Brevet FR2314559A1 — publié le 19770107

La présente invention concerne une installation nucléaire, comprenant un coeur de réacteur refroidi par eau légère avec des faisceaux d'éléments combustibles verticaux et avec une extrémité d'admission et une extrémité d'échappement pour l'eau de refroidissement, une cuve de réacteur, un échangeur de chaleur et un bassin empli d'eau, au moins deux connexions hydrauliques disposées entre la cuve de réacteur et le côté primaire de 11 échangeur de chaleur, ainsi qu'une pompe de circulation pour le circuit primaire de 1'échangeur de chaleur, le coeur du réacteur étant enfermé dans la cuve de réacteur et cette cuve étant disposée dans le bassin, le fluide réfrigérant du circuit de refroidissement primaire étant isolé de l'eau du bassin en service normal au moyen d'un système d'arrêt.dont lteffet de blocage peut etre supprimé.Le circuit primaire du réacteur est normalement isolé de l'eau du bassin, mais en cas d'accident le réacteur peut être refroidi avec l'eau du bassin, auquel cas le bassin sert en même temps d'absorbeur de chaleur. Une semblable installation nucléaire est connue par exemple d'après un article paru dans "he American Nuclear Society Dransac- tions", vol. 20, pp. 733-34 à l'occasion de la Conférence nucléaire européenne des 21-25 avril 1975. Avec une installation nucléaire selon l'invention, on élimine le risque qu'une élévation de la réactivité puisse etre produite par une irruption d'eau froide. En outre, on parvient à accroltre dans une mesure importante la sécurité contre le sabotage. Ltinvention est caractérisée par le fait qu'en service normal, l'eau du bassin contient en solution une substance absorbant les neutrons, dans une proportion telle qu'un remplacement complet de l'eau de la cuve de réacteur par l'eau du bassin se traduise par une réduction de la puissance du réacteur à 25 0 au moins. Un mode de construction selon cette caractéristique fournit déplus grandes ;sossibilités de réaliser le système d'arret mentionné ci-dessus de manière différente par rapport aux systèmes connus. C'est ainsi que, selon un développement de l'invention, on utilise des obturateurs à gaz à la place de soupapes. On parvient ainsi à ce que l'eau du bassin parvienne dans la cuve du réacteur en cas de situation critique, comme par exemple en cas d'incidents dans la circulation du fluide réfrigérant, sans devoir se fier au bon fonctionnement d'éléments mobiles de soupape, de circuits de manoeuvre électriques ou hydrauliques, etc. Par contre, en utilisant des obturateurs à gaz, on peut déterminer moins nettement la quantité d'eau in.troduite et l'instant initial de l'adduction d'eau du bassin.Mais cet inconvénient peut être compensé par le fait que lteffet de réduction de température et de puissance produit par l'eau du bassin est nettement accru par l'addition de substances absorbant les neutrons que contient cette eau. Une installation nucléaire qui est réalisée conformément à la revendication I rend donc possible des constructions dans lesquelles on peut utiliser avantageusement des obturateurs à gaz à la place de soupapes. Deux de ces formes de construction, qui constituent un premier et un second modes de réalisation de l'invention, vont être décrites ci-après en référence aux dessins schématiques annexes. Les figures 1 et 2 représentent respectivement cette première et cette seconde formes de réalisation en coupe verticale et en cours de service normal du réacteur. La figure 3 représente à échelle agrandie un détail de la figure 2. Les formes de réalisation illustrées conviennent particulièrement bien pour la production de chaleur en vue du chauffage d'habitations et de locaux de travail, car le degré de sécurité atteint est suffisamment élevé pour que les installations nucléaires puissent être placées dans le voisinage de zones à forte densité de population. Sur le dessein, I désigne un bassin empli d'eau. L'eau du bassin contient une substance