Brevet FR2503919A1 — publié le 19821015

"Structure pour une centrale nucléaire sous-marine" La présente invention concerne les structures de centrales nucléaires et elle porte plus particulièrement sur une plate-forme et un systeme de confinement totalement submersibles pour ule centrale nucléaire. Les grandes centrales nucléaires sont actuellement implantées sur terre, près d'une source d'eau nécessaire pour le refroidissement par évaporation des condenseurs de vapeur associés è ces centrales. Des utilisations concurrentes du sol et de l'eau font qu'il est extremement difficile de trouver de nouveaux site terrestres pour les centrales nucléaires et leurs systèmes de transport d'énergie.Les caractéristiques partculières de chaque site terrestre rendent également difficile la standardisation et 1 introduction de procédés de fabrication en série" dans la conception de centrales nucléaires5 de façon à bénéficier des techniques de fabrication en chaise. Les centrales nucléaires implantees sur un site terrestre soulèvent en particulier les difficultés suivantes. I. Conflits techniques et sociaux dûs aux caractéristiques de sécurité e d'esthétique des centrales nucléaires 2 Effet des centrales nucléaires sur l'environ- nement, en ce qui concerne les ressources en eau a leur em- placement, du fait que les centrales doivent rejeter de la chaleur ; et 3. .Nécessité d'isoler les centrales nucléaires vis-à-vis des mouvementspotentiels du sol résultant de phénomènes sismiques à proximité de l'emplacement de la centrale. Une solution possible à ses difficultés peut consistcer à établir la centrale en un emplacement souterrain. Plusieurs études récentes de ce type d'implantation ont indiqué que les pénalités de coût qui interviennent annulent les avantages potentiels. Ces études suggèrent également que l'implantation nécessive des caractéristiques géologiques qui peuvent ne pas exister dans de nombreux emplacements. De plus, l'implantation souterraine n'assure pas en elle-même l'isolation sismique. Une autre solution possible destinée à remplacer l'implantation terrestre des centrales nucléaires, en particulier dans les situations dans lesquelles les centres d'utilisation de l'énergie électrique sont situés près de la mer, consiste à utiliser l'ancrage en mer, en surface, d'une centrale nucléaire flottante, comme il est indiqué lncidem- ment dans le brevet U.S. 3 794 849. Cependant, des problèmes importants et évidents se manifestent pour une telle structure, sous l'effet de causes naturelles (météorologie, conditions de surface de la mer) et artificielles. Une alternative intéressante à l'implantation terrestre ou à l'ancrage en mer en surface d'une centrale nucléaire consiste à employer un site d'ancrage sous-marin. Un tel emplacement protégerait la centrale des conditions météorologiques et de surface défavorables, et assurerait en même temps une meilleure isolation contre les mouvements potentiels du sol dûs à l'activité sismique. En outre, l'implantation sous-marine de centrales nucléaires réduirait le risque de vol ou de sabotage des matières nucléaires, du fait qu'un équipement spécial est nécessaire pour accéder à la centrale immergée. De plus, une telle implantation offre plusieurs avantages techniques par rapport aux autres procédés. Par exemple, tous les réacteurs nucléaires du type à générateur de vapeur à refroidissement par eau nécessitent de grandes quantités d'eau pour refroidir leurs condenseurs de vapeur associés. Pour obtenir un rendement élevé dans la génération d'énergie électrique, cette eau de refroidissement doit avoir une température aussi faible que possible.En outre, l'eau de refroidissement évacuée doit être remélangée avec sa source aussi rapidement et aussi efficacement que possible, pour réduire tout effet sur l'environnement par pollution thermique. L'implantation sous-marine d'une centrale nucléaire permet de satisfaire simplement et aisément les critères ci-dessus : la source d'eau de refroidissement est pratiquement illimitée, la température de 11 eau à une profondeur de quelques dizaines de mètres est notablement inférieure à la