dans les deux compartiments respectivement inférieur et supérieur. Ces canalisations de purge ou de vidange conduisent toutes jusqu'à un réservoir de contrôle, de surveillance ou de détection de fuites; les compartiments supérieurs des cellules pour pompes sont purgés ou vidangés vers un réservoir séparé. Les deux réservoirs sont à leur tour purgés ou vidangés vers des moyens de stockage ou d'emmagasinage de déchets radio-actifs Ces voies de purge ou canalisations de vidange peuvent etre employées pour le rétablissement ou la remise en état après un accident lors d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant Après que tout le combustible a éte récupéré de la cuve du réacteur et mis dans les bassins de stockage de combustible, le fluide ou liquide de noyage diluvien, inondant l'enceinte de confinement primaire, est progressivement évacué par l'intermédiaire du réservoir de surveillance ou de contrôle de fuite et ce fluide est traité par le système à déchets radio-actifs liquides Tout le fluide de noyage diluvien ayant été évacué, les surfaces d'acier internes de l'enceinte de confinement primâi- re peuvent être aspergées ou arrosées par des proJections pulvérisées utilisant les canalisations de vapeur d'eau primitivement prévues pour chasser ou expulser par balayage l'air atmosphérique au cours de la préparation pour le démarrage ou la mise en marche normal du réacteur.A la suite d'une série d'applications d'aspersions ou d'arrosages par projections pulvérisées de solutions décontaminantes pour lavers les surfaces potentiellement radio-actives, une entrée limitée peut être effectuéc pour terminer les opérations de décontamination. Après décontamination, les dommages, causés par 11 accident générateur de perte de fluide réfrigérant, peuvent être évalués ou déterminés et des réparations exécutées pour recondi tonner l'installation en vue d'un fonctionnement continu de service sous puissance. L'enceinte de puits profond 201 est remplie d'eau fortement boratée qui possède une concentration en bore équivalente à celle présente dans le fluide réfrigérant du réacteur pendant les opérations de rechargement ou de réapprovisionnement en combustible. Lors de l'arrêt du réacteur pour rechargement en combustible, l'eau boratée est pompée pour passer du puits profond dans la cavité 202 de rechargement en combustible du réacteur. Après achèvement de l'opération de rechargement en combustible, l'eau boratée est évacuée pour etre ramenée dans le puits profond en provenance de iL cavité de rechargement en combustible.Le puits comporte une zone interne 203 et une zone externe 204 qui sont séparées par un cylindre concentrique en acier 205 qui s'étend depuis la proximité du niveau de plancher jusqu'à une hauteur légèrement supérieure au niveau d'faction de l'eau boratée. La zone extérieure sert de puits récepteur ou absorbeur de chaleur pour fluide à haute température qui est évacué directement dans le puits profond, c'est-à-dire provenant d'une évacuation ou vidange par surpression du générateur de pression du système réfrigérant du réacteur, desgénérateurs de vapeur d'eau, de l'enceinte de confinement primaire ou secondaire ou d'enveloppes ou espaces clos secondaires. Dans la zone intérieure 203 du puits profond, l'eau boratée sert d'agent ou de milieu de transfert de chaleur pour la chaleur de désintégration dans la période après accident succédant à un accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Cette chaleur est transmise par l'eau boratée depuis l'enceinte de confinement primaire jusqu'au bassin de refroidissement Dans la zone intérieure, un écran d'acier formant plaque ou chicane déflectrice 206 sépare la zone en deux voies de passage annulaires. Des conduites de refroidissement 207, disposées dans la voie de passage intérieure, sont reliées à des collecteurs 208 qui partent des cellules pour tuyauterie du système réfrigérant de réacteur et conduisent dans le compartiment inférieur de la cellule 101 pour cuve de réacteur. L'écran ou bouclier de protection biologique, en dessous de la cuve de réacteur -102, est à gradins et pouvru d'un anneau d'écopiement-Des serpentins de refroidissement 209, disposés au droit de la voie de passage externe, sont reliés aux collecteurs 210 qui conduisent jusqu'à un bassin de refroidissement extérieur situé au dehors Dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant, la cellule 101 pour cuve de réacteur se remplit avec le fluide réfrigérant de réacteur sortant par la fuite, avec le fluide de débordement du réservoir de remplissage de rechargement et avec le fluide du réservoir de noyage diluvien. La circulation thermique par l'intermédiaire des conduites de refroidissement 207 transmet la chaleur sensible à l'eau boratée présente danse puits profond. La circulation calorifique de l'eau du puits transmet à son tour la chaleur.sensible à l'eau du bassin de refroidissement circulant thermiquement à travers les serpentins de refroidissement 209. Les serpentins de refroidissement servent aussi -à transférer énergie sensible qui est évacuée directement dans la zone extérieure 204 du puits profond en provenance de 1' évacuation de fuite, par surpression , du système de réacteur ou de l'évacuation de fuite, par surpression, des générateurs de vapeur d'eau. La circulation thermique de l'eau du puits à travers les serpentins de refroidissement 209 transmet la chaleur à l'eau du bassin de refroidissement. Le puits profond est construit avec des parois en béton armé; cettè paroi constitue un écran ou bouclier supplémentaire de protection biologique pendant le fonctionnement du réacteur. Le puits est revêtu de plaques d'acier 211 et un vide poussé peut être maintenu dans le puits pendant le fonctionnement normal du réacteur. Des espaces clos 212 d'enceinte de confinement secondaire sont situés directement au dessus des cellules 105 pour pompes de fluide réfrigérant de réacteur. Des orifices de visite formant trousdthomme 213 à double bride ou rebord et fermés par boulonnage procurent un accès pour descendre depuis l'espace clos jusque dans les compartiments 125 pour moteurs de commande de pompe en vue d'opérations d'inspection, blessais et d'entretien.Des tuyauteries pour traitement ou utilisation technologique, des instruments ou appareils électriques et des circuits de commande conduisent depuis le compartiment du moteur à travers des pénétrations ou traversées spéciales jusque dans l'espace clos situé au-dessus des moteurs de commande de pompe 212 Une atmosphère d'air ou de gaz inerte est fournie aux compartiments pour moteurs par l'intermédiaire d'une tuyauterie provenant de l'espace clos placé au-dessus. Pour l'accès du personnel, de l'air est fourni au compartiment. Pour le fonctionnement du réacteur, l'air est remplacé par un gaz inerte.En plus de l'amélioration de la transmission de chaleur depuis les moteurs jusqu'au fluide à l'intérieur de l'espace annulaire de confinement, le gaz inerte évite le risque potentiel de consomption par combustion emptchant les conducteurs de connexion électriques, d'instruments et de commandes de buter. De même, le gaz inerte réalise une protection contre la combustion (par brûlage) de l'huile de lubrification dans les moteurs de pompe pendant le fonctionnemen-t nermal ou dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant.Pour la protection contre les accidents, les compartiments I;our moteurs de pompe comportent une barrière 214 de protection contre les projectiles, formée par une plaque de blindage pour contenir tous projectilespotentiels provenant d'une défaillance notamment par éclatement des volants d'entrainement ou d'inertie des pompes. Tn espace clos 215 d'enceinte de confinement secondaire est placé directement au-dessus de la cellule 107 pour générateur de pression. Un trou d'homme 216 formant orifice de visite à double bride ou rebord et fermé par boulonnage procure un accès depuis l'espace clos à l'intérieur de la cellule pour générateur de pression en vue d'inspections, d'essais et d'opérations d'entretien. Des tuyauteries pour traitement ou utilisation technologique, des circuits électriques, d'instru ment s et de commandes conduisent depuis la cellule pour générateur de pression à travers des pénétrations ou traversées spéciales jusque dans l'espace clos secondaire 215. Les collecteurs 217 de soupapes de sûreté et de soupapes de décharge ou de décompression sur le générateur de pression sont disposés de façon à rendre les soupapes facilement accessi bles pour l'entretien ou la desserte à partir d'une plate-forme placée directement en dessous du trou d'homme. Les collecteurs d'évacuation pour les soupapes de surjeté sont dirigés dans le puits profond 201 à travers des pénétrations ou traversées spéciales 228 de l'enceinte de confinement. La cellule pour tuyauterie,pour le collecteur de tuyauterie reliant le système réfrigérant du réacteur au générateur de pression 108,réalis'- terre communication pour maintenir le volume libre de la cellule pour générateur de pression sous un vide éle vé Pendant l'arrêt du réacteur avec le récipient primaire rempli d'air à la pression atmosphérique, la cellule pour tuyauterie procure un accès po-ur le personnel à l'équipement adjacent, c'està-dire aux générateurs de vapeur d'eau, aux corps de pompe, aux réservoirs de remplissage de rechargement pour cuve de réacteur, aux réservoirs ae noyage diluvien et à la cuve de réacteur. Un espace clos 218 d'enceinte de confinement secondaire est placé directement au-dessus de la cellule 109 pour échangeur de chaleur régénérateur ou récupérateur. Un trou d'homme 219 à double bride ou à double rebord et fermé par boulonnage procure un accès depuis l'espace clos jusque dans la cellule d'échan- geur de chaleur régénérateur en vue de visites ou d'inspections, à'essais et d'opérations d'entretien. Des liaisons de raccordement de tuyauterie, entre l'échangeur de chaleur régénérateur et l'échangeur de chaleur non régénérateùr,s'étendent à travers l'espace clos secondaire. Des circuits électriques, d'instruments et de commandes conduisent également depuis la cellule 109 à travers des pénétrations ou traversées spéciales jusque dans espace clos secondaire 218. Une cellule pour tuyauterie, reliant le système réfrigérant de réacteur à l'échangeur de chaleur régénérateur 110, établit une communication pour maintenir le volume libre dans la cellule à la même pression que le restant du volume libre de l'enceinte de confinement primaire. Cette cellule pour tuyauterie,-située du coté opposé de la cellule 101 pour cuve de réacteur par rapport à la cellule 107 pour générateur de pression, procure un accès pendant ltarret du réacteur à l'équipement adjacent; cela comprend le restant des générateurs de vapeur d'eau, des corps de pompe, des réservoirs de remplissage pour rechargement de cuve de réacteur, des réservoirs de noyage diluvien et la cuve de réacteur. L'entrée, dans les espaces clos secondaires situés aukessus des pompes pour fluide réfrigérant de réacteur, est obtenue à travers des ouvertures de descente 220 Une entrée non autorisée dans l'enceinte de confinement primaire est empêchée par le vide élevé existant entre les trous de visite à double bride fermés par boulonnage à l'entrée des cellules. Pendant un arrêt prolongé du réacteur, l'entrée du personnel est effectuée dans l'enveloppe de confinement primaire pour des opérations d'entretien et d'inspection. Avant l'entrée du personnel, le volume libre de l'enceinte de confinement est purgé ou vdangéà travers des filtres à grand rendement ou de haute efficacité et à travers des couches de charbon activé. Des pièces formant tambours, tiroirs ou tourniquets sont montées entre les collec- teurs à dépression ou sous vide de l'enceinte de confinement primaire et le système de ventilation de l'enceinte de confinement primaire pour établir une atmosphère ventilez. Le volume réduit et le vide eUevéyexistant dans I tenceinte de confinement primaire, réduisent, de façon importante (d'un facteur supérieur à 400), la masse d'air contenant des particules présentant une radio-activité émettant des rayons gamma, évacuée par purge de l'enceinte de confinement jusqu'à l'environnement extérieur pendant l'arr8t du réacteur en vue d'opérations de rechargement encombustible et d'entretien, en comparaison avec la technique antérieure du confinement.L'emploi d'un vide élevé avec une purge initiale de vapeur a'eau élimine pratique ment l'air restant qui est soumis à une activation par des neutrons qui fuient de la cuve du réacteur pour engendrer de l'argon 41, de l'oxygène 19, de l'azote 16 et du tritium dans l'atmosphère de l'enceinte de confinement. L'espace clos secondaire 221 sert de conduit ou galerie formant tunnel de tuyauterie et de poste ou de station pour soupapes ou vannes pour la tuyauterie s'étendant à partir des cellules pour générateurs de vapeur d'eau. Ceci comprend les collecteurs de vapeur d'eau 222 et les canalisations d'eau alimentaire ou d'appoint 223 Cette tuyauterie sort du tunnel de tuyauterie 221 à travers un prolongement de l'espace clos de forme circulaire pour tuyauterie Des panneaux de pénétration 224 sont prévus pour la tuyauterie sortant de ltédifice du réacteur. Des conduites d'évent 225 conduisent de l'espace clos secondaire 221 jusque dans le puits profond. Les évents procurent une protection contre la surpression au tunnel de tuyauterie dans le cas d'une rupture d'un collecteur de vapeur d'eau.Ces évents possèdent une longueur suffisante pour servir de branches barométriques. Des canalisations sous vide ou-à dépression 226 provenant du '-récipient primaire conduisent également dans le tunnel de tuyauterie. Des éjeqvteurs à vapeur d'eau 227 avec branches barométriques et des pompes à vide sont reliés par des conduites de raccordement aux canalisations à dépression ou sous