absorbant les neutrons, comme par exemple l'acide borique, avec une concentration d'au moins 15 g de bore par tonne d'eau. A proximité du fond du bassin est placée une cuve de réacteur 2 qui contient un coeur de réacteur 3 et plusieurs barres de contrôle 4. a cuve de réacteur est raccordée au circuit primaire d'un échangeur de chaleur 5 au moyen d'une conduite 7 pour l'eau relativement froide qui pénètre dans la cuve de réacteur et au moyen d'une conduite 6 pour l'eau relativement chaude qui quitte le coeur de réacteur 3, une pompe de circulation 8 étant intercalée dans la conduite 7.La conduite 6 débouche dans une chambre d'admission 9 et la conduite 7 part d'une chambre d'échappement 10 de ltéchnngeur de chaleur. A partir de la chambre d'admission 9, l'eau remonte à travers des tubes verticaux 11 vers une chambre d'inversion de sens 12 depuis laquelle elle retourne, par des tubes verticaux 13, vers la chambre d'échappement 10 de l'échangeur de chaleur. Les éléments 2, 6, 9, 11, 12, 13, 10, 7, 8 forment ensemble le circuit de refroidissement primaire du coeur 3 qui ne contient que de l'eau ayant une teneur relativement faible en acide borique.Le circuit de refroidissement secondaire correspondant se compose des' intervalles entre les tubes 11 et 13, d'une conduite de départ 14 et d'une conduite de retour 15, d'un échangeur de chaleur secondaire et d'une pompe de circulation. Le circuit de refroidissement secondaire a une concentration en acide borique qui est au moins aussi élevée que celle du circuit primaire. L'autre côté de l'échangeur de chaleur secondaire est raccordé au réseau local de chauffage urbain. Le circuit de refroidissement secondaire a de préférence une pression d'eau plus élevée que celle du circuit primaire. le circuit de refroidissement primaire est muni d'un orifice d'admission 17 par lesquels il est en communication constamment ouverte avec le bassin par l'intermédiaire des tubes obturateurs à gaz 18 et 19 qui sont raccordés respectivement aux orifices 16 et 17. Comme on l'a indiqué sur le dessin, chaque tube obturateur à gaz 18, 19 contient un volume inclus de gaz qui est en communication avec un réservoir de gaz à régulation de pression 22, 23 par un tuyau relativement mince 20, 21. La pression du gaz dans le réservoir 22 est choisie de manière à correspondre approximative- ment à la pression de l'eau au niveau de l'orifice inférieur du tube obturateur à gaz 18, c'est-à-dire qu'elle n1 est supérieure à cette pression que dans la mesure nécessaire pour que l'on tuasse observer un faible dégagement de gaz par cet orifice. On dispose ainsi d'une indication permettant de vérifier qu'une pression régulière est maintenue dans le tube obturateur à gaz. Selon un autre mode de réalisation possible, les conduites 20 et 21 peuvent être munies d'un étranglement et, dans ces conditions, la pression dans le réservoir peut entre nettement plus élevée-. Afin que le niveau d'eau des deux tubes obturateurs à gaz puisse s'établir selon ce qui est indiqué sur le dessin, il faut introduire dans le tube 19 une quantité de gaz telle que sa pression - calculée en mètres de colonne-d'eau - corresponde à la pression de gaz dans le tube 18, plus la différence hl entre les niveaux d'eau des deux tubes. Comme on l'a indiqué sur le dessin, on peut appliquer une pression suffisamment élevée pour que la pression d'eau dans le coeur 3 soit nettement plus forte que ce qui correspond à la pression d'eau dans le bassin. Même lorsque le volume de gaz susceptible d'être inclus dans les tubes obturateurs à gaz a une très petite dimension verticale, les tubes obturateurs à gaz ont une fonction essentielle à remplir, puisqu'ils s'opposent effectivement, en service normal, à ce que l'eau du réacteur et celle du bassin se mélangent. Etant donne qu'il se produit des oscillations de niveau, provenant notamment du fait que la différence entre les niveaux d'eau dans les tubes obturateurs à gaz est plus grande lorsque