température de surface et le mélange efficace de l'eau de refroidissement évacuée est obtenu facilement par les courants de convection. Un autre avantage technique de l'implantation sous-marine, par rapport aux autres procédés, consiste dans la présence d'un élément d'absorption de chaleur pratiquement illimité pour le réacteur, dans le cas d'un accident consistant en une perte du fluide refroidisseur, ce qui évite un échauffement excessif dangereux du coeur du réacteur. Le brevet U.S. 3 115 450 décrit un réacteur nucléaire situé dans une petite enceinte sphérique de confinement, résistant à la pression, destinée à l'implantation sur terre. Cependant, contrairement à l'invention, ce mode de réalisation ne semble pas être conçu de façon à supporter les pressions externes très élevées qui existent, même à quelques dizaines de mètres,sous la surface d'une étendue d'eau. Le brevet U.S. 3 118 818 décrit également une centrale électrique thermique nucléaire submersible qui est destinée à être utilisée dans des applications à faible puissance (environ 50 kW), mais il ne semble pas que cette structure puisse être développée jusqu'à la taille (environ 3400 MW)nécessanspaur faw=runepuis3ance suffisante pour compenser le coût de construction d'une telle centrale. il convient de noter que bien qu'on trouve dans l'art antérieur la description d'enceintes sphériques résistant à la pression destinées à des réacteurs nucléaires, comme dans le brevet U.S. 3 087 883, et bien que les sphères sous-marines résistant à la pression soient également bien connues, comme il ressort du brevet U.S. 4 004 429, on ne trouve pas dans l'art antérieur la combinaison d'éléments de l'invention, décrite ci-après de façon plus complète. Dans l'invention, les sphères utilisées doivent non seulement être capables de supporter la pression externe élevée de l'étendue d'eau environnante, mais également la pression de vapeur interne qui pourrait apparaître dans le cas d'un accident nucléaire consistant en une perte de fluide refroidisseur. Un accident nucléaire consistant en une perte du fluide refroidisseur peut se produire lorsqu'un défaut apparat quelque part dans une ou plusieurs des boucles de fluide refroidisseur d'un réacteur nucléaire. Dans un tel cas, l'eau qui est normalement présente dans le réacteur et autour de celui-ci est vaporisée par la chaleur produite par le réacteur, ce qui augmente énormément la pression interne dans la sphère de confinement qui loge le réacteur. On notera également que bien que des plates-formes marines submersibles de divers types soient décrites dans l'art antérieur, comme dans le brevet U.S. 3 486 343 et le brevet G.B. 963 083, l'invention décrit une configuration originale d'enceintes sphériques résistant à la pression et logeant une chaudière nucléaire à vapeur montée sur une plate-forme qui est destinée à être totalement immergée. La structure de l'invention est particulièrement rigide, robuste et stable, et un mode de réalisation avantageux permet de passer directement de l'une quelconque des sphères résistant à la pression aux sphères adjacentes. Un but de l'invention est donc d'offrir des moyens sûrs et commodes pour loger une centrale nucléaire sous une étendue d'eau. L'invention a également pour but d'isoler une centrale nucléaire par rapport aux mouvements potentiels du sol résultant de phénomènes sismiques à proximité. L'invention a également pour but d'augmenter le rendement thermique d'une telle centrale en immergeant la centrale à des profondeurs auxquelles la température est notablement plus basse qu'à la surface. L'invention a également pour but d'assurer une dissipation plus efficace de la chaleur rejetée par les condenseurs de la centrale, du fait du mélange par convection des eaux évacuées avec l'étendue d'eau environnante. L'invention a également pour but de réduire les exigences concernant les sources limitées d'alimentation en eau que nécessite une centrale implantée sur terre. Un mode de réalisation avantageux de l'invention comprend une structure de plate-forme triangulaire qui est formée par trois éléments ou branches de plate-forme