vide 226 partant des cellules pour générateurs de vapeur d'eau Cet équipement est situé dans le puits d'équipement auxiliaire qui fait partie intégrante du bâtiment de réacteur. Des vannes dtisolement 229 sont prévues sur les collecteurs de vapeur d'eau et sur la tuyauterie d'eau alimentaire ou d'appoint iLtintérieur du prolongement du tunnel de tuyauterie. Des vannes d'isolement sont similairement prévues sur les canalisations à dépression ou sous vide. Des soupapes de sûreté ainsi que des soupapes de décharge ou de vidange sur des prises de raccordement 230 des collecteurs de vapeur d'eau 222 sont situées stratégiquement à l'intérieur du tunnel de tuyauterie. Les collecteurs d'évacuation pour les soupapes sont dirigés vers ltintérieur du puits profond 201 Des sas 231 pour le personnel sont utilisés pour procurer un accès au tunnel de tuyauterie. le sas est disposé à une hauteur supérieure à celle du niveau de plancher de l'espace clos 221.Dans l'éventualité d'une rupture de tuyauterie à l'intérieur de l'espace clos 221, tout le liquide est retenu à l'intérieur de l'espace clos avec évacuation à travers des évents 225 pour vidange dans le puits profond 201o Le confinement est également réalisé par le bâtiment ou l'édifice 301 du réacteur qui.est conçu et construit pour fonctionner normalement sous un vide léger. les cellules d'enceinte de confinement primaire conjointement avec les espaces clos secondaires associés, les systèmes auxiliaires à basse pression, les systèmes pour déchets radio-actifs, les bassins de rechargement en combustible et les systèmes d'entretien et de ltssrte du réacteur sont complètement logés à l'intérieur de l'édifice du réacteur. Le bâtiment du réacteur est de forme circulaire et d'une construction en béton armé. l'édifice possède un toit 302 qui est supporté par les murs extérieurs du bâtiment et par les quatres cellules 103 pour générateurs de vapeur d'eau, par les quatre cellules 113 pour réservoirs de remplissage de rechargement et par les quatre cellules 116 pour réservoirs de noyage diluvien. Une grue rectiligne 303 formant pont roulant de levage ou analogue est égalemen-t supportée par les murs ou parois latéraux du bâtiment de réacteur et par les cellules pour générateurs de vapeur d'eau. Un rentrant de muraille ou renfoncement en retrait au droit des cellules procure une plate-forme de montage pour les rails 304 de la grue formant pont roulant. Deux puits pour équipement sont extérieurs à la partie circulaire du bâtiment de réacteur mais sont construits de façon à faire partie intégrante du bâtiment en présentant le même degré de qualité de structure. Un puits 305 pour équipement d'eau de service ou d'entretien est disposé au nord de l'installatione Un puits d'équipement auxiliaire 306 est situé à 1800 par rapport au nord. L'éqRipement d'eau de service comprend les élémentscomposants formés par des échangeurs thermiques de refroidissement et par des pompes et les pompes à eau de~service. En outre, le puits 105 contient un ascenseur ou élévateur pour passagers 907 et une cage d'escalier 308. Le puits 306 pour équipement auxiliaire abrite un monte-charge pour matériel 309 et une seconde cage d'escalier 308 ainsi qu'un certain nombre de systèmes de service ou d'entretien et d'équipements auxiliaires. L'accès au bâtiment de réacteur est obtenu par l'intermédiaire du sas 310 pour personnel situé au voisinage du puits 905 pour équipement d'eau de service. Un sas 311 pour équipement procure également un accès au batiment du réacteur. Le sas fait partie de la structure comprenant le puits 306 pour équipement auxiliaire. Trois niveaux ou étages d'équipement sont prévus; des planchers en b éton armé réalisent une isolation entre niveaux ou éldvations de plancher Des pénétrations ou traversées spéciales sont utilisées pour faire passer toutes les tuyauteries et tous les conducteurs électriques, instruments et circuits de commande entre élévatiopns ou niveaux de plancher et l'extérieur jusqu'au triment de réacteur. Des moyens d"accès pour le personnel ne sont pas prévus entre élévations ou niveaux de plancher à l'inté- rieur du bâtiment de réacteur; l'accès à chaque élévation ou niveau de plancher est obtenu par l'intermédiaire des cages ou trémies d'ascenseur, d'élévateur ou de monte-charge. À chaque élévation ou niveau de plancher, des doubles portes Erléeaniquement verrouillées mutuellement ou réciproquement asservies 310 procurent un accès pour le personnel à partir des ascenseurs pour passagers. Des sas ou recettes de palier 711 pour équipement procurent un accès depuis les monte-charge pour matériel à chaque niveau ou étage de plancher. Des unités individuelles de chauffage, de ventilation et de conditionnement d'air sont prévues à chaque niveau de plancher. Ces unités sont conçues pour le recyclage de l'air, la fourniture d'air d'appoint étant maintenue à un minimum. Chaque unité est conçue pour maintenir une légère pression négative ou dépression dans les zones d'équipement Toute radio-activité, libérée accidentellement dans une zone d'équipement, est évacuée par ventilation dans des conditions contrôlées à travers des filtres à grand rendement ou hautement efficaces et des couches de charbon activé après une période de décroissance ou de désintégration suffisante Une considération détaillée est apportée à l'utilisation pratique de l'espace libre ou ouvert entourant l' "ilôt de réacteur" à l'intérieur du bâtiment de réacteur Les figures 4 et 5 comprennent des zones pour les opérations de rechargement du réacteur en combustible.La région ouverte, représentée sur la figure 6, est utilisée pour de l'équipement non radio-actiS et pour des zones de service les cabales électriques, les instruments et les circuits de commande sont conduits depuis le compartiment 121 des mécanismes de commande des barres de contrôle jusqutau niveau de plancher représenté sur la figure 6 à travers des tubes d'acier noyés ou enrobés dans le béton formant la base de la cavité 202 de rechargement du réacteur en combustible et des bassins 313 et 314 pour combustible usé.Similairement, des câbles électriques, des instrunients et des circuits de commande sont conduits depuis les espaces clos situés ardessus des cellules 212 pour pompes, audessus de la cellule 215 pour générateur de pression et au-dessus de la cellule 218 pour échangeur de chaleur régénérateur à travers des tubes d'acier noyés ou enrobés dans lebéton qui conduit au troisième niveau de plancher La zone ouverte, représentée sur la figure 7, est utilisée pour des systèmes auxiliaires de réacteur et pour des systèmes drentretien ou de desserte du réacteur comprenant le système de contrôle ou de réglage chimique et de volume conjointement avec des colonnes d'échange d'ions, des systèmes de refroidissement à l'arret duacteur, des systèmes à acide borique et d'autres systèmes potentionnellement radio-actifs. Les tuyauteries de traitement ou d'utilisation technologique, reliant ces systèmes au système de fluide réfrigérant du réacteur par l'intermédiaire des espaces clos secondaires, sont conduites à travers des gaines ou manchons pour tuyaux noyés ou enrobés dans du béton. Les régions ouvertes sont également employées pour les équipements et les éléments composants des systèmes de stockage de liquide radio-actif et pour déchets radio-actiiN Ceux-ci comprennent les systèmes pour le traitement ou le conditionnement de déchets radio-actifs gazeux et liquides Une zone d'emmagasinage de déchets radio-actifs solides est prévue. En se référant de nouveau à la figure 4, la zone de rechargement du réacteur en combustible comprend la cavité 202 de rechargement du réacteur en combustible, le bassin 313 pour combustible usé et le bassin de réserve ou de secours 314. Des portes ou vannes 315, installées de chaque côté de la cavité de rechargement en combustible du réacteur, isolent les bassins de la cavité. La cavité de rechargement en combustible du réacteur et les deux bassins pour combustible usé sont remplis d'eau fortement boratée. Lors de l'arrêt du réacteur pour rechargement encombustible, l'eau boratée, dans la cavité du réacteur, est évacuée dans des réservoirs situés dans la zone d'emmagasinage d'eau boratée. Après que le dôme à bride 121 a été enlevé, le fond supémeur à bride 124 de la cuve de réacteur est préparé pour le démontage. La cavité du réacteur est remplie avec de l'eau boratée provenant du puits profond 201 lorsque le\fo,daipérieurdelacu'e de réacteur est levé avec le niveau d'eau montant. Le caveau 316 de stockage de combustible neuf ou frais est situé en un emplacement commode. Lors de l'achèvement des opérations de rechargement en combustible, ie fX serieur à bride dela cave de réacteur eet abaissé pour être ramené sur la cuve au fur et à mesure que l'eau boratée est évacuée de la cavité du réacteur pour remplir de nouveau les puits profond. Après que le fad supérieur à bride de la cuve de réacteur et le dôme à bride ont été remontés, l'eau boratée est ramenée par pompage dans la cavité du réacteur en provenance des réservoirs de stockage d'eau boratée.Lors du démarrage du réacteur, au fur et à mesure que le fluide réfrigérant du réacteur est chauffé, l'eau en excès est évacuée du système de réacteur et emmagasinée dans la zone de stockage d'eau boratée jusqu'à ce qu'elle soit traitée. Le bassin de combustible usé et le bassin de réserve ou de secours sont dimensionnés ensemble pour le stockage d'au moins une charge et deux tiers de combustible de réacteur pour le coeur. Le bassin de combustible usé est utilisé pour des opérations normales de rechargement en combustible et le bassin de secours ou de réserve est utilisé quand le coeur enti-er du réacteur est déchargé. Le bassin de combustible usé est relié à une fosse coulée adjacente 317 par l'intermédiaire d'un canal équipé d'une porte ou vanne 315. La fosse peut être purgée ou vidangée et utilisée comme fosse de -décontamination après que le combustible usé a été chargé dans le fut ou baril d'expédition. Après décontamination, le baril d 'expédition est sorti du batiment du réacteur par des rails ou voies ferrées à travers les portes d'équipement 334. Un embranchement de chemin de fer (non représenté) s'étend jusqu'à l'intérieur du btimentde réacteur à travers les portes d'équipement. Des tubes de trop-plein ou de débordement 318 dans la cavité de rechargement en combustible du réacteur et dans les bassins de combustible sont utilisés pour maintenir le niveau de liquide L'écoulement de trop-plein ou de débordement est dirigé vers des réservoirs situés dans la région de stockage d'eau boratée. Au niveau du rechargement en combustible, un pont roulant et un chariot roulant 319 sont prévus pour les opérations de rechargement en combustible du réacteur et-de manutention du combustible usé. Un pont roulant et un chariot de roulement peuvent être prévus pour chaque bassin. La cavité de réacteur 202 possède un espace suffisant pour le stockage, sous l'eau, du coeur cylindrique 320 de la cuve de réacteur et pour les parties internes ou entrailles 121 de la cuve de réacteur pendant les opérations de rechargement en combustible du réacteur; le dôme à bride 121 et le fard sumeur à brZe 124 de la cuve de réacteur sont stockés sur faire de dép8t constituée par le bouclier de protection contre les projectilfs, transféré au bassin de réserve 314 pour combustible use depuis l'emplacement situé au-dessus de la cavité 202 de rechargement en combustible du réacteur pour des opérations de rechargement en combustible. Un refroidissement par convexion thermique est prévu à chaque bassin pour la chaleur de désintégration par fission provenant du combustible usé présent dans le bassin. Des collecteurs tubulaires 322, agencés par paires et conduisant au bassin de refroidissement ou partant de celui-ci, sont disposés suivant une position verticale dans chaque bassin Des tubes de refroidissement, montés horizontalement et pourvus d'ailettes étendues 323, relient les collecteurs respectivement d'entrée et de sortie de bassin. Les tubes de refroidissement présentent une légère pente ascendante depuis le collecteur d'entrée jusqu'au collecteur de sortie pour intensifier la circulation thermique. De même, les collecteurs de retour au bassin sont placés à un niveau plus élevé que les collecteurs véhiculant de l'eau depuis le bassin jusqutaux tubes de refroidissement de bassin. A chaque bassin, un écran d'acier formant plaque ou chicane déflectrice 324 est disposé au voisinage des tubes de refroidissement. la plaque formant chicane déflectrice est tournée 'vers les tubes de refroidissement et s'étend sur presque toute la hauteur du bassin, depuis le voisinage du plancher de bassin jusqu'à légèrement en dessous du niveau d'eau boratée. L'eau du bassin, à l'intérieur de la voie de passage, formée par la chicane déflectrice et par la paroi du bassin, est refroidie et la densité accrue de l'eau provoque une circulation thermique. Le niveau de l'eau dans le bassin de refroidissement est à une hauteur plus élevée que le niveau de l'eau boratée dans les bassins l'apparition d'une fuite d'eau est surveillée, contrôlée ou détectée par analyse périodique de la concentration en bore dans l'eau du bassin. Des vannes d'isolement (normalement bloquées à l'état ouvert) sur les collecteurs 522 permettent l'inspection de l'ensemble de refroidissement. En fermant les vannes et en déboulonnant les brides sur les collecteurs (situés au-dessus du niveau d'eau du bassin), l'ensemble de refroidissement peut être soulevé de façon à être dégagé pour l'inspection et le nettoyage. La forte capacité calorifique, présentée par l'eau du bassin, donne du temps pour effectuer ce travail d'entretien sans surchauffer le bassin. Des couvercles transparents peuvent être prévus sur les bassins de combustible usé 313 et 314 pour empêcher