la pompe 8 est en marche que dans les conditions purement statiques, il faut toutefois donner à la dimension verticale des tubes obturateurs à gaz une grandeur suffisante pour que le volume de gaz inclus ne quitte pas le tube obturateur à gaz en service normal.En règle générale, on peut considérer que le tube obturateur à gaz doit être dimensionné de manière à admettre un volume d'air inclus dont la dimension verticale est supérieure à 1 m. En ouvrant les soupapes 24 et 25 de sorte que la pression du gaz dans les réservoirs 22 et 23 s'annule, on pourrait parvenir à une pénétration relativement rapide de l'eau du bassin contenant du bore dans le circuit de refroidissement primaire du réacteur. Mais étant donné que c'est le comportement du réacteur dans les conditions les plus défavorables qui nous intéresse, nous supposerons que les soupapes 24 et 25 ne fonctionnent pas. S'il survient une ébullition dans le coeur du réacteur, la différence entre le niveau dans l'échangeur de chaleur et le niveau dans une branche raccordée du tube obturateur à gaz inférieur diminue lentement, ce qui se traduit par le fait que l'eau du bassin s 'élève dans la grande branche du tube obturateur à gaz inférieur au point qutelle finit par passer dans la partie horizontale de ce tube obturateur et par pénétrer dans le.circuit de refroidissement primaire du réacteur.Un semblable remplissage peut se répéter plusieurs fois mais, dans ces conditions, le niveau d'eau dans l'échangeur de chaleur ne peut jamais s'élever plus haut que jusqu'à une certaine hauteur maximale, à savoir celle qui correspond à l'orifice inférieur du tube obturateur à gaz supérieur. De préférence, on choisit pour la concentration en acide borique de l'eau du bassin une valeur suffisamment élevée pour que ce remplissage entrain une forte réduction de réactivité. Si des conditions sévères de sécurité sont imposées, la concentration sera choisie suffisamment forte pour qu'un remplacement d'une fraction seulement, par exemple de moins du quart de la quantité d'eau normale du système primaire par de l'eau du bassin suffise pour réduire à zéro la puissance du réacteur.La concentration doit être au moins assez forte pour qu'un remplacement complet de lleau du système primaire du réacteur par de l'eau du bassin se traduise par un abaissement à 25 ffi de la puissance du réacteur. Sur la figure 2, 30 désigne un coeur de réacteur qui est composé de plusieurs faisceaux d'éléments combustibles 31 disposés verticalement. Le coeur 30 est enfermé dans une enveloppe 32 qui régit l'écoulement et qui est suspendue dans la cuve de réacteur, laquelle est placée dans un bassin 33 empli d'eau et muni d'un couvercle 33' étanche à la pression. Le bassin et l'échangeur de chaleur sont installés dans un silo étanche à l'eau.L'espace compris entre l'enveloppe 32 et la cuve de réacteur 44 est fermé de manière étanche vers le haut et est raccordé à une conduite de retour 34 pour le circuit primaire d'un échangeur de chaleur 35 raccordé à la cuve de réacteur, de manière à mettre la conduite de retour 34 en cor.r-unicatlon avec l'extrémité d'admission 36 du coeur. ta cuve de réacteur est munie 'ur rebord étroit 37 ou' se trouve la surface limite N' entre une partie inférieure de la cuve emplie d'eau et une partie supérieure emplie de gaz. Une conduite d'arrivée 38 pour le circuit primaire de l'échangeur de chaleur 35 est raccordée à la cuve de réacteur entre l'extré- mité d'échappement 39 du coeur et le niveau N'.La conduite d'arrivée 38 est réalisée avec un étranglement, de préférence sous la forme d'un tube Venturi 55. Une pompe de circulation 40 entraîne l'eau à travers le coeur du réacteur et le circuit primaire de l'échangeur de chaleur. La pompe 40 est équipée d'un moteur à courant alternatif (non représenté) dont la vitesse de rotation est déterminée principalement par la fréquence du réseau, par exemple un moteur synchrone. Au-dessus du rebord 37, la cuve de réacteur 44 est