tubulaires. Des éléments de liaison tubulaires, accouplés respectivement au milieu de chaque branche, convergent vers l'axe vertical de la plate-forme où ils sont accouplés à un élément tubulaire axial, ou colonne. Chaque branche est renforcée par des anneaux raidisseurs circonférenciels et elle comporte des compartiments équipés de cloisons, ce qui permet d'accéder à certaines parties d'une branche. D'autres parties de chaque branche sont utilisées en tant que réservoirs indépendants de flottaison ou de lest, ou en tant que réservoir de stockage auxiliaires. Les trois bran- ches sont réunies aux soninlets du triangle de la plate-forme par des raccords ou coudes en béton armé qui logent un système de verlans et des douilles d'appui sur des pieux, si on utilise des fondations sur pilotis pour ancrer la plate-forne, comme il est décrit ci-après. Trois grandes enceintes sphériques résistant à la pression et reliées les unes aux autres sont placées sur les trois quadrilatères formés par la plate-forme triangulaire équipée d'éléments de liaison. Chaque sphère a un diamètre interne d'environ 45 m. La coque intérieure enfermée de chaque sphère est en acier au carbone soudé de 5 cm d'épaisseur, avec des. nervures-de renfort et des frettes ou cercles raidisseurs assurant une résistance mécanique supplémentaire. es sphères extérieures situées autour sont en béton armé d'environ 2 d'épaisseur.Chaque sphère est équipée à son p8le supérieur d'une structure qui traverse la sphère et qui comporte un conduit de transfert, un panneau résistant à la pression et une bride d'accou plement destinée à l'accouplement avec. des véhicules de service sous-marins. e sphères sont construites de façon à supporter la pression de l'eau jusqu'a une profondeur de 450 m avec un facteur de sécurité de 2,5 à la profondeur maximale autorisée. Une première r.=s sphères résistant à la pression loge un réacteur nucléaire à eau pressurisée, le système nucléaire de génération de vapeur associé, un système de rechargement en combustible nucléaire, et un système de confinement. Le système de confinement comprend un ensemble de sous-systèmes qui sont conçus de façon à commander et à confiner le réacteur nucléaire et ses sous-produits en cas d'incident nucléaire. Cette première sphère est spécialement renforcée et conçue de façon à supporter et à confiner le contenu du système de fluide de refroidissement d'un réacteur nucléaire, en cas d'un accident consistant en une perte de fluide de refroidissement. Une seconde sphère loge un groupe turbo-alternateur à vapeur, un système de purification de l'eau d'alimentation du réacteur et des installations de retraitement pour les additifs chimiques de commande du réacteur. Le groupe turbo-alternateur à vapeur reçoit son énergie motrice du système nucléaire de génération de vapeur qui est logé dans la première sphère. Des condenseurs de vapeur doubles sont associés à cette seconde sphère et sont logés dans les deux branches de plate-forme sur lesquelles repose la seconde sphère. Une troisième sphère contient le système de commande et d'exploitation de l'ensemble de la centrale, les installations d'habitation du personnel, les systèmes permettant la vie dans la centrale, des batteries d'accumulateurs de secours, des transformateurs de puissance, des ateliers et des systèmes de service auxiliaires nécessaires au fonctionnement de la centrale, dans les conditions normales comme en cas d'urgence. Le système destiné à permettre la vie comprend des sous-systèmes de génération d'oxygène, d'élimination de gaz carbonique, d'évacuation des contaminants de l'atmosphère, d'évacuation des déchets, de réserves d'eau et de nourriture, et de chauffage, de refroidissement et de ventilation. Les trois sphères résistant à la pression qui logent les divers éléments de la centrale nucléaire sont mutuellement reliées par des sas dont les parois résistent à la pression. Les sphères comportent également des panneaux d'accès résistant à la pression qui permettent d'accéder aux deux branches de plate-forme sur lesquelles chaque sphère repose. Trois enceintes secondaires résistant à la