l'évaporation de l'eau saturée de tritium quand des opérations de rechargement en combustible ne sont pas en cours.De môme, un bouclier de protection contre des projectiles est prévu au-dessus de la cavité 202 de rechargement en combustible du réacteur pour le fonctionnement sous puissance de service du système réfrigérant du réacteur Les figures 6 et 7 représentent la structure porteuse pour le complexe de réacteur, à savoir,le socle 325 de fondation de cuve de réacteur qui supporte la cuve deréacteA-102 et la structure en béton armé au droit de la cavité 202 de rechargement en combustible du réacteur.La paroi cylindrique en béton armé 326, entourant le puits profond, le socle de fondation d'équipement 327 et le mur cylindrique en béton armé 328 du bâtiment de réacteur constituent une structure formant support pour toutes les cellules d'enceinte de confinement, les structures internes et pour tous les équipemerSs et les éléments composants places dans celles-ci- Un intérieur de la structure 120 des cellules de béton de l'enceinte de confinement sont prévues des voies de passage alternées pour accès dans les cellules d'enceinte de confinement primaire, outre le trou d'homme 216 sur la cellule 107 pour géné rater de pression et le trou d'homme 219 sur la cellule 109 pour échangeur de chaleur régénérateur. Les puits 232 d'accès au puits profond comprennent des trous d 'homme 233 qui procurent un accès direct aux quatre cellules 103 pour geité-rateurs de vapeur d'eau. Les puits ou trémies 232 comprennent de-s cages d'escalier (non représentées,) qui réalisent une entrée plus facile par l'intermédiaire des trous d'homme 233 ou orifices de visite analogues Les puits d'accès 232 servent à des fonctions additionnelles outre le fait de procurer des voies de passage pour pénétrer dans l'enceinte de confinement primaire et dans le puits profond.Pendant le fonctionnement du réacteur, les puits revêtus d'acier (qui s'étendent en pénétrant dans le fluide du puits profond et jusqu'à quelques trentaines de centimètres du plancher) servent de collecteurs d'évacuation pour la multiplicité de soupapes de sûreté et de décharge ou de décompression qui font partie intégrante du système réfrigérant du réacteur, des-auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau et aussi des enveloppes de confinement respectivement primaire et secondaire. Les collecteurs 217 à soupapes de sûreté pour le générateur de pression évacuent ou déchargent par l'intermédiaire de la voie 228 de pénétration dans le puits d'accès 232.Des soupapes de décharge ou de décompression 141 sur les réservoirs 114 de remplissage pour rechargement de la cuve de réacteur (dimensionnées pour l'évacuation de fuite de vapeur d'eau en provenance des auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau) évacuent dans le puits profond par l'intermédiaire du puits d'accès 232. Les soupapes de décharge ou de décompression sur les collecteurs 131, partant des scmmets des réservoirs de noyage diluvien 1178 procurent une protection contre les surpressionspour l'enceinte de confinement primaire avec évacuation dans les puits d'accès.De même, la décharge de surpression ou de décompression pour le fluide dans l'espace annulaire compris entre les enveloppes de confinement bespectivement primaire et secondaire est acheminée par l'intermédiaire des puits d'accès jusque dans le puits profond. Des galeries ou tunnels d'accès 329, au sommet des cellules verticalement alignées d'enceinte de confinement, procurent une entrée d'accès aux soupapes de sûreté et de décharge ou de décompression disposées au-dessus des éléments composants pour lesquels la protection est réalisée. Des baies de porte hermétiquement closes ou fermées de façon étanche 330 et des cages d'escalier 331 sont prévues en vue d'un accès facile aux galeries ou tunnels 329. Des voies de Xpénétration 332 fermées de façon étanche conduisent depuis les galeries ou tunnels d'accès en descendant jusque dans les zones d'équipement. La protection contre la surpression est réalisée pour les tunnels 329 par l'intermédiaire d'évents qui conduisent jusque dans le puits profond. Le bâtiment de réacteur, comprenant toute la structure de béton interne, peut être construit avant la livraison des éléments composants du système réfrigérant du réacteur au chantier de construction. Les structures cylindriques en béton armé, intérieures au bâtiment de réacteur et formant celui-ci, peuvent être construites par coulée ou moulage en coffrage glissant. Outre-le fait qu'il existe des ouvertures débouchant dans le bâtiment de réacteur dans la totalité des niveaux de plancher pour le personnel ainsi que pour l'équipement, des ouvertures sont également prévues dans le toit du- bâtiment de réacteur.Les ouvertures de toit, pourvues de dispositifs de fermeture 334, sont prévues pour la cuve de réacteur, pour les quatre générateurs de vapeur d'eau et pour les quatre réservoirs de remplissage de rechargement, pour les quatre réservoirs de noyage diluvien et pour les deux puits d'accès menant au puits profond. Le bâtiment de réacteur et le toit sont conçus de façon à pouvoir recevoir une grue qui est utilisée pour monter les éléments composants du système réfrigérant de réacteur et, en cas de nécessité; pour démonter et remplacer des organes composants défectueux ou défaillants. Des coques ou-enveloppes modulaires en aciér, fabriquées en atelier, sont employées pour construire les cellules d'enceinte de confinement. Les liaisons mutuelles entré cellules sont soudées sur place- sur le chantier pour réaliser une encein te de confinement primaire continu à l-'intérieur d'une enceinte de confinement secondaire.-L-es fonds supérieures bombés convexes au sommet des-coques ou enveloppes d'acier verticales dans les cellules d'enceinte de confinement avec les dispositifsde fermeture de toit sont -soudes sur- place sur le chantier après que-les éléments composants du système réfrigérant du réacteur ont été montés.Des organes composants défectueux ou défaillants peuvent aussi être réparés ou remis en état à travers les dispositifs de fermeture de toit en enlevant par découpage la tête bombée formant fond supérieur convexe. Après que l'élément composant a été remplacé, la tête bombée formant fond supérieur convexe est resoudée en place et essayée. Un dispositif de fermeture en béton armé enrobé d'acier est monté sur chaque ouverture de toit. Les brides conjuguées sur les dispositifs de fermeture comportent des bagues ou garnitures annulaires de joint d'étanchéité toriques et un système de mise sous pression et de détection des fuites. Les dispositifs de fermeture sont fixés par boulonnage aux brides conjuguées à l'aide de goujons. Les caractéristiques de conception, prévues dans les systèmes de confinement passif, présenteilt une structure qui assure la survie des éléments critiques sous l'action d'excitations causes par des séismes ou tremblements de terre et par d'autres actes de Dieu. Une résistance mécanique ou tenacité suffisante est réalisée pour résister aux forces d'inertie induites en utilisant du béton armé et précontraint dans les fondations cylindriques concentriques qui relient ou entrctoisent le socle de base et les dalles de toiture ainsi que les planchers aux divers niveaux pour constituer une unité monobloc ou monolithique.De même, la structure passive de béton, formant les cellules a' enceinte de confinement primaire, les espaces clos secondaires et les murs ou parois du bassin de rechargement en combustible ajoutent de la stabilité à la structure Une résistance mécanique ou tenacité accrue peut être obtenue, en cas de nécessité, en disposant des murs ou parois radiaux entre les cylindres. Dans le système de conEinement passif, la nécessité d'avoir des éléments de liaison (ombilics) avec des sour/d'eau d'alimen- tation d'urgence ou de secours est virtuellement supprimée. Ces ombilics, utilisés extensivement pour des systèmes de sécurité actifs dans la technique antérieure, sont spécialement vulnérables å des déplacements générateurs de defaillances au cours d'une grave prturbation sismique. Les seuls élémonts de liaison, utilisés par le système de confinement passif, sont les collecteurs menant à la masse d'eau extérieure. Cependant, il n'est pas nécessaire que ces collecteurs soient en fonction pendant une durée de plusieurs heures après un accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Kême si une rupture de tuyauterie se produisait dans l'un des collecteurs, la circulation thermique continuerait encore et la galerie ou le tunnel de tuyauterie se remplirait simplement d'eau provenant de la masse d'eau du dehors. Le système de confinement passif n'est pas vulnérable à un sabotage. Les systèmes de sécurité passifs sont conçus de façon à faire partie intégrante ou être solidaires de la structure de base et ne sont pas accessibles pendant le fonctionnement normal à cause du vide élevé régnant à l'intérieur du récipient primaire Le système de confinement passif présente une conception qui permet au batiment de réacteur d' être souterrain, encastré ou enfoncé, monté sur une barge ou un chaland ou un bateau analogue ou bien immergé comme un iceberg. Chaque procédé procure un profil d'installation qui est esthétiquement plus séduisant qu'un système da confinement qui est disposé presque entièrement au-dessus du niveau du sol. ba ligure 8 représenta un agencement typique de tuyauterie pour un réservoir de remplissage de rechargement de cuve de réacteur prévu pour chaque boucla dans le réacteur à eau sous pression à quatre boucles. Chaque réservoir 114 de remplissage de rechargement de cuve de réacteur est relié à la cuve de reacteur par l'intermédiaire de la tuyauterie 112 du système réfrigérant de réacteur au moyen d'un ou de plusieurs collecteurs d'injection de sécurité 132. Deux soupapes de retenue 133 et une vanne télécommandée ou actionnée à distance 134 sont prévues en série sur chaque collecteur d'injection de sécurité 132 prévu.Un ou plusieurs injecteurs à ajutage, jet ou buse d'éjection 135 sont immergés dans le réservoir de remplissage de rechargement 114. La section formant diffuseur de chaque injecteur à jet ou ajutage d'éjection 135 est placée à l'extrémité inférieure formant fond du réservoir de remplissage de rechargement et émerge dans un collecteur d'injection de sécurité 132, La chambre d'aspiration de chaque injecteur à jet ou ajutage d'éjection 135 est ouverte à l'eau traitée présente dans le réservoir de remplissage d rechargement pour fournir une aspiration immergée ou en charge.La partie formant buse ou tuyère de chaque injecteur à ajutage d'éjection 135 est reliée à un sous-collecteur 136 branché sur le collecteur d'alimentation en vapeur d'eau 137 qui relie mutuellement lescôtéosecon dairesdes générateurs de vapeur d'eau 124 afin de fournir le fluide sous pression de commande aux injecteurs à ajutage ou jet d'éjection. Un orifice limiteur d'écoulement 138, un disque de rupture 139 et une vanne télécommandée ou actionnée à distance 140 sont prévus en série sur le collecteur d'amenée de vapeur d'eau 137. Une soupape de décharge de sûreté peut être employée sur le collecteur d'amenée de vapeur d'eau 137 à la place du disque de rupture 139. Une protection contre la surpression est-réalisée pour le réservoir de remplissage de rechargement par les soupapes de décharge ou de décompression 141 qui évacuent dans le puits profond 201 par l'intermédiaire des puits d'accès 232. Une pompe volumétrique ou à déplacement positif (non représentée) de faible capacité maintient une pression hydrostatique sur l'eau traitée dans les réservoirs de remplissage de rechargement 114. Une unité de réfrigération conjointement avec des serpentins de réfrigération (non représentés) maintiennent L'eau traitée à 1'intérieur du réservoir de remplissage de rechargement à une basse température. Un collecteur de décharge de vapeur d'eau 142, s'étendant depuis l'auxiliaire à générateur de vapeur d'eau jusqu'à l'extrémité-inférieure formant fond du réservoir de remplissage de rechargement de cuve de réacteur, est prévu pour L'évacuation de fuite ou de vidange de vapeur d'eau à partir du générateur. La soupape de décharge de vapeur d'eau 143, située sur le collecteur de décharge, est actionnée par lé système de commande du réacteur. Les soupapes de sûreté 141 sont conçues de façon à empêcher le téservoir'de-remplisage de rechargemnnt-ou dè réapprovisio nnement 114 d'excéder sa pression nominale de construction pour toute décharge de vapeur d'eau qui se produit comme résultat d'un phénomène de pression transitoire produit par des changements de la charge suivant des variations par paliers ou gradins et rampes ou pentes-. La figure 9 montre l'agencement de tuyauterie pour les réservoirs de remplissage,de réapprovisionnement 114 pour cuve de réacteur en corrélation avec les générateurs de vapeur d'eau 104 et avec la tuyauterie 112 du système de fluide réfrigérant pour réacteur pour un réacteur à eau sous pression à quatre boucles. Il est à noter que la tuyauterie est agencée de façon que chaque générateur de vapeur d'eau soit relié à un réservoir de remplissage de réapprovisionnement 114 à travers un collecteur d'alimentation en vapeur d'eau 137.De même, la tuyauterie est agencée de maniere que chaque réservoir de remplissage de réapprovisionnement soit relié à deux conduites 112 du système de fluide réfrigérant du réacteur par l'inter- médiaire de collecteurs d'injection de sécurité 132 ; deux réservoirs de remplissage de réapprovisiormement 114 sont reliés aux quatre orifices d'entrée à la cuve de réacteur 102 et les deux autres réservoirs de remplissage de réapprovisionnement 114 sont reliés aux quatre orifices de sortie de la cuve de réacteur 102. Les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement 114 pour la cuve de réacteur