réalisée avec une partie cylindrique 41, empli de gaz, dont le volume correspond approximativement à la quantité d'eau incluse dans la cuve du réacteur. La partie supérieure a la forme d'un long tube 42 qui est empli de gaz et à une section effective qui est un peu plus grande que celle du rebord 37. Le tube 42 est ouvert à son extrémité supérieure et cette extrémité est entourée par un chapeau 43 de manière à former un obturateur à gaz où la surface limite entre gaz et eau est désignée par N". La différence de niveaux N" N' est désignée par X. Le gaz inclus dans les parties 37, 41, 42, 43 de la cuve forme un coussin de gaz supérieur 45.A l'extrémité inférieure de la cuve de réacteur 44 se trouve un coussin de gaz inférieur 46 dans un obturateur à gaz inférieur dans lequel pénètre un cylindre creux 47 qui est fixé au fond du bassin. La hauteur du coussin de gaz inférieur est négligeable par rapport à celle du coussin supérieur, étant par exemple inférieure à 1/20 de celleci. Le rôle du coussin de gaz inférieur est seulement d'empêcher qu'en service normal l'eau du bassin se mélange à celle du réacteur. Au lieu de cette disposition, on peut aussi réaliser le raccordement entre l'eau du bassin et I'extréite inférieure de la cuve de réacteur sous la forme de plusieurs tubes relativement minces, sans coussin de gaz. La pression à la sortie du coeur est inférieure à celle de l'eau du bassin environnante, tandis que la pression à l'entrée du coeur est la même que celle de l'eau du bassin environnante. Lors de mise en service, les pompes sont mises en marche et du gaz est envoyé en même temps dans le coussin de gaz supérieur 45. Le niveau d'eau de la cuve de réacteur au-dessus du coeur s'abaisse alors à la position de service N' et il nty maintient en général, quelles que soient les conditions de température dans le système de circulation. Puis le réacteur est amené à l'état critique et, par addition d'eau pure à l'eau chargée de bore dans le système de circulation, sa puissance est augmentée. Une quantité correspondante d'eau contenant du bore est chargée au niveau d'un réservoir d'approvisionnement.Le bassin 33 comporte un sas de transport 54, fermé en service normal, pour des faisceaux d'éléments -combustibles. L'eau incluse dans la cuve de réacteur 44 et dans l'échangeur de chaleur a une concentration relativement faible d'une substance absorbant les neutrons, par exemple l'acide borique, tandis que l'eau 48 qui se trouve dans le bassin 33 a une concentration de la même substance qui est plusieurs fois plus élevée. La concentration de l'eau du bassin doit être au moins assez forte pour qu'un remplacement complet de l'eau dans le système primaire du réacteur par de 1' eau du bassin en service normal se traduise par une chute à 25 ffi de la puissance du réacteur. Si des conditions plus sévères de sécurité sont exigées, la concentration est choisie suffisamment forte pour que le remplacement dtune fraction seulement, par exemple moins d'un quart de la quantité d'eau normale du système primaire par de l'eau du bassin suffise pour réduire à zéro la puissance du réacteur. Le contrôle de réactivité du réacteur est assuré par des soupapes non représentées sur le dessin, en raccordant le circuit primaire de l'échangeur de chaleur 35, soit à une conduite d'alimentation en eau pure, soit à une conduite ("alimentation en eau chargée de bore, lorsqu'on veut modifier la réactivité. La situation représentée sur le dessin qui correspond, comme on l'a indiqué, à un fonctionnement normal du réacteur, ne peut être maintenue-que si la pompe 40 est en marche et que si le débit d'eau pompé à travers le coeur 30 du réacteur a une valeur telle que -la chute de pression au-dessus du coeur du réacteur, exprimée en mètres de colonne d'eau, coïncide avec la différence de niveaux N" - N'.Lorsque le courant d'eau entrainé par la pompe 40 est interrompu pour une raison quelconque, il en résulte que la quantité de gaz 45 