pression et de forme cylindrique sont également fixées sur la plate-forme triangulaire. Une cuve à deux compartiments est fixée entre la sphère du réacteur et la sphère de génération d'énergie électrique. La moitié supérieure de cette cuve contient une solution concentrée d'acide borique qui est utilisée pour la commande chimique du réacteur et la moitié inférieure contient de l'eau de refroidissement d'urgence pour le coeur. Une autre cuve contenant de l'eau d'alimentation de complément à haute pureté pour le réacteur est située entre la sphère du réacteur et la sphère de service. La dernière des enceintes secondaires résistant à la pression est un sas/chambre de décompression pour le personnel, pouvant être rendu complètement étanche,qui qui est fixé entre la sphère de service et la sphère de génération d'énergie électrique. Utilisée essentiellement pour le transfert du personnel et des approvisionnements, cette chambre peut également faire fonction de dispositif d'évacuation d'urgence en cas d'accident grave. La plate-forme complète est fixée au fond d'une étendue d'eau soit par des pieux de fondation soit par un système d'ancrage par câbles, en combinaison avec un positionnement et une stabilisation dynamiques de la plateforme elle-même. L'utilisation de la structure de l'invention permet de résoudre en grande partie les problèmes que manifestent les structures de l'art antérieur. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre d'un mode de réalisation donné à titre non limitatif. La suite de la description se réfère aux dessins annexés sur lesquels La figure 1 est une vue en perspective du système de l'invention ancré sous l'eau. La figure 2 est une vue en perspective du système de l'invention avec la sphère du réacteur partiellement arrachée. La figure 3 est une vue en plan de dessus du système de l'invention. La figure 4 est une vue en élévation selon la ligne 4-4 de la structure qui est représentée sur la figure 3. La figure 5 est une coupe verticale de la sphère du réacteur de l'invention. La figure 6 est une coupe verticale de la sphère du réacteur de l'invention, dans une direction perpendiculaire à celle correspondant à la figure 5. La figure 7 est une coupe horizontale de la sphère du réacteur de l'invention, vue par le pôle inférieur. La figure 8 est une coupe horizontale de la sphère du réacteur de l'invention, vue par le dessus. On va maintenant considérer la figure 1 sur laquelle on voit le système de l'invention. Plus précisément, une structure de centrale nucléaire sous-marine 10 est ancrée au moyen de câbles flexibles 12 à un plateau sous-marin 14, à plusieurs dizaines de mètres au-dessous de la surface 16. De telles liaisons d'ancrage flexibles 12, en combinaison avec l'amortissement procuré par l'étendue d'eau 18 environnante, isolent le système de l'invention des mouvements du sol résultant de phénomènes sismiques se produisant à proximité. Dans une telle configuration, le positionnement de la plate-forme peut également être maintenu par des moyens dynamiques, comme des vecteurs de poussée obtenus par entrée et sortie des eaux de refroidissement des condenseurs, en association avec des transpondeurs sonar destinés à mesurer les changements de position.L'équipement de positionnement dynamique fonctionnerait en tant que système de secours au cas où les ancrages seraient déplacés ou rompus ou devraient être repositionnés ou remplacés. Un autre procédé d'implantation pourrait consister à utiliser des fondations sur pilotis. Dans ce mode de réalisation, la stabilité horizontale de la plate-forme est maintenue par un système automatique de réglage du lest et d'équilibrage utilisant deux platesformes gyroscopiques en tant que référence de comparaison. Toutes les branches de la plate-forme sont interconnectées par des canalisations de transfert qui permettent à un système automatique de vannes, de pompes et de réservoirs de régler et d'équilibrer le lest, et donc de maintenir la stabilité horizontale de la plate-forme. Les figures 2 à 4 représentent le système de l'invention de façon plus détaillée. La plate-forme 100 qui est représentée