conjointement avec lesréservoirs de noyage diluvien 117 constituent des moyens pour le stockage de tout le fluide réfrigérant radioactif libéré par le système de réacteur pendant la durée de vie de l'installation. L'une des considérations pertinentes, dont il faut tenir compte pendant le fonctionnement du réacteur, est l'accroissement continuel de la concentration en tritium dans le fluide réfrigérant du réacteur. Le tritium est un isotope avec une longue période de demi-vie qui est produit en quantités appréciables dans le fluide réfrigérant, principalement par des réactions de neutrons avec le bore, le lithium-6 et le deutérium soluble, et aussi par diffusion d'une partie de celui qui s'est formé par fission ternaire dans le combustible. Au fur et à mesure que la concentration en tritium dans le fluide réfrigérant aug mente avec la durée de fonctionnement du réacteur, la concentration en tritium dans l'air humide, présent au-dessus de la cavité 202 de rechargement en combustible du réacteur et du bassin de combustible usé 313 pendant des opérations de rechargement en combustible du réacteur, croit à chaque opération de rechargement en combustible. La durée d'exposition admissible ou tolérable du personnel de l'installation à l'air humide saturé de tritium décroît, de sorte que la dilution du fluide réfrigérant du réacteur, pour réduire la concentration en tritium avant les opérations de rechargement en combustible, devient essentielle.Les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement 114 pour cuve de réacteur, les réservoirs de noyage diluvien 117 et le puits profond 201 procurent une capacité de stockage suffisante à l'intérieur de l'enceinte de confinement pour assurer une rétention ou un emmagasinage séquentiel, > dans le cadre d'un programme de manipulation d'eau, pour toute l'eau saturée de tritium traitée pendant la durée de vie utile ou de service de l'installation. Ainsi un stockage blindé ou protégé très efficace est réalisé pour l'eau saturée de tritium qui est également traitée chimiquement pour utilisation dans le cas d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Des produits de fission à longue durée de vie en phase gazeuse n'ont pas besoin d'être rejetés dans le milieu ambiant. Les figures lo à 13 inclus sont des représentations graphiques de la réponse des systèmes de confinement de réacteur qui illustrent les avantages du mode de réalisation décrit en- détail . Pour ces représentations graphiques, le système de fluide réfrigérant considéré- du réacteur possède un volume d'environ 357 m3 contenant 239,5 t de fluide réfrigérant avec une quantité d'énergie emmagasinée d'environ 77.13-3 thermies. Une énergie supplémentaire de 25.963 th est disponible pour dégagement dans l'enceinte de confinement au cours des cinq premières minutes après la survenue de l'accident servant de base à l'étude de projet. Une discussion détaillée des diagrammes graphiquès~-est incluse dans le chapitre succédant à la description du fonctionnement en cas d'accident. Fonctionnement en cas d'accident La réponse du système de confinement passif à un accident générateur de perte de fluide réfrigérant est décrite pour une enceinte de confinement primaire conçue pour une contrepression absolue d'environ 6,9 bar. Un réacteur à eau sous pression à quatre boucles en fonctionnement normal, produisant 1.000 rFi; d'électricité, est choisi dans un but d'illustration. Les valeurs théoriques ou nominales de construction spécifiées sont comprisses dans le domaine de conception t'apique pour l'installation nucléaire choisie. Des évaluations similaires du système de confinement passif peuvent être effectuées pour tous les réacteurs à eau sous pression comprenant les projets à deux et à trois boucles ainsi que pour tous les réacteurs à eau bouillante. Dans le système de réacteur clzoisi, le fluide réfrigérant absorbe de la chaleur au cours du passage à travers la cuve de réacteur 102, dégage ou libère la chaleur pour produire de la vapeur d'eau au cours du passage à travers les générateurs de vapeur d'eau 104 et est amené à recirculer à travers Ces éléments composants au moyen de la pompe 101j pour fluide réfrigérant de réacteur. Le générateur de pression 108 maintient le fluide réfrigérant de réacteur à une pression absolue d' en- viron 144,9 bar pour supprimer l'ébullition à l'intérieur du système de fluide réfrigérant de réacteur.Pour le contrôle ou la commande de réglage chimique et du volume du fluide réfrigérant à l'intérieur du système de réacteur, échangeur de chaleur régénérateur 110 est employé comme économiseur pour chauffer le fluide réfrigérant entrant au moyen du fluide réfrigérant sortant. Ce système de réacteur, interconnecté par la tuyauterie 112, contient approximativement 239,5 t de fluide réfrigérant avec environ 77.133 thermies d'énergie emmagasinée dans le fluide réfrigérant à une température moyenmoyenne pondérée de 3020 C. Le récipient primaire est conçu ou construit avec un volume libre de l'ordre de 2.831,7 ). J'air dans cet espace est initialement chassé ou expulsé par des éjecteurs à vapeur d'eau et est maintenu à une pression totale absolue inférieure à 0,138 bar par les pompes à vide évacuant ou refoulant dans le puits profond 201. Les réservoirs de noyage diluvien 117, à l'intérieur'du récipient primaire, contiennent tous ensemble environ 1.j61 tonnes de fluide maintenu à 10 C par réfrigération. Un franc-bord total, exc6dant légèrement 141, 6 m3 dans les réservoirs de noyage diluvien, est maintenu à une pression totale absolue inférieure à 0,138 bar. Les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement de la cuve de réacteur sont dimensionnés chacun pour contenir approximativement 136 t d'eau traitée maintenue à 100C et à une pression hydrostatique absolue de 24,13 bar. Chaque auxiliaire à générateur de vapeur d'eau contient approximativement 45,4 t de fluide avec un contenu en énergie voisin de 12.604 th. Les générateurs de vapeur d'eau fonctionnaient dans le domaine de pression absolue de 62 bar à la charge naninale. Les disques de rupture, dans les collecteurs d'amenée de vapeur d'eau, sont conçus pour éclater chaque fois que la pression dans les auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau est plus élevée de 44,8 bar que la pression régnant à l'intérieur des réservoirs de remplissage de réapprovisionnement pour la cuve de réacteur. De même, les soupapes de décharge de sécurité, chaque fois qu'elles sont utilisées au lieu des disques de rupture, sont conçues pour issue soulever ou s'ouvrir brusquement" à une différence de pression de 44,8 bar. Les robinets-vannes, sur les collecteurs d' injection de sécurité et sur les collecteurs d'alimentation en vapeur d'eau, restent ouverts pendant le fonctionnement du réacteur en service sous puissance. Pour les conditions nominales ou théoriques de conception, spécifiées pour les disques de rupture (ou pour les soupapes de décharge de sûreté si elles sont utilisées), ceux-ci doivent résister aux valeurs transitoires de pression qui résultent de changements dans la charge par variation par gradins ou paliers et par rampes ou pentes sans éclatement ou -crevaison ni soulèvement ou ouverture brusque. La pression hydrostatique absolue de 24,13 bar dans les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement empêclle que la différence de pression de 44,8 bar, s'exerçant sur les disques de rupture (ou les soupapes de décharge de sécurité) soit atteinte, sauf dans le cas de l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Dans le cas de l'accident générateur de parte de fluide réfrigérant, servant de base à l'étude de projet ou de conception de la construction, la plus grosse conduite 112 du systeme réfrigérant de réacteur se rompt. Il s'ensuit une évacuation de fuite de fluide réfrigérant par les deux extrémitds ouvertes de la conduite rompue. La vidange de fuite en masse du fluide réfrigérant se produit en moins de dix secondes. La vidange de fuite de fluide réfrigérant,à travers la brèches de rupture de la conduite, met le volume libre du réci- pient primaire sous pression. À une pression absolue d'environ 3,45 bar, les disques de rupture 129 éclatent ou crèvent et un transfert de vapeur d'eau dans les réservoirs de noyage diluvien 117 a lieu. Les orifices des disques rompus 129 sont conçus pour servir de buses ou d'ajutages d'éjection et- sont espacés relativement aux tubes formant diffuseurs 130, de telle manière que des chambres d'aspiration sont formées aux extrémités de tube, les tubes 130 fonctionnant eux-mêmes comme diffuseurs pour condenser la vapeur d'eau transférée. Les 141,6 7 de franc-bord permettent le transfert d'environ G t de vapeur d'eau dans les réservoirs de noyage diluvien 117. Les produits incondensables à basse pression (inférieure à 0,138 bar) dans le récipient-primaire sont entraînés par la vapeur d' eau et sont également transférés dans les réservoirs de noyage diluvien. Lorsque les réservoirs de noyage diluvien sont remplis par ce transfert et par la dilatation thermique du fluide contenu, la vidange de fuite de fluide réfrigérant continue à augmenter la pression dans le récipient primaire. Comme la vidange continue du système de réacteur décomprime ou abaissc la pression du fluide réfrigérant restant dans le système de réacteur en les sous du domaine de pression absolue de 24,13 bar, les soupapes de retenue dans les collecteurs d'injection de sécurité sont automatiquement ouvertes par la différence 'de pression. la pression hydrostatique absolue de 24,13 bar,a' l'intérieur des réservoirs de remplissage de réapprovisionnement de cuve de réacteur ,est rapidement réduite par l'injection de l'eau traitée provenant des réservoirs dans le système de réacteur. La vidange de fuite du système de réacteur à travers la brèche de rupture de tuyauterie continue à décomprimer le fluide réfrigérant restant. Quand la pression dans le système de réacteur diminue pour tomber en dessous du domaine de pression absolue de 17, 24 bar, la prassion, aux injecteurs à jet à l'intérieur des réservoirs de remplissage pour réapprovisionnement de euve de réacteur, @iminue aussi pour tomber en dessous du 2omain@ de prassion absolue de 13, 24 bar. Ceci a pour résultat une diff6renca d@ pr@ssion absolue de 44,8 bar en travers des disques d rupture dans les @ollec- teurs d'amenée de vapeur d'eau et les @isques éclatent ou crèvent. L'éclatement des 2isques amorce l'écoulement de vapeur d'eau depuis les au:ftiiairas a générateurs de vapeur d > au et jusqu'aux injecteurs à jet. @e courant d'écoulement de vapeur d'eau, à travers les buses ou ajutages d'injecteur, entraîne l'eau traitée à partir des r6servoirs de remplissage de réapprovisionnement ; la vapeur d'cau et l'cau sont inti mement mélangées au passage à travers les se-jtions formant diffuseurs pour créer une solution nomogène d'eau traitée avec des produits chimiques d'empoisonnement de neutrons en solution.Les ouvertures aux orifices de limitation d'écoulement sont dimensionnées pour réaliser une vitesse sonique pour la commande de réglage de l'écoulement de vapeur d'eau jusqu'aux injecteurs pendant la majeure partie de la vidange d( fuite de vapeur d'eau. Cette commande de réglage du débit d'écoule- ment de vapeur d'eau à travers les buses ou ajutages d'injec- teur procure le rendement ou l'efficacité requis pour l'injection d'eau traitée à partir des réservoirs de remplissage de r6approvisionnement dans le système de réacteur. La décompression continue du fluide réfrigérant. subsistant toujours à l'intérieur du système de réacteur continue à accroître la contre-pression à l'intérieur du volume libre de l'@nceinte de confindment primaire. A une contrepression absolue d'environ @,895 bar dans le récipient primaire, la vidange de fuite de fluide réfrigérant à partir du système de réacteur est arrêt6e par égalisation de pression. La vidange de fuite de fluide réfrigérant du réacteur étant arrêtée, l'écoulement d'injection en provenance des injecteurs à jet, conçu pour une vitesse de nemplissage d'environ 152 mm/s, se poursuit jusqu'à se que la cuve de réacteur soit remplie et qu'un débordement de trop-plein se produise à travars la brèche de rupture de conduite.Les auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau continuent à fournir la fluide sous pression da commande pour les injec t@urs à jet jusqu'à ze que la pression des génératenrs de vapeur d@@au socondaires soit approximativorant égale à la contrapression dans l'enteinte de confinement. Les pressions étant égalisées, les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement contiennent toujours une petite quantité d'eau traitée. En variante, l'emploi de soupapes de décharge de sûraté à la place des disques de rupture limite la masse de fuite secondaire des générataurs de vapeur d'eau utilisée pour l'injection de sécurité. L'écoulement d'injection se poursuit jusqu'à ce que le fluide secondaire des générateurs de vapeur d'eau soit décomprimé jusqu'à la pression de réenclenchement ou de fermeture pour les soupapes de décharge d sûreté. La pression de réenclenchement ou de fermeture est conçue de façon à réaliser un écoulement d'injection suffisant pour remplir la cuve de réacteur pour la valeur nominale réduite de la - contro-pression dans l'enceint de confinement. @'arrêt - la vidange de fuite de fluide réfrigérant du réacteur termine aussi le transfert de vapeur d'eau depuis l'enceinte de confinement jusque dans les réservoirs de noyage diluvien. La charge statique de fluide, à l'intérieur des réservoirs, provoque une inversion de courant d'écoulement à trav-rs las ouvertures des disques rompus avec la terminaison transfert de vapeur d'eau. L'écoulement par gravite, en provenance des réservoirs de noyage diluvien, remplit lXen- ceinte de confinement, cet écoulement diluvien fournit un volume de fluide presque égal à celui présent dans le volume libre du récipient primaire. ainsi, la tuyauterie de fluide réfrigérant de réacteur est complètement submergéc et remplie par le fluide provenant de l'écoulement diluvien. Apris l'écoulement diluvien et lorsque les températures, à l'intéri@ur du récipient primaire et dans la cuve de réacteur, ont été approximativament égalisées, la température moyenne ponaérée de tout le fluide est d'environ 71 C. Cette température traquit l'énergie totale emmagasinée dans le fluide réfrigérant (77. 