présente dans les parties supérieures 37, 41, 42 de la cuve de réacteur 44 est refoulée dans le bassin, tandis qu'un volume correspondant d'eau du bassin, ayant une concentration en acide borique relativement élevée, pénètre en même temps dans la cuve de réacteur 44 par l'ouverture inférieure de celle-ci et que le gaz du coussin de gaz inférieur 46 disparaît. Avec la concentration en acide borique qi est normalement utilisée, il en résultera un arrêt du réacteur. Du fait que le coeur communique avec le bassin, tant en haut qu'en bas, par de grandes sections d'écoulement, le refroidissement de puissance rémanente est assuré pendant une période prolongée.En effet, l'eau du bassin a une température relativement basse, du fait que la cuve de réacteur 44 et les tubes 34 et 38 sont garnis de couches d'isolation thermique (non représentées sur le dessin). Une réduction relativement faible du débit de la pompe, par exemple une baisse à 20 , peut aboutir également à un arrêt du réacteur si la concentration en acide borique est suffisamment forte, ou tout au moins à une chute de puissance suffisante en ce qui concerne la sécurité. D'autre part, il est avanta gueux que de petites oscillations du débit de la pompe puissent se produire sans que de l'acide borique provenant du bassin soit introduit dans le système de circulation. On y parvient par le fait que la cuve de réacteur 44 est réalisée avec une section relativement petite au niveau N'.En service normal, le réacteur doit fonctionner de manière qu'il ne se produise pas d'ébullition et, de préférence, avec une surpression dans le bassin, ce qui fait que l'eau qui sort de la cuve de réacteur a opportunément une température de 90 à 2000C. Comme on l'a déjà mentionné, l'installation nucléaire représentée est protégée, sans intervention de systèmes de sécurité extérieurs, en cas de panne du secteur, d'avarie des pompes et de tout genre de rupture de tuyaux dans le circuit de refroidissement primaire du coeur de réacteur, par le fait qu'une réduction du débit d'eau parcourant le circuit de circulation entraîne un arrêt de la réaction en chaine ou une forte réduction de la puissance du réacteur. En vue d'accroître encore la sécurité, l'installation nucléaire est en outre équipée d'un système de protection qui réagit sans l'intervention de systèmes de sécurité extérieurs au cas où, pour une raison quelconque, par exemple par manipulation du système de contrôle de réactivité à des fins de sabotage, la température dans le coeur du réacteur deviendrait trop élevée. On obtient une semblable protection par le fait que la conduite d'arrivée 38 pour l'échangeur de chaleur est munie d'un étranglement 55 sous la forme d'un tube Venturi. En service normal, liteau de refroidissement ne se trouve qu en phase liquide, en dépit de la pression assez basse qui règne dans ltétranglement. Une augmentation de pression se produit dans la section de récupération du tube Venturi. La perte de pression résultante est donc insi- gnifiante. Si la puissance du réacteur croît jusqu 'à une valeur inadmissible, la température de liteau de refroidissement qui sort s'élèvera en conséquence. Binalement, il se produit une formation de vapeur dans la section à haute vitesse du tube Venturi, si bien que la perte de pression est multipliée à ce niveau. En même temps, il ne peut pas se produire un rétablissement effectif de la pression dans la section de récupération. De ce fait, la perte de pression dans le circuit de circulation augmente fortement et on obtient une diminution de débit qui est fonction de la caractéristique de la pompe et qui aboutit, de la manière décrite ci-dessus, à un arrêt du réacteur ou à une forte réduction de sa puissance. Au lieu d'équiper la conduite 38 de l'étranglement précité, on peut la munir d'une section dont le point le plus élevé se trouve au moins à 2 m, mais de préférence à plus de 10 m au-dessus du point le plus haut de l'échangeur de chaleur. Au cas où la