sur la figure 2 est constituée par trois branches tubulaires 102 réunies à leurs extrémités de façon à former un triangle équilatéral, cette forme apparaissant le plus clairement sur la figure 3. Chaque branche est cloisonnée de façon interne par des cloisons rigides pour former des réservoirs étanches de flottaison ou de lest ou pour constituer des espaces destinés aux équipements auxiliaires et au stockage. Chaque branche 102 comporte au moins un panneau et un sas s'cuvrant dans l'eau et permettant l'accès à partir de l'extérieur. Les branches sont renforcées par les cloisons et sont en outre soutenues par des anneaux raidisseurs circonférentiels. Les branches sont réunies à leurs extrémités par des coudes en béton armé 104 3 comme le montre la figure 3. Si on uti- lisait des fondations sur pilotis pour l'implantation de la plate-forme, ces coudes 104 logeraient les douilles d'appui sur les pieux et le système de vérins. On utilise du béton armé du fait de sa résistance mécanique élevée, de sa facilité de moulage et ce sa résistance à la corrosion par l'eau salée. D'autres ma--ieres sot également utilisables canes le cadre de l'invention. Des éléments de liaison tubulaires 106 sont fixés au milieu de chaque branche de la plate-forme et convergeant vers un éliment tubulaire axial perpendiculaire, ou ccicnne, 108, auquel les éléments 10 scnc accouplés. Cette colonne 108 peut s-étendre sur une certaine distance au-dessous de la clate-tcrme triangulaire '00, comme le montre la figure 1 et reut tre lourdement lestée, de façon à améliorer la stabilité horizontale de la plate-forme triangulaire 100. Les éléments de liaison 106 sont pressurisés et sont équipés de cloisons de façon à permettre d'accéder d'une branche à une autre. En considérant à nouveau la figure 3, on voit que plusieurs enceintes principales et secondaires, résistant à la pression, sont fixées à la partie supérieure de la plateforme triangulaire 100, dans son mode de réalisation illustré.Les enceintes principales résistant à la pression consistent en trois sphères 110 qui logent le matériel nécessaire à une centrale nucléaire sous-marine. Chaque sphère repose sur l'un des trois quadrilatères de la plateforme qui sont formés par les branches 102 et les éléments de liaison 106, ce qui maintient une repartit ion uniforme du poids et des charges de structure sur la plateforme 100. Chaque sphère est reliée aux deux branches sur lesquelles elle repose par des éléments d'accès tubulaires 112 équipés de cloisons, et elle est reliée de façon similaire à un anneau de support 114 de la colonne axiale 108. Des tubes de transfert de grand diamètre 116, équipés de cloisons interconnectent les trois sphères 110, permettant ainsi le passage du personnel et du matériel entre les sphères. Comme le montre la figure 5, chacune des sphères résistant à la pression a un diamètre interne d'environ 45 m et est constituée par deux coques concentriques. Les coques intérieures 120 sont en acier au carbone soudé de 5 cm d'épaisseur, avec des nervures et des cercles de renfort assurant un soutien supplémentaire. Les coques extérieures 122 qui entourent les coques intérieures ont approximativement 2 m d'épaisseur et sont en béton armé. On utilise le breton armé du fait qu'on peut lui donner facilement la forme désirée, qu'il offre une résistance mécanique élevée et qu'il présente une excellente résistance à la corrosion par l'eau salée. Chaque sphère est équipée à son pôle supérieur d'un panneau 124, résistant à la pression, qui fait accéder à un conduit de transfert 126 et à une bride d'accouplement 128 permettant l'accouplement à des véhicules de service sous-marins. Il convient de noter que d'autres configurations pour les sphères 110 entrent également dans le cadre de l'invention. Tous les panneaux, pénétrations dans la coque et conduits de transfert de chaque sphère sont obturés de manière à résister à la pression afin de maintenir l'intégrité de l'étanchéité. Les sphères résistant à la pression sont elles-mêmes conçues de façon à offrir un facteur de sécurité de 2,5 à la profondeur maximale autorisée de 450 m. Tous