133 th) et dans les auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau (50.414 th) plus un supplément de 25.963 th sous la forme d'énergie emmagasinée provenant du combustible nucléaire, des structures internes et des éléments composants du réacteur ainsi que du dégagement de chaleur de désintégration pendant les cinq premières minutes apres l'accident. A 71oC, la pression de vapeur à l'intérieur du système de fluide réfrigérant du réducteur est inférieure à la pression combinée de l'atmosphère de l'enceinte de confinement et de la charge statique de fluide au-dessus de la brèche de rupture de tuyauterie ; ceci permet au fluide de s'écouler en pénétrant dans le système de réacteur et en remplissant ce système jusqu'au niveau de fluide pour écoulement diluvien. Dans 1' accident générateur de perte de fluide réfrigérant, comme le combustible nucléaire est toujours refroidi et comme l'injection de sécurité a lieu de façon à remplir effectivement la cuve de réacteur en quelques minutes après la rupture de tuyauterie, la fusion du combustible est empêchée. Les produits de fission, s'échappant du combustible, sont limités en quantité à la libération ttrapide48 qui résulte de défaillances ou ruptures mécaniques du gainage de revêtement. Ceci restreint la libération à des produits de fission qui ont émigré vers l'espace vide compris entre le combustible et le gainage de revetement. La libération "prompte" est limitée à quelques pourcents de la masse totale de gaz nobles et d'iodes du combustible . Cette quantité libérée est faible en comparaison avec les quantités libérées qui doivent être supposées dans des pratiques courantes ou ordinaires de concession de licence. Le récipient primaire est à une pression élevée pendant un temps court seulement qui est inférieur à D minutes dans le cas de l'accident générateur de perte de fluide réf,-igérant. Toute fuite du récipient primaire est retenue en majeure partie par le fluide présent dans le récipient secondaire Toute fuite à travers les voies de pénétration ou de traversée de récipient est confinée à l'intérieur des espaces clos secondaires. De même, une quantité suffisante de fluide d'écoulement diluvien est présente dans le récipient primaire pour prendre ou absorber en solution la plupart des produits de fission s'échappant du combustible au cours d'une libération "prompte". après l'écoulement diluvien avec sa température à 71 C, le fluide, inondant maintenant le récipient primaire, possède une capacité calori-ique suffisante pour absorber la chaleur de désintégration engendrée pendant la première heure après l'accident sans que la pression dans le récipient primaire augmente au-delà de la pression atmosphérique. liu cours de cette période de temps, la vitesse ou le débit de production de chaleur de désintégration a diminué appréciablement.Le système passif de transmission de chaleur est conçu pour transmettre la chaleur de désintégration au débit de production, existant après une période d'une heure, d'environ 4,.389 thermies par heure. Cette exigences de transmission de chaleur est en réalité plus faible en tenant conte de ce que la transmission de chaleur aux espaces extérieurs a lieu au cours de la première heure.Les systmes passifs de transmission de chaleur, utilisant les fluides de couplage dans le puits profond et dans l'espace annulaire du récipient, sont conçus pour le débit de transfert de chaleur dc désintégration spécifié, le fluide d'écoulement diluvien dans le récipient primaire étant à une température maximale d'environ 930C et la masse d'eau extérieure étant à une température maximale d'environ 3C-0C. Dans ces conditions, la pression de vapeur, combinée avec la pression des produits incondensables dans le récipient primaire, est maintenue en dessous de la pression atmosphérique et une fuite à partir de l'enceinte de confinement vers l'extérieur ne se produit pas au cours de la période après l'accident. Le fluide d'écoulement diluvien stocké, le fluide de remplissage pour réapprovisionnement de la cuve de réacteur et le fluide dans l'espace annulaire compris entre les récipients respectivement primaire et secondaire contiennent divers produits chimiques en solution pour servir de poisons pour les neutrons, de "fixateurs" d'oxygène, de 3fixateurs" de produits de fission et d'agents d'abaissement du point de congélation. Je poison pour neutrons considéré peut-comprendre le bore, le cadmium et le hafnium mais n'est pas limité à ces substances. Outre le fait de faire fonctionner le récipient primaire sous un vide élevé et ae dégazer les fluides, des substances additives telles que l'hydrazine et le sulfite de sodium peuvent être utilisées comme "fixateurs" d'oxygène. Les "fixateurs" de produits de fission peuvent ccr.prencire l'hydroxyde de sodium et le thiosulfate de sodium mais ne sont pas limités à ces substances. Les agents d'abaissement du point de congélation ne sont pas limités aux nombreux alcools connexes, tels que l'éthylène-glycol. Ces produits chimiques additifs servent à un but défini dans la situation provoquée par un accident. Les poisons pour neutrons empêchent le combustible nucléaire de devenir "critique" aux basses températures de fluide au cours de la période après l'accident. Les fixateurs" d'oxygène servent agents de balayage d'oxygène pour l'oxygène radiolytique formé par la décomposition de l'eau au cours de la période après l'accident. n balayant l'oxygène, une concentration explosive avec de l'hydrogène radiolytique ne peut pas être formée. Une quantité suffisante d'agent de balayage peut etre ajoutée aux fluides pour se combiner avec tout l'oxygène engendré au cours ve la période- après l'accident afin de supprimer virtuellement toute libération d'oxygène radiolytique dans l'atmosphère de l'enceinte de confinement. n outre, le combustible est maintenu bien en dessous de la température d'inflammation spontanée pour un mélange d'hydrogène et d'oxygène et la combustion d'hydrogène est également empêchée en inondant les sources potentielles d'inflammation ou d'allumage. Le fluide dxécoulement diluvien et le fluide de remplissage pour rechargement de la cuve de réacteur sont susceptibles de prendre ou d'absorber presque tous les produits de fission en solution. n outre, des produits chimiques dissous peuvent être employés pour se combiner avec les produits de fission afin de former des corps composés stables. Ceci procure une assurance ou garantic supplémentaire que des produits de fis-sion ne peuvent pas fuir au dehors de 1'en- ceinte de confinement au cours de la période consécutive à un accident. Les agents d'abaissement du point dc congélation permettent aux fluides, utilisés pour le confinement en cas d'accident, d'être maintenus à de basses températures sans risque de se congeler en un bloc ou une masse solide de glace. n abaissant le point de congélation, la capacité calorifique du fluide danse est accrue pour réaliser une pression de confi nagent après accident encore plus basse. Des qualités spécifiques du système de confinement passif sont indiquées à titre d'exemple pour montrer son caractère unique et sa supériorité dans la conception d'enceintes de confinement pour réacteurs nucléaires. Ces qualités sont mises en lumière à l'aide des diagrammes graphiques présentés sur les figures 10 à 13 inclus. Lorsque la pression nominale ou théorique maximale de pointe au cours d'un accident est augmentée, une réduction importante du volume libre exigible pour le récipient primaire est obtenue (voir figure 10). De nouveau, corrone la pression maximale de pointe dd.Ls l'enceinte de confinement après un accident (contre-pression dans récipient primaire)- est accrue, la masse de fluide réfrigérant de réacteur, maintenue en phase liquide, est augmentée de façon marquée (voir figure 11). Un but de cette description est de définir un système de confinement qui réalise, par des moyens passifs, un refroidissement suffisant pour empêcher le combustible nucléaire d'être surchauffé et de fondre au cours de l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Une enceinte de confinement (du type sec) à pleine pression nécessite une contre-pression excessivement élevée pour atteindre cet objectif. transfert de vapeur d'eau dans les réservoirs de noyage diluvien est utilisé pour réduire cette exigence de confinement à pleine pression. Le transfert de vapeur d'eau réalise un transfert d'énergie plus élevé par unité de masse de fluide re'frigérant en comparaison avec le transfert d'énergie pour I système ei dessin de suppression de vapeur de la technique antérieure (deux fois plus d'énergie par unité de masse de fluide réfrigérant en moyenne).Par le transfert de vapeur d'eau, une quantité suffisante de fluide réfrigérant ast retenue nassivement a l'intérieur de la cuve du réacteur du système de confinement passif pour empêcher la surchauffe du combustible. Les systèmes de confinement de la technique antérieure dépendent de systèmes actifs d'injection de fluide réfrigérant pour fournir du fluide réfrigérant d'appoint ou de complé- ment à la cuve du réacteur. Si les systèmes actifs manquent de fonctionner par défaillance, une fusion excessive de combustible a lieu en une vingtaine de minutes après une rup- ture de tuyauterie au cours de l'accident génératcur de perte de fluide réfrigérant, servant de base à l'étudc du projet de construction. Grâce au transfert de vapeur d'eau dans les réservoirs de noyage diluvien, ltexigence de pression et de volume cst réduite de façon importante (comparer la figure 19 à la figure lo). Afin de retenir le fluide réfrigérant autour du combustion ble, une contre-pression modérée est utilisée pour empêcher une vidange de fuite excessive à partir de la cuve du réacteur. De même, le volume libre de récipient primaire est restreint de façon que la masse de fluide réfrigérant, présente à l'intérieur du récipient primaire lui-même à la pression maximale de pointe au cours d'un acciaent, ne soit pas excessive. Dans l'analyse de la vidange de fuite de fluide réfrigé- rant pour les représentations graphiques (figures 11 et 12), il a été supposé de façon prudente que le même rapport de la masse de liquide à la masse de vapeur d'eau existe dans le récipient primaire et dans la cuve du réacteur. n realité, la masse de vidange de fuite de fluide réfrigérant, qui -2 lieu,cst à deux phases (liguide et vapeur d'eau), de sorte que davantage de liquide est retenu à l'intérieur du système de réacteur que l'analyse ne l'indique. Les valcurs de pression et de volume, nécessaires pour retenir le fluide réfrigérant à l'intérieur du système de réacteur, sont ainsi indiquées suivant des estimations prudentes sur la figure 12. Dans le système de confinement passif, toutes les matières ou fournitures extrinsèques sont éliminées de l'intérieur de -l'enceinte de confinement primaire pour réduire sa taille afin d'établir; par l'étude du pro; et, la corrélation nécessaire entre pression et volume qui retient le luie réfrigérant autour du -combustible pendant la vidange de fuite de fluide réfrigérant.Ces matériels ou fournitures comprennent l'évacuation de l'air pour rise sous vidc en plus de l'élimination de touez systèmes auxiliaires, éléments composants auxiliaires et structures intern s. @'évacuation de l'air jusqu'à un vide élevé supprime la nécessité d'avoir une isolation tharmique sur les surfaces externes du système réfrigérant du réacteur.Des systèmes auxiliaires, tels que dispositif d'arreAt de générateur de pression, dispositif de pulvérisation ou de projection d'aspersion pour enceinte de confinement, l'eau pour service d'entretien ou de desserte, les purges ou évacuations pour fluides chauds et froids et aussi les appareils refroidisseurs pour enceinte de confinement, se compostant d'unités formant ventilateurs, unités formant filtres, d'éliminateurs d'humide dité, de serpentins de refroidissement, de systèmes ou réseaux de conduites ou canalisations, d'instruments et d'organes de commande, de réglage ou de contrôle sont soit éliminés ou déplacés de l'intérieur du récipient primaire.Des éléments composants auxiliaires, tels que la grue du bâtiment de réacteur, les mécanismes et appareillages de transfert de combustible pour rechargement en combustible par pont roulant et par chariots roulants et les équipements de service d'entretien pour la cuve de réacteur, sont déplacés de l'enceinte de confinement primaire et rendus accessibles pour le service d'entretien à tout moment à l'intérieur du bâtiment du réacteur. Sont également déplacés du récipient primaire, les structures de béton massif formant : les murs ou parois et- planchers internes, les supports d'équipement, à savoir, des supports plurales éléments composants du système de fluide réfrigérant du réacteur, les boucliers ou écrans de protection biologique, les boucliers de protection contre des projectiles, les murs ou parois de la cavité de rechargement en combustible du réacteur et les murs ou parois du canal de transfert de combustible et la nécessité d'avoir des ouvertures de grand diamètre pour le remplacement ou le remontage de l'équipement est supprimée. Les matériels énumérés sont tous normalement présents dans les systèmes de confinement existants pour le réacteur à eau sous pression. L'élimination de ces matériels de l'enceinte de dbnfinement primaire illustre davantage, à titre d' exemple, la nature unique du système de confinement passif. En éliminant les matériels extrinsèques de l'intérieur du récipient primaire, le volume interne est suffisamment réduit pour que des cellules d' enceinte de confinement primaire mutuellement reliées de petit diamètre puissent être utilisées dans le système de confinement passif. l.es diamètres des cellules sont réduits par des facteurs d'environ cinq à di, en compa- raison avec les diamètres de structures de confinement cd stan- tes pour les réacteurs à eau sous pression. n réduisant les diamètres des cylindres de confinement par un facteur de cinq ou plus, la pression maximale de pointe d'enceinte de confinement en cas d' accident peut être augmentée approximativement par un facteur de cinq ou davantage, avec les mêmes dimensions d'épaisseur de paroi ou de mur d'enceinte de confinement pour une matière donnée. Le gain ou l'davantage dans la conception de l'enceinte de confinement du réacteur, réalisé par ces qualités du système de confinemn t passif, est facilement démontré par le volume libre net exigé pour l'enceinte de confinement pour les divers systèmes de confinement destinés à des installations à énergie nucléaire fonctionnant dans le même domaine de puissance, selon les capacités ou contenances suivantes Enceinte de confinement à pleine pression (du type sec): Système de suppression de vapeur, utilisant de la glace :88. 