température de l'eau aurait tendance à devenir trop élevée, il se produirait tout d'abord une ébullition au point le plus élevé et le résultat en serait une diminution du débit d'eau à travers la pompe. Une compensation de la réactivité est effectuée avec l'acide borique dans l'installation nucléraire représentée. Il nty a pas besoin de barres de contrôle dans le sens usuel du mot. A la place, on a un dispositif d'arrêt qui est destiné à introduire des corps d'absorption dans le coeur lorsque le réacteur doit être fermé pendant un temps prolongé et qui est également efficace comme système supplémentaire de déclenchement d'urgence. Le dispositif d'arrête comprend un magasin 49 qui est disposé dans la cuve de réacteur et qui est composé d'un grand nombre de tubes 50 qui ont été représentés sous forme de lignes verticales sur le dessin. Chaque tube du magasin contient un certain nombre, par exemple plus de cinq billes d'acier au bore. Le magasin 49 est monté dans la cuve de réacteur et il peut être tourné autour d'un axe vertical au moyen d'un arbre 51 qui traverse le couvercle 33' du bassin de manière étanche à la pression. Lorsque le réacteur est en service, les billes sont maintenues à leur place dans les tubes du magasin au moyen d'une plaque perforée 52. Du coté inférieur de la plaque sont disposés plusieurs tubes distributeurs 53 pour les billes d'acier au bore, l'extrémité supérieure de chacun d'entre eux se trouvant au-dessous d'un trou de la plaque 52 et ces trous étant suffisamment grands pour laisser passer les billes d'acier au bore. Les extrémités inférieures des tubes distributeurs débouchent chacune au-dessus d'un faisceau d'éléments combustibles 31.Par rotation de l'arbre 51, on peut parvenir à faire colncider les extrémités inférieures des tubes du magasin avec les trous de la plaque 52 et les extrémités supérieures des tubes distributeurs, de sorte que les billes d'acier au bore roulent à travers les tubes distributeurs 53 qui leur correspondent respectivement et tombent dans le faisceau d'éléments combustibles où elles se rassemblent dans un trou cylindrique au centre de chaque faisceau d'éléments combustibles. Le gaz du coussin de gaz supérieur 45 peut être opportunément de la vapeur d'eau qui est fournie en continu par une chaudière, de préférence électrique, qui peut etre placée dans la cuve de réacteur, par exemple dans l'enveloppe 43, ou bien la vapeur peut être introduite de l'extérieur par une conduite de vapeur spéciale. A la place de la combinaison pompe de circulation 50 - étranglement 55, on peut utiliser une pope à jet. - -REVENICATIOS- 1. Installation nucléaire comprenant un coeur ie réacteur 3, 30 refroidi par eau légère avec des faisceaux ("éléments combustibles verticaux et avec une extrémité d'admission et une extrémité d'échappement pour l'eau de refroidissement, une cuve de réacteur 2, 44, un échangeur de chaleur 5, 35 et un bassin 1, 33 empli d'eau, au moins deux connexions hydrauliques 6, 7, 34, 38 disposées entre la cuve de réacteur et le c6té primaire de l'échangeur de chaleur, ainsi qu'une pompe de circulation 8, 40 pour le circuit primaire de l'échangeur de chaleur, le coeur de réacteur étant enfermé dans la cuve de réacteur et cette cuve étant disposée dans le bassin, le fluide réfrigérant du circuit de refroidissement primaire étant isolé de l'eau du bassin en service normal au moyen d'un système d'arrêt 18, 19, 45 dont l'effet de blocage peut être supprimé, caractérisée en ce qu'en service normal, l'eau du bassin contient en solution une substance absorbant les neutrons, dans une proportion telle qu'un remplacement complet de l'eau de la cuve de réacteur par liteau du bassin se traduise par une réduction de la puissance du réacteur à 25 % au moins. 2. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac terisée en ce que le système d'arrêt comprend un coussin de gaz supérieur 45, situé à ltextrémité de la cuve de réacteur et contigu à l'eau du bassin, tandis que les connexions hydrauliques compren nent une conduite d'arrivée 38 pour l'échangeur de chaleur, conduite qui est raccordée à la cave de réacteur entre le bord supérieur du coeur 30 et le coussin de gaz supérieur 45, ainsi qu'une conduite de retour 34 pour le circuit primaire de l'échangeur de chaleur, en communication avec l'extrémité d'admission du coeur, tandis que l'extrémité d'admission du coeur est également en communication hydraulique avec l'eau du bassin, la différence de hauteur entre la surface N" du coussin de gaz supérieur contiguë à l'eau du bassin et le niveau d'eau N' de la cuve de réacteur correspondant pratiquement, en service normal, à la chute de pression à travers le coeur de réacteur 30, exprimée en mètres de colonne d'eau. 3. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce que la connexion hydraulique entre l'eau du bassin et l'extrémité d'admission du coeur du réacteur contient un obturateur à gaz 46, 47. 4. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce que le volume du coussin de gaz supérieur 45 en service normal est supérieur à un quart du volume d'eau de la cuve de réacteur. 5. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce-que la cuve de réacteur est réalisée avec un rebord étroit 37 à la surface limite N' entre l'eau du réacteur et le coussin de gaz supérieur 45. 6. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce que le bassin 33 est muni d'un couvercle 33' étanche à la pression et est mis sous pression. 7. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en.ce que la conduite d'arrivée pour l'échangeur de chaleur est munie d'un étranglement 55, de préférence sous forme d'un tube Venturi. 8. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce que le point le plus haut de la conduite d'arrivée se trouve au moins à 2 m au-dessus du point le plus haut de l'échangeur de chaleur. 9. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce que la cuve de réacteur renferme un magasin 49 disposé au-dessus du coeur et contenant une multiplicité de corps absorbants, ainsi que plusieurs tubes distributeurs 53 qui sont disposés au-dessous du magasin et sont dirigés chacun vers un faisceau d'éléments combustibles contenu dans le coeur, chacun de ces faisceaux étant muni d'une chambre d'absorption qui contient un corps absorbant ou plusieurs corps absorbants disposés successivement en direction verticale, tandis que le magasin 49 est équipé d'un dispositif commandé à distance pour l'établissement d'une communication entre les tubes distributeurs 53 et les corps absorbants du magasin, de telle manière que la manoeuvre du dis positif permette un transfert non réversible des corps absorbants entre le magasin et lesdites chambres d'absorption. 10. Installation nucléaire selon la revendication 1, caractérisée en ce que l'échangeur de chaleur 15 est placé dans le bassin 1 au-dessus du coeur de réacteur et en ce que la cuye de réacteur 2 et l'échangeur de chaleur 5 sont entièrement emplis d'eau, tandis qu'un tube obturateur à gaz supérieur 18 est raccordé à la partie la plus haute du côté primaire de l'échangeur de chaleur et qutun tube obturateur à gaz inférieur 19 est raccordé à la partie la plus bassin du côté primaire de l'échangeur de chialeur, Il extrémité de sortie du tube obturateur à gaz inférieur étant située plus haut que le bord supérieur du coeur de réacteur 3 et plus haut que le bond supérieur du tube obturateur à gaz inférieur. 11. Installation nucléaire selon la revendication 10, caractérisée en ce que les quantités de gaz incluses dans les tubes obturateurs à gaz 18, 19 communiquent chacun avec un réservoir à gaz 22, 23 par des tuyaux à gaz 20, 21. 12. Installation nucléaire selon la revendication 2, caractérisée en ce que le gaz du coussin ae gaz 45 est de la vapeur d'veau provenant iune chaudière prévue à cet effet. 13. Installation nucléaire selon la revendication 1, caractérisée en ce que la pompe est une pompe à jet.