les éléments de structure en acier utilisés dans les enceintes résistant à la pression sont accouplés par soudage et sont conçus de manière similaire à ceux d'une centrale nucléaire classique. On utilise des joints boulonnés dans des circonstances spéciales, comme dans les tunnels d'accouplement. Les trois enceintes secondaires résistant à la pression, 129, qui sont fixées à la plate forme triangulaire 100 et sont représentées sur les figures 3 et 4,ont une forme cylindrique. Chacune d'elles est fixée entre deux des sphères 110 et à la partie supérieure d'une branche 102 de la plate-forme. L'une des enceintes secondaires est une cuve pour produits chimiques, 130, qui est située sur l'une des branches de plate-forme 102 supportant la sphère du réacteur 150, et elle est compartimentée en deux moitiés, la moitié supérieure contenant une solution concentrée d'acide borique pour la commande chimique du réacteur, tandis que la moitié inférieure contient de l'eau de refroidissement pour le coeur en cas d'urgence. Cette cuve de produits chimiques est accouplée à la sphère du réacteur, 150, par un tube de transfert 132. La cuve 134 est une cuve similaire qui contient dans un seul compartiment de l'eau d'alimentation de complément à haute pureté pour le réacteur. Elle est située sur l'autre branche 102 supportant la sphère du réacteur, 150, et elle est accouplée de façon similaire par un tube de transfert 132 à la sphère du réacteur, 150. La dernière enceinte secondaire résistant à la pression, qui consiste en un sas/chambre de décompression 136, destiné au personnel et pouvant être complètement obturé, est fixée à la branche de plate-forme la plus éloignée de la sphère du réacteur, 150. Cette chambre 136 sert essentiellement à transférer le personnel et les approvisionnements vers la centrale, à partir de véhicules de service submersibles. Dans le cas d'un accident grave, la chambre 136 peut être détachée de la plate-forme au moyen de boulons explosifs et donc monter librement vers la surface pour le sauvetage. Une première des sphères résistant à la pression sert à loger un réacteur nucléaire à eau pressurisée, un système de génération de vapeur nucléaire, un système de manutention du combustible nucléaire et un système de confinement. Cette sphère du réacteur est représentée ici par la sphère 150 sur la figure 3. Le système de réacteur et de génération de vapeur peut être un ensemble intégré disponible dans le commerce, tel que le "Westinghouse uclear Steam Supply System", qui consiste en un réacteur à eau pressurisée d'une puissance thermique approximative de 3425 MW, un système de fluide de refroidissement pour le réacteur à quatre boucles, et des systèmes de service associés. D'autres systèmes entrent également dans le cadre de l'invention. Les figures 5 et 6 montrent la disposition des éléments dans la sphère du réacteur, 150. La cuve de réacteur 152 est immergée au fond d'un bassin d'eau boratée 153, dans une structure de confinement en béton armé 154, et cette enceinte est située le long de l'axe de la sphère du réacteur, 150, et près du fond de cette sphère. Le bassin d'eau est boraté de façon à faire fonction d'élément de commande de la réactivité nucléaire. Au-dessus de la cuve de réacteur 152, à un niveau de 34,5 m, se trouve un système de confinement à condenseur à glace, 156, dans le compartiment supérieur 158 de la sphère du réacteur, 150. Ce système consiste en un groupement isolé et réfrigéré de réceptacles emplis de glace qui sont situés derrière des portes sollicitées légèrement à la fermeture par des ressorts. Dans le cas d'un accident consistant en une perte du fluide refroidisseur ou en une rupture d'une conduite de vapeur, l'augmentation résultante de ia pression de vapeur ouvre les portes et permet à la vapeur qui s'échappe de s'élever en traversant les paniers à glace, ce qui condense la vapeur et fait en sorte que la limite de pression interne de la sphère du réacteur, 150, ne soit pas dépassée. En plus du systèmé de confinement à condenseur à glace, un système de confinement à pulvérisation d'eau, 160, est monté au-dessus de la cuve de