980/m3 Système de suppression de vapeur, utilisant de l'eau : 7. 7.872 système de confinement passif avec contre-pression absolue de 6,895 bar 2,832 m3. Cette réduction importante de la taille de l'enceinte de confinement renforce les bases d'étude de projet ou de conception pour le système de confinement passif. @e petit volume d'air, enfermé dans le récipient primaire, est facilement expulsé ou chassé en une période de temps de deux heures par les éjecteurs à vapeur d'eau. De la vapeur d'eau à basse pression peut être employée pour expulser ou chasser l'air par balayage.Un vide élevé (pression absolue inférieure à 0,188 bar) est facilement maintenu par une pompe à vide ayant un débit d'environ 57 litres par minute la fuite, qui peut être traitée par la pompe, est plus élevée que le taux de fuite acceptable de 0,1 à 0,5 par jour d e refoulement de la pompe à vide est dirigé dans 7 puits profond.De même, pendant des opérations d'entretien, le récipient primaire est facilement ventilé en utilisant des pièces à tiroirs, à tourniquets ou analogues pour relier le systeme da ventilation du bâtiment de réacteur aux canalisations sous vid ou à dépression sortant du récipient primaire. @e petit volume libre enfermé dans le rédcipient primaire renforce la rétention de réfrigérant liquide à l'intérieur du système de réacteur. d'une façon fondamentale, lorsque le volume libre enclos est diminué do grandeur, la quantité -de fluide réfrigérant retenue à l'intérieur du récipient primaire diminue en proportion et augmente ainsi la quantité de fluide réfrigérant retenue dans le système de réacteur.De nouveau, comme la contre-pression dans le récipient est augmentée, la quantité de fluide réfrigérant, présente dans la phase liquide, est accrue ceci est le cas à la fois pour le système de réacteur et pour le récipient primaire respectivement maintenus à des volumes fixes.Conme le transfert de vapeur d'eau dans les réservoirs de noyage diluvien a lieu pendant la vidange de fuite de fluide réfrigérant, une plus grande souplesse est obtenue pour établir ou déterminer la taille et la contrepression des récipients. @e transfert de vapeur d'eau dans las réservoirs de noyage diluvien diminue aussi l'enthalpie du fluide réfrigérant restant.Une enthalPie plus basse a pour résultat une plus forte proportion ou quantité relative de la masse de fluide réfrigérant retenue a 1 'état liquide à une contre-pression prédéterminée, en comparaison avec un fluide réfrigérant avant une e enthalpie plus élevée. Ces principes fondamentaux offrent une grande latitude dans la conception du système de confinement et permetent l'optimalisation du transfert de vapeur d'eau, du volume libre des récipients et de la contre-pression, de façon que le combustible nucléaire reste efficacament refroidi pendant tout l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant.Ces caractéristiques de conception sont appliquées dans le développement et l'établissement du diagramme graphique selon la figure 12. Des considérations supplémentaires, relatives à la détermination du volume libre des récipients et de la pression nominale ou-théorique de projet, sont constituées par l'acces sibilité désirée pour la visite d'inspection lors de l'arrêt de fonctionnement et les opérations d'entretien, l'aire de surface de section transversale libre zone passage > écoulement nécessaire pour -l'évacuation de fuite du fluide réfrigérant et l'inondation ou la submersion de l'enceinte de confinement par le fluide d'écoulement diluvien, de façon à remplir de nouveau passivement le système de fluide réfrigérant du réacteur. En dimensionnant le récipient primaire, il peut être désirable de prévoir plus d'espace ou de place pour les opérations d'inspettion et d'entretien que ne le permet l'étude de projet pour maintenir le combustible immergé dans le fluide réfrigérant. La masse totale de fluide réfrigérant évacuée par fuite dans le réservoir agrandi peut laisser subsister une quantité insuffisante à l'intérieur du système de réacteur. Dans le cas présent, des moyens passifs d'injection de sécurité sont utilisés à l'intérieur du récipient primaire pour injecter du fluide d'appoint ou complémentaire directement dans le système de réacteur. il peut encore être désirable de concevoir le récipient primaire pour une pression plus basse que ne le permet l'étude de projet pour maintenir le combustible immergé dans le réfrigérant liquide. Le système de remplissage de réapprovisionnement de la cuve du réacteur est ici également employé pour augmenter la quantité de fluide réfrigérant maintenue à la contrepression plus basse afin de submerger ou d'immerger complètement le combustible. Le fluide traité, à l'intérieur des réservoirs de remplissage de réapprovisionnement ae la cuve du réacteur, est dégazé par un agent chimique de désaération en excès en solution pour balayer l'oxygène radiolytique engendré après un accident générateur de fuite de fluide réfrigérant conjointement avec le fluide d'écoulement diluvien. Ceci constitue une amélioration décisive par rapport à la technique antérieure qui utilise un gaz inerte pour l'injection de fluide. Te fluide, mis sous pression par un-gaz inerte, devient saturé avec ce gaz. Un dégagement de gaz vers l'extérieur se produit pendant l'in- jection de sécurité, lequel affecte défavorablement le remplissage de réapprovisionnement de la cuve du réactcur, spécialement en faisant varier la densité du liquide dans le tuyau de descente de la cuve du réacteur. Le fluide traité sous pression hydrostatique à l'intérieur des réservoirs de remplissage de réapprovisionnement présente encore une autre caractéristique. La pression hydrostatique dans les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement et la pression d'éclatement pour les disques de rupture dans les canalisations ns d'interconne.rion de vapeur d'eau provenant des auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau peuvent varier entre les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement pour augmenter le remplissage de réapprovisionnement de la cuve du réacteur. Cette caractéristique présente encore un avantage décisif sur la technique antérieure qui utilise un gaz inerte pour l'injection passive de fluide dans la cuve du réacteur. Toute variation de la pression d'injection ou de la perte de pression dans la tuyauterie de liaison réciproque avec la cuve du réacteur fait varier le débit d'injection et la durée d'injection. Toute variation de la durée d'injection continue à affecter défavorablement la densité du liquide dans le tuyau de descente (charge statique dans le tuyau de descente) lorsque chaque accumulateur se vide et la bulle de gaz de couverture ou de recouvremUnt de chaque réservoir passe à travers le tuyau de descente de la cuve de réacteur. Le système de confinement passif procure le degré de protection requis pour empêcher une élévation nuisible de température dans le combustible nucléaire au cours d > un accident générateur de perte de fluide réfrigérant. En résumé, la réponse du systeme consiste à créer une contre-pression de confinement suffisamment élevée pour arrêter l'évacuation de fuite avec une quantité suffisante de fluide réfrigérant maintenue autour du combustible pour assurer une transmission de chaleur efficace. Une injection passive rapide de fluide traité a lieu à travers toutes les buses de la cuve du réacteur (sauf à travers le tuyau défectueux ou défaillant) pour réapprovisionner par remplissage la cuve du réacteur en vue d'une élimination continuelle de chaleur.Les circuits de transmission de chaleur passive réalisent une évacuation d chaleur de désintégration pendant la période consécutive à un accident. L'optimalistion de la contre-pression nominale ou théorique de projet devient une partie de l'étude détaillée de projet de l'installation de production d'énergie nucléaire. Des systèmes de confinement de sécurité de la technique antérieure, qui dépendent de systèmes actifs de sécurité techniquement élaborés, sont sujets aux phénomènes suivants qui résultent d'une élévation excessive de température dans le combustible pendant une période de temps étendue ou prolongée (1) Fragilisation du gainage de revêtement en alliage de zirConium connu sous la dénomination do zircalloy ; (2) Gonflement du combustible provoquant un blocage de l'écoulement (3) Fusion de connexions brasées et d'alliages à bas point de fusion tels que l'alliage d'argent, d'indium et dc cadmium;; (4) Gonflement d'éléments en carbure de bore (5) Réactions exothermiques entre métal êt eau ou entre métal et vapeur d'eau (6) Combustion de l'hydrogène libéré par les réactions entre métal et eau (7) Réactions entre oxyde d'uranium et alliage de zirconium dit zircalloy (8) fusion du combustible ayant pour résultat une grosse libération de produits de fission (9) Effondrement ou affaissement de combustible fondu. Le système de confinement passif procure une protection contre un phénomène transitoire accidentel dans le réacteur qui a pour résultat une surpression ou montée brusque de pression qui est au-delà de la capacité de la multiplicité -le soupapes de détente et dD sécurité prévues sur le générateur de pression.Un phénomène transitoire de ce typa peut résulter de défaillances ordinaires de mode dc fonctionnement qui s'opposent à un arrêt d'urgencc ou brusque du fonctiennement du réacteur en cas d'alerte ou do déclenchement d'alarme. Cette protection prend la forme de disques de rupture montés dans das voies ne passage d'homme situées dans les orifices entre en tête de canalisations sur les générateurs de vapeur d'eau. hes disques de rupture sont conçus pour éclater ou crever à une pression spécifique qui excèda la marge de 109, audessus de la pression maximale admissible de travail pour les soupapas de sûreté, comme cala est prescrit par le code des installations de production d' énergie nucléaire. titre d'exemple, une pointe ou élévation brusque cie pression, qui excède de 13 à 20% la pression de travail maximale admissible du système réfrigérant de réacteur, fait éclater ou crève les disques de rupture dans les voies de passage d'homme d'entrée. Ceci provoque un accident générateur de perte contrôlé e fluide réfrigérant - dans les parties du système de réacteur qui entraînent le moins de perturbation. ne phénomène transitoire du réacteur est enrayé ou arrêté net par les espaces vides de vapeur d'eau dans le coeur et est complètement arrêté par le fluide d'empoisonnement de neutrons injecté dans la cuve de réacteur à partir des réservoirs de remplissage de réapprovisionnement. Le reste du système de confinement passif est également aussi efficace pendant toute la durée de l'acci-cent que dans le cas de l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant. Un essai, sur une échelle complète, d'un accident générateur de perte de fluide réfrigérant peut être exécuté pour démontrer l'efficacité du système de confinement passif. Un disque de rupture, dimensionné de façon à simuler la rupture de tuyauterie désirée, est monté sur une voie de passage d'homme ou un couvercle plein de trou d'homme de générateur de vapeur d'eau. Te disque est conçu pour éclater à une pression dépassant la pression normale de fonctionnement du fluide réfrigérant de réacteur mais inférieure aux tarages ou réglages normaux des soupapes respectivement de détente et de sûreté. menant le fonctionnement du réacteur, l'éclatement d'un un disque de rupture à un couvercle plein de trou d'homme F-" 'entrée simule un accident générateur de porte de fluide réfrigérant à "branche chaude"; l'éclatement d'un disque de rupture sur un couvercle plein de trou d'homme de sortie simule un accident générateur de perte de fluide réfrigérant à "branche froide". Le système de confinement passif procure une protection contre d'autres accidents qui sont admis comme base de la conception ou de l'étude de projet de confinement dans la technique actuelle (1) Accldents qui peuvent avoir pour résultat un phénomène transitoire de surpression dans le système réfrigérant du réacteur. Ces accidents comprennent un retrait non contrôlé de l'ensemble des barres de contrôle, un grippage ou calage instantané d'un rotor de pompe de fluide réfrigérant de réacteur (accident par rotor bloqué), une perte de - charge externe et d'autres circonstances.Des soupapes de détente motorisées ou actionnées par de l'énergie mécanique sur le générateur de pression réalisent une évacuation de fuite par surpression vers le puits profond. e puits d'absorption de chaleur, réalisé dans le puits profond1 n'est pas limité en capacité aux accidents postulés. (2) Des accidents qui peuvent avoir pour résultat un phénomène de surpression transitoire dans les auxiliaires à générateurs de vapeur d'eau. Ces accidents comprennent une perte de charge externe, une rupture de tube de générateur de vapeur d'eau, une rupture de tuyau de vapeur d'eau et d'autres pauses. Des soupapes de décharge ou d'évacuation de vapeur d'eau réalisent une surpression avec évacuation ou vidange de fuite vers le puits profond, vers les réservoirs de remplissage de réapprovisionnement de la cuve du réacteur et vers le condenseur de turbine. Une évacuation de fuite de vapeur d'eau vers l'environnement extérieur avec une libération potentielle de radioactivité n'est pas nécessaire alors que cela est d'une pratique courante de conception dans la technique antérieure. Le système de confinement passif est conçu pour sac- comoder de façon sûre du dandine des ruptures de tuyauterie qui dépassent la capacité d'appoint ou l'aptitude de fourniture de complément des pompes de charge dans les systèmes de commande ou de réglage chimique et de volume de I > instal- lation. Le système de confinement passif peut aussi s"accomoder de défauts ou de défaillances avec une grandeur de ia brèche de rupture qui varie avec le temps, c'est poar se transformer en une rupture de tuyauterie. Des moyens sont prévus sur l'enceinte de confinement primaire pour la détection rapide de fuites de fluide réfrigérant et aussi de l'emplacement où la fuite se produit avant que le point de fuite niait le temps de s'agrandir. Ces moyens comprennent la condensation et le filtrage de l'échappement de l'enceinte de confinemeht à l'orifice d'entrée de la pompe à vide. L'échappement est contrôlé ou surveillé relativement à la radioactivité et aussi en ce qui concerne le transfert de liquide en utilisant une technique ou méthode à électrode (bougie génératrice d'étincelles électriques). @a fuite se produit sous forme d' une vapeur et la plus grande partie est condensée par la paroi froide offerte par l'eau de refroidissement à l'intérieur de l'espace annulaire de confinement. Le liquide condensé s'écoule dans l'une des purges d'évacuation de point bas , dans les cellules des générateurs de vapeur d'eau, dans la cellule pour cuve de réacteur dans les deux compartiments respectivement supérieur et inférieur -t dans les cellules tour pompes dans les deux deux compartiments respectivement supérieur et inférieur. Des électrodes, montées pour déceler des fuites, sont disposées pour chaque point de purge ou d'évacuation. Une détection continue des fuites pour l'enceinte de confineraent est offerte par l'anneau d'eau compris entre les enveloppes de confinement respectivement primaire et second daire, par les joints étanches à l'veau sur la tuyauterie de traitement ou d'utilisation technologique sortant de l'enceinte de confinement et par la mise sous pression des diverses voies d pénétration ou de traversée d'enceinte de confinement par un gaz inerte. Toute fuite, dans le volume libre de l'enceinte ue confinement primaire, est décelée par les moyens prévus pour la détection des fuites de fluide réfrigérant de réacteur. Une fissuration i minente ou menaçant'. dans le système de fluide réfrigérant du réacteur est plus facilement décelée par l'absenac d'isolation themmique sur les surfaces externes du système de fluide réfrigérant. pendant l'arrêt du réacteur, un contrôle rapide de ces surfaces externas peut être effectué. De même, l'absence d'isolation permet une surveillance ou un contrôle à di stance pcndant le fonstionnement du réacteur en utilisant des caméras de télévision, des boroscopes et d'autres moyens éloignés ou situés à distance. il est à noter qu'un petit volume libre enclos '3-ans le récipient primaire renforce l'écoulement diluvien de fluide en rendant possible un remplissage complet de l'enceinte de confinement primaire qui assure à son tour Ü remplissage a réapprovisionnement du système de fluide réfrigérant du réacteur. L'élimination de l'isolation thermique sur le système de fluide réfrigérant du réactcur procure un bon trajet d'écoulement ou de conduction d chaleur à travers les parois métalliques pour le transfert de l'énergie emmagasinée, restant dans le système de réacteur apura s une vidange de fuit ainsi que pour la chaleur de désintégration à rayonnement gamma dégagée pendant l'arrêt. a disposition des réservoirs dc noyage diluvien offre de la liberté pour fournir une quantité suffisante de fluide et pour refroidir le fluide, de façon qu'une capacité calorifique suffisante existe dans le fluide d'écoulement diluvien pour rétablir un vide élevé (basse pression de vapeur) dans le récipient primaire comme cela est indiqué sur la figure 12.Ceci peut être comparé par contrasta avec las systèmes de confinement de la technique antérieure qui conservent une pression élevée à l'intérieur de l'enceinte de confinement p;ndant plusieurs jours après un accident. Un petit volume enclos dans le récipient primaire renforce davantage les caractéristiques inhérentes de sécurité du système de confinement passif qui empêchenia combustion d'hydrogène radiolytique. Cet hydrogène est formé par la décomposition de l'eau au moyen du rayonnement gamma de forte intensité existant à l'intérieur de la cuve de réacteur. a combustion d'hydrogène est empêchée par l'épuisement de l'oxygène ; ; le petit récipient primaire est évacué par pompage jusqu'à-l'obtention d'un vida élevé, de façon qu'une quantité d'oxygène à l'état de traces seulement y soit présente 7 la concentration en oxygène dissous dnas le fluide d'écoulement diluvien et de remplissage de réapprovisionnement est épuisée par désaération mécanique et par désaération chimique pour élimner les dernières traces d'oxygène dissous ; de même, une quantité suffisante d'agent chimique résiduel. de dédaération est ajoutée au fluide d'écoulement diluvien pour balayer complètement l'oxygène radiolytique formé (par exemple à raison de 400 parties par million ou plus de sulfite de sodium) @galement, la basse température du fluide réfrigérant, après l'inondation diluvienne, arrête l'ébullition et empêche l'élimination ou l'appauvrissement de l'oxygène et de l'hydrogène radiolytiques pour favoriser la contre-réaction recombinant les ga2 radiolytiques et la basse température maintient l'hydrogène radiolytique on dessous du domaine de température d'inflamation. Des produits chimiques d'addition sont incorporés au fluide d'écoulement diluvien pour augmenter la dissolution et le piègeage ou la capture des produits de fission pour assurer leur rétention. Une solution alcaline de borate, contenant du thiosulfate de sodiun, est efficace pour retenir l'iode et les iodures. Un avantage supplémentaire des substances alcali nes réside dans le fait qu'elles servent d'agents régulateurs du pkT pour limiter la corrosion. --a solution alcaline de borate sert également de poison pour les neutrons. Une quantité suffisante d bore est rendue disponible, de sorte qu'apres l'écoulement diluvien et avec le système de fluide réfrigérant du réacteur réapprovisionné par remplissage, la concentration en bore est supérieure à 2.000 parties par million dans tout le fluide présent dans le récipient primaire '-'t dans le système de réacteur. Il n'y a aucun risque de cristallisation à la concentration relativement basse en bore. La présente invention peut être utilement appliquée à des réacteurs nucléaires employant de 1eau légère et lourde, du métal liquide et/ou des sels fondus. A cause de l'expé rience plus longue que l'on a avec des réacteurs autorégéné rateurs ou surrégénérateurs à cau légère et de la nécassité obligatoire de l'emplacement dans des sites urbains pour de telles installations de production d'énergie, la présente description rend possible, de façon importante, la réalisation de telles installations sous des contraintes ou conditions imposées économiques et dans le rayon désiré de 16 km autour des villes.De telles installations souterraines ou sous marines pour des réacteurs autorégénérateurs ou surrégénérateurs à eau légère sont facilement possibles en employant la présente idée inventive. Le confinement de sécurité de la radioactivité est une préoccupation primordiale dans la présente invention. Le confinement de sécurité, pendant le fonctionnement normal ainsi que pendant un accident générateur de perte de fluide réfrigérant et en particulier pendant l'élimination nécessaire de chaleur après l'accident, en employant des conditions nouvelles de vide élevé, est maintenant possible grAce à la présente description et à ses enseignements connexes. Il'invention se prête à une conception pratique d'étude de projet pour des réacteurs de puissance par le fait que le volume libre, exigé ici dans le but du confinement entre les chambrais respectivement intérieure et extérieure, est petit d'une façon réaliste et très désirable économiquement.Le confinement biologique est inhérent. On peut voir ainsi que la présente invention est d'une large portée puisque des modifications du système et de la configuration spécifiques décrits ici peuvent être effectuées par des personnes compétentes dans la technique sans s'écarter du cadre de conception de celle-ci. Par exemple (1) Les cellules d'enceinte de confinement primaire peuvent être conçues avec un récipient primaire en acier supporté par du béton , le récipient secondaire a-t l'anneau d'eau ne sont pas utilisés (2) Le développement de moteurs refroidis par eau peut réduire le nombre de compartiments nécessaires avec une atmosphère gazeuse pour la transmission de chaleur, tels que des moteurs de pompe pour fluide réfrigérant de réacteur ;; (3) Toutes les cellules pour génératcurs de vapeur d'eau pouvant être compartimentées afin a reduire senciblement le volume libre du récipient primaire ; une membrane d'acier formant diaphragme, soudée à jonction étanche au 1-ai sceau ou a la nappe de tubes du générateur de vapeur d'eau et au revêtement des cellules, sépare chaque générateur de vapeur d'eau en deux compartiments 7 (4) e puits profond peut être conçu avec la second groupe d'unités d'échange dc chaleur placé dans le. bassin de refroi- dissement extérieur au lieu d'être placé dans le puits profond ; (5) Le puits profond peut être conçu sans fluide de couplage de transmission de -chaleur et sans le second groupe d'unités d'échange thermique ; dans le cas de l'accident générateur de perte de fluide réfrigérant, la chaleur sensible du Fluide d'écoulement diluvien est transmise directement à l'eau du bassin de refroidissement par le premier grouse d'unités d'échange thermique 7 et (6) Le franc-bord sur les réservoirs de noyage diluvien peut être réduit de façon importante an concevant-un soulagement ou une détente de surpression du transfert de gaz incondensa elles par l'intermédiaire des soupapes de détente prévues sur les réservoirs de noyage diluvien évacuant dans le puits profond. Il doit être entendu que toutes les matières, contenues dans les dessins et dans la description précédente, doivent être interprétées dans un sens illustratif et non dans un sens limitatif. Bien entendu, 1invention n'est nullement limitée au mode de réalisation décrit et représenté qui n'a été donné qu'à titre d'exemple. n particulier, elle comprend tous les moyens constituant des équivalents techniques des moyens décrits ainsi que leurs combinaisons, si celles-ci sont exécutées suivant son esprit et mises en oeuvre dans le cadre des revendications qui suivent. REVMIDICATIONS 1. Système de sécurité pour centrale génératrice d puissance ou installation analogue a production d'énergie à réacteur nucléaire du type comprenant un ensemble de réacteur à coeur de réacteur comportant du combustible dans celui-ci, au moins un générateur de valeur d'eau, I-dit générateur de vapeur d'eau comportant une premièr liaison fonctionnelle avec ledit ensemble de reacteur pour l'écoulement d'un fluide réfrigérant de réacteur à haute température et à haute pression à travers celui-ci, ledit fluide réfrigérant de réacteur ayant une première pression dont -la valeur est sensiblement cons tante pendant des conditions de fonctionnement normales, et une structure de confinement entourant hermétiquemant ou renfermant de façon étanche au moins ledit réacteur et ledit générateur de vapeur d'eau, caractérisé en ce qu'il comprend :: au moins un réservoir de liquide refroiclisseur disposé généralement à l'intérieur de ladite structure de confinement, ledit liquide refroidisseur étant mis sous pression à une seconde pression prédéterminée aont la valeur, pendant des conditions de fonc tionnement normales, est inférieure à la valeur de ladite première pression en définissant ainsi une première différence de pression prédéterminée, des premiers moyens formant condui tes pour communication entre ledit liquide refroidisseur et 1 audit ensemble de réacteur , et des seconds moyens formant conduites pour communication entre I ledit générateur de vapeur d'eat et ledit liquide refroidisseur, lessdits premiers moyens formant conduites agissant pour fournir un écoulement dudit liquide refroidisseur audit ensemble de réacteur chaque fois qu'il y a une perte accidentelle dudit fluide réfrigérant de réacteur provoquant une réduction de la valeur de ladite pra- mière pression suffisante pour atteindre une seconde différence de pression prédéterminée notammant entre lodit liquide refroidisseur et ledit fluide réfrigérant de réacteur à l'in térieur dudit ensemble de réacteur, ladite seconde différence de pression prédéterminée ayant une valeur inférieure à ladite première différence de pression prédéterminée, ledit écoule ment dudit liquide refroidisseur étant dirigé vers ladit coeur de réacteur pour remplacer et compenser ainsi ladite perte accidentelle dudit fluide réfrigérant de réacteur, lesdits seconds mo--cris fommant conduites agissant quand une troisième différence de pression prédéterminée est atteinte entre ladit liquide refroidisseur et ladite vapeur d'eau à l'intérieur dudit générateur de vapeur d'eau pour founnir de la vapeur d'cau à une pression relativement élevée audit liquide refroidisseur afin de fournir ainsi une force de pompage audit liquide refroitisseur pour remplir complètement la partie do l'ensemble de réacteur contenant la combustible dudit coeur de réacteur. 