réacteur 152, pour contribuer à la condensation de la vapeur en cas d'acci- dent. Le système de confinement à pulvérisation 160 offre un autre avantage qui consiste dans son aptitude à eliminer les particules radioactives de l'atmosphère de la sphère 150. On trouve également au-dessus de la cuve de réacteur 152 une grue polaire 162 qui s'étend d'un bord à l'autre près du sommet de la sphère du réacteur, 150, et qui est destinée à être utilisée au cours du renouvellement du combustible et de la maintenance de la cuve de réacteur 152 et des systèmes qui lui sont associés. Un système de ransfert de combustible 164 est place près de la cuve de réacteur 152, comme le montre la figure 6. Le nouveau combustible, amer par des cloches à plongeur ou des véhicules de service sous-marins, est introduit dans un compartIment de réception de combustible dans l'une des branches de plate-forne adjacentes à la sphère du réacteur, 150. A partir de la, le combustible est placé dans le système de transfert de combustible 164 qui achemine le combustible dans la sphère du réacteur, 150, en traversant un ccàit de transfert pressurisé 166. Le combustible est ensuite placé dans le coeur de la cuve è réacteur 152 par une grue manipulatric de combustible, 168, placée au-dessus de la cuve 152. Le combustible usé est manipulé d'une manière inverse, à l'exception du fait qu'il est conserve dans un grand compartiment noyé situé dans l'une des brancr.cs de la plate-forme, pendant une période de désactivation appropriée, avant d'etre transféré à la surface en vue de son retraitement.Le combustible usé est manipulé entièrement sous eau boratée depuis le moment où il quitte l'enceinte du réacteur jusqu'au moment où il est placé dans un réservoir de transfert pour être expédié vers la surface. Une telle manipulation immergée procure un blindage efficace, économique et transparent contre les radiations du combustible usé, ainsi qu'un milieu de refroidissement sûr pour la dissipation de la chaleur de désactivation. Le système de génération de vapeur nucléaire qui est représenté sur les figures 5 à 8 est constitué par une cuve de réacteur 152 et par quatre boucles fermées de fluide de refroidissement du réacteur, 170, branchées en parallèle sur la cuve de réacteur 152. Chaque boucle de fluide de refroidissement du réacteur, 170, contient une pompe à fluide de refroidissement du réacteur, 172, un générateur de vapeur 174, des canalisations de boucle et l'instrumentation appropriée. Le système de génération de vapeur nucléaire comprend également un dispositif de commande de pression à chauffage électrique, 176, et le réservoir de décharge 178 qui lui est associé. Pendant le fonctionnement, de l'eau à haute pression (pression absolue de 175 bars) circule dans le coeur de la cuve de réacteur 152 de façon à extraire la chaleur qui est produite par la réaction nucléaire en chaîne. L'eau chauffée (34O0C) sort du coeur de la cuve de réacteur 152 et se dirige vers les générateurs de vapeur 174 en passant par les boucles de fluide de refroidissement 170 du réacteur. Dans les générateurs de vapeur, l'eau chauffée cède son énergie thermique à l'eau d'alimentation de façon à produire de la vapeur pour le turboalternateur qui se trouve dans une seconde sphère. Le cycle thermique est terminé lorsque l'eau du réacteur est renvoyée vers la cuve de réacteur 152 par les pompes de fluide de refroidissement du réacteur, 172. Les pompes de fluide de refroidissement du réacteur, 172, sont des pompes verticales mixtes à un seul étage du type à joint d'étanchéite d'arbre. Le système d'alimentation électrique des pompes de fluide de refroidissement du réacteur, 172, est conçu de façon à maintenir urt débit approprié de fluide de refroidissement vers la cuve de réacteur 152 afin de refroidir le coeur du réacteur dans toutes les circonstances qu'on peut envisager. Des batteries de secours situées dans une autre sphère résistant à la pression constituent un élément important de l'alimentation électrique des pompes de fluide de refroidissement du réacteur. Les générateurs de vapeur 174 sont des ensembles verticaux à tubes en