2. Zystème selon la revendication 1, caractérisé en ce que le liquide refroidisseur précité est mis sous pression par des moyens associés formant pompe. @. Systeme selon la revendication 1 ou 2, caractérise en ce que le reservoir précité de liquide refroidisseur comprend au moins une structure formant réservoir normalement fermée contenant ledit liquide refroidisseur et ledit liquide refroidisseur comprend de l'eau avec un poison pour neutrons véhiculé par calle-ci. 4. Système selon la revendication 3, caractérisé en ce que le poison précité pour neutrons est d'une concentration telle que, quand la générateur de vapeur d'eau précité chasse, ou expulse ou refoule le liquide refroidisseur précité hors du réservoir précité en remplissant complètement la partie de l'ensemble de réacteur contenant la combustible du coeur de réacteur précité, le fluide refroidisseur, remplisant ainsi ladite partie du réacteur, possède la concentration nécessaire et suffisante an poison pour neutrons. 3. Système selon la revendication 3 ou 4, caractérisé en outre par des buses d'injecteur à jet à vapeur d'eau conmuni- quant fonctionnellement avec le liquide refroidisseur précité, avec les premiers moyens formant conduites précités et avec les seconds moyens formant conduites précités, de sorte que, lorsque la communication est complétée s travers lesdits seconds moyens Formant conduites, l'écoulement de vapeur d'eau à travers ceuxci et à travers lesdites buses d'injedcteurs à jet provoquent un écoulement dudit liquide refroidisseur hors dc la structure formant réservoir précitée et à travers lesdites buses d'iniec- teur à jet pour pénétrer dans lesdits premiers moyens formant conduites. 6. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comprend en outre des troisièmes moyens formant conduites établissant une communication entre le réservoir précité et le générateur de vapeur d'eau précité, lesdits troisièmes moyens formant conduites agissant lorsque la pression de la vapeur d'eau, à l'intérieur dudit générateur de vapeur d'eau, excède une pression nominale maximal prédéterminée prévue par l'étude de projet pourévacuer ladite vapeur d' eau vers le liquide refroidisseur précité présent à l'intérieur dudit réservoir. 7. Système selon la revendication 6, caractérisé en outre par des moyens formant soupapes sensibles ou réagissant à la pression, agissant pour compléter la communication à travers les.troisièmes moyens formant conduites précités quand la pression de vapeur d'eau précitée dépasse ladite pression nominale maximale prédéterminée, lesdits moyens formant soupapes réagissant à la pression agissant pour empêcher ladite communication à travers lesdits troisièmes moyens formant conduites quand ladite pression de vapeur d'eau n'excède pas ladite pression nominale maximale prédéterminée. 8. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comprend en outre des moyens sensibles ou réagissant à la pression, agissant pour empêcher un écoulement de vapeur d'eau en provenance du générateur de vapeur d'eau précité à travers les seconds moyens précités formant conduites vers le réservoir précité jusqu'à ce qu'une différence de pression entre ceux-ci, égale à la troisième différence de pression prédéterminée,\.\ soit atteinte. 9. Système selon la revendication 3, caractérisé en ce que les moyens précités réagissant à la pression comprennent des moyens formant disques de rupture ou analogues. lo. Système selon la revendication , caractérisé en outre par- des moyens réagissant à la pression qui agissent pour empêcher un écoulement de vapeur d'eau en provenance du générateur de vapeur d'eau précité à travers les seconds moyens précités formant conduites vers le réservoir précité jusqu'à ce qu'une différence de pression entre ceux-ci, égale à la troisième différence de pression prédéterminée précitée, soit atteinte. il. systèfli selon la revendication 10, caractérisé en ce que les moyens grécités réagissant à la pression comprennent des moyens formant disques de rupture ou analogues. 12. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comprend an outre des moyens pour déterminer un débit maximal d'écoulement en provenance du générateur de vapeur d'eau précité à travers les seconds moyens précités formant conduites vers le réservoir précité, lesdits moyens, pour déterminer ledit débit d'écoulement maximal, comprenant des moyens formant orifice-sonique en série avec lesdits seconds moyens formant conduites. 13. système selon La revendication 6,- caractérisé en outre par des moyens pour déterminer un débit d'écoulement maximal depuis le générateur- de vapeur d'eau précité à travers les seconds moyens précités formant conduites vers le réservoir précité, lesdits moyens pour déterminer ledit débit d'écoulement maximal, comprenant -des moyens formant orifice sonique en série avec lesdits seconds moyens formant conduites. 14. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le liquide refroidisseur précité dans le réservoir précité est réfrigéré Jusqu'à une basse température mais en conservant toujours son état liquidé ,de façon à être ainsi susceptible d'absorber des quantités supplémentaires d'énergie quand il est dirigé vers les environs de la partie précitée de l'ensemble dc réacteur précité. 15. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le liquide refroidisseur- précité est désaéré, de façon à en éliminer ainsi sensiblement la totalité de l'oxygène libre et empêcher ainsi la possibilité d'une explosion d'hydrogène par réaction avec l'oxygène comburant quand ledit liquide refroidisseur est dirigé vers les environs de la partie précitée de l'ensemble de réacteur précité. 1-. Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce- qu'il comprend : une seconde masse d'un second liquide refroidisseur disposée généralement à l'intérieur de la structure de confinement précitée des troisièmes moyens formant conduites destinés pour établir une communication entre ledit second liquide refroidisseur et l'intérieur de ladite structure de confinement ; et des moyens réagissant à la pression et coopérant avec lesdits troisièmes moyens formant conduites pour empêcher normalement un écoulement dudit second liquide refroidisseur pénétrant dans ledit intérieur de ladite structure de confinement, lesdits moyens sensibles à la pression agissant pour compléter ladite communication à travers lesdits troisièmes moyens formant conduites chaque fois que ledit intérieur de ladite structure de confinement atteint une pression accrue prédéterminée résultant de la perte accidentelle précitée du fluide réfrigérant de réacteur précité pénétrant dans ledit intérieur de ladite structure de confinement, ledit parachevement de ladite communication à travers lesdits troisièmes moyens formant conduites permettant audit second liquide refroidisseur d'absorber une certaine partie de l'énergie thermique dudit fluide réfrigérant de réacteur perdu accidentellement et de pénétrer par écoulement dans ledit intérieur de ladite structure de confinement et d'être en corrélation échange de chaleur avec l'ensemble de réacteur précité. 17. Système selon la revendication 15, caractérisé en que les volumes respectifs de l'intérieur précité de la structure de confinement précitée, de l'ensemble de réacteur précité, du liquide refroidisseur précité mentionné en premier lieu et du second liquide refroidisseur précité sont tels que ledit intérieur de ladite structure de confinement est amené à être a une pression inférieure à la pression atmosphérique dès que tendit liquide refroidisseur mentionné en premier lieu et ledit second liquide refroidisseur ont été dirigés vers les environs dudit ensemble de réacteur. -18 Système selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le réservoir précité comprend une pluralité de structures de réservoir espacées dont chacune est remplie avec le liquide refroidisseur précité tandis qu'il est prévu une quantité supplémentaire de générateurs de vapeur d'eau collectivement désignés, avec celui précité mentionné comme étant au moins un générateur de vapeur d'eau, par une pluralité de générateurs de vapeur d'eau et en ce que les preuers moyens précités formant conduites relient mutuellement des structures de réservoir espacées respectives parmi la totalité de ladite pluralité de structures de réservoir espacées à l'ensemble de réacteur précité tandis que l s seconds moyens précités formant conduites relient mutuellement des générateurs de vapeur d'eau respectifs de ladite pluralité de générateurs de vapeur d'eau à des structures de réservoir espacées respectives de ladite pluralité de structures de réservoir espacées. 19. Système selon la revendication 1S, caractérisé en ce que l'ensemble de réacteur précité comprend des moyens d'entrée et des moyens de sortie pour l'écoulement normal du fluide réfrigérant de réacteur précité à travers ceux-ci tandis que les premiers moyens précités formant conduites sont reliés fonctionnellement à la fois audits moyens d'entrée et audits moyens de sortie. 20. procédé de réalisation du confinement de sécurité d'une installation dé production d'énergie par réacteur nucléaire selon l'une des revendications précédentes, comprenant un ensemble de réacteur, des moyens formant système de fluide réfrigérant pour ledit ensemble de réacteur comportant des moyens formant conduites da fluide réfrigérant de réacteur, un fluide réfrigérant de réacteur à haute pression et à haute température amené à circuler à l'intxérieur audit système de fluide réfrigérant de réacteur, des moyens formant générateurs de vapeur d'eau et une structure de confinoeent entourant her métiquement ou renfermant de façon étanche au moins ledit ensemble de réacteur et lesdits moyens formant système de fluide réfrigérant de réacteur, ledit procédé étant destiné à effec- tuer ledit confinement pendant une perte accidentelle dudit fluide réfrigérant de réacteur en provenance desdits moyens formant système de fluide réfrigérant de réacteur et étant caractérisé en ce qu'il cc'r,prend les opérations consistant : à détecter l'apparition de ladite perte accidentelle dudit fluide réfrigérant de réacteur au moyen de l'apparition d'une première différence de pression préalablement choisie entre ledit fluide réfrigérant de réacteur -à l'intérieur dudit système de fluide réfrigérant de réacteur et une première masse séparée de liquide refroidisseur sous pression en forçant ledit liquide refroidisseur à commencer à s'écouler vers lesdits moyens formant systeme de fluide réfrigérant de réacteur et à pénétrer dans ceux-ci et, en effectuant cela, à réduire la valeur de la pression dudit liquide refroidisseur sous prcssion ; à déceler la valeur de pression décroissante dudit liquide refroidisseur sous pression jusqu'à ce qu'une seconde différence de pression préalablement choisie soit atteinte entre ledit liquide refroidisseur sous pression et la vapeur d'eau à l'intérieur desdits moyens formant générateurs de-vapeur d'eau , et à forcer ladite vapeur d'eau -être dirigée vers ledit liquide refroidisseur sous pression quand ladite seconde différence de pression préalablement choisie est atteinte afin de fournir ainsi une force de pompage supplémentaire audit liquide refroidisseur pour continuer ainsi ledit écoulement dudit liquide refroidis- seur vers lesdits moyens formant systèmes de fluide réfrigérant de réacteur et dans ceux-ci afin de compenser et remplacer ainsi la partie dudit fluide réfrigérant de réacteur qui a été perdue à cause de l'apparition de ladite perte accidentelle dudit fluide réfrigérant de réacteur. 21. Procédé selon la revendication 20, caractérisé en ce qu'il comprend en outre l'opération consistant à refroidir le liquide refroidisseur précité sous pression avant que la première différence de pression préalablement choisie précitée soit atteinte. 22. Procédé selon la revendication 20 ou 21, caractérisé en ce qu'il comprend en outre les opérations consistant à permettre à la partie-du fluide réfrigérant de réacteur précité, qui a été perdue pendant la perte accidentelle précitée de fluide réfric,éra-nt de réacteur, de se vaporiser à l'intérieur de la structure de confinement précitée, de façon à amener l'intérieur de ladite structure de confinement à atteindra une première pression-de vapeur relativement élevée l à détecter quand une troisième différence de pression choisie, se produisant entre ledit intérieur de ladite structure de confinement et une iseionde masse séparée d'un second liquide refroidisseur, est atteinte quand ladite première pression de vapeur relativement élevée a été atteinte ; à complète ensuite la communi- cation entre la vapeur à ladite pression de vapeur relativement élevée et ledit s-econd liquide refroidisseur pour ainsi chauffar et simultanément mettre sous Pression ledit second liquide refroidisseur et à permettre audit second liquide refroidisseur d'inonder ledit intérieur de ladite structure de confinement quand la charge de pression totale efficace ou effective dudit second liquide refroidisseur excède la valeur existante de ladite pression de vapeur à l'intérieur de ladite structure de confinement.