U qui contiennent par exemple des tubes en Inconel. Un équipement de séparation d'humidité intégré réduit le taux d'humidité de la vapeur dans les générateurs de vapeur 174 à 0,25%, ou moins. La tuyauterie des boucles de fluide de refroidissement du réacteur, 170, et toutes les surfaces de transfert thermique résistant à la pression qui sont en contact avec l'eau du réacteur sont revêtues d'acier inoxydable, à l'exception des tubes des générateurs de vapeur 174 qui sont en Inconel, et du gainage placé autour des barreaux de combustible du réacteur, qui est en Zircaloy. La pression dans le système de génération de vapeur nucléaire est commandée par le dispositif de commande de pression 176 qui maintient la pression du système par l'utilisation d'éléments chauffants électriques et de dispositifs de pulvérisation d'eau. On peut soit former de la vapeur à l'aide des éléments chauffants électriques, soit condenser de la vapeur à l'aide des dispositifs de pulvérisation d'eau, afin de réduire au minimum les variations de pression dues à la contraction et à la dilatation du fluide de refroidissement. Des soupapes de saleté de vapeur, sollicitées par des ressorts, et des soupapes de décharge à commande électrique destinées à la protection contre les surpressions sont branchées au dispositif de commande de pression 176 et déchargent l'excès de pression dans le réservoir de décharge 178 du dispositif de commande de pression.La vapeur qui est evacuée dans ce réservoir est condensée et refroidie par mélange avec de l'eau. Dans le mode de réalisation considéré, le niveau de puissance du réacteur d'application qui est a.itori- sé est de 3423 MW thermiques, cette puissance comprenant 12 MW thermiques provenant des pompes de fluide de refroidissement du réacteur, 172. Le fonctionnement à la puissance nominale du coeur du réacteur, soit 3411 MW thermiques, donne une puissance linéaire moyenne dans le coeur, en régime établi, de 18,13 kW/m et une puissance de crête correspondante de 45,33 kW/m, ce qui satisfait le critère d'acceptation pour les systèmes de refroidissement d'urgence du coeur.Les coefficients de réactivité et autres paramètres de conception qui sont basés sur l'analyse et l'expérience acquise avec d'autres centrales permettent de conclure que le réacteur utilisé dans l'invention pourrait fonctionner de façon sûre aux niveaux de puissance correspondant à la valeur nominale prévue pour les applications. Le réacteur sera conçu de façon à avoir en permanence un coefficient de température de modérateur négatif pendant toute la vie du coeur. Le coeur du réacteur, avec les systèmes de protection et de commande associés, sera conçu de façon à fonctionner pendant toute sa durée de vie prévue sans dépasser les limites acceptables en ce qui concerne la détérioration du combustible. La conception du coeur et les systèmes d'extraction de la chaleur utile ainsi que de la chaleur résiduelle assureront cette possibilité dans toutes les conditions prévisibles de fonctionnement normal avec des marges appropriées pour tenir compte des incertitudes et des situations transitoires prévues, comme par exemple les effets d'un arrêt de la circulation du fluide de refroidissement du réacteur, un débrayage de la turbine sous l'effet de défauts de fonctionnement du système de génération de vapeur et du système de conversion d'énergie, et une disparition de la charge électrique externe. Le coeur du réacteur sera un coeur a trois réions avec cyclage .Du dioxyde d'uranium légèrement enrichi, gainé dans des tubes de Zircaloy usiné à froid constitue les éléments de combustible, formant un asoeirblage de combustible du type sans enceinte. Les barres de commande en matière absorbante sont constituées par de l'argent-indium-cadmium enfermé dans des tubes en acier inoxydable. On emploie également des barres fixes de poison consommable, utilisant du verre au borosilicate enfermé dans des tubes en acier inoxydable. Les mécanismes de manoeuvre pour les assenbl e s de barreaux de combustible et de barres de commande sont du type à verrouillage magnétique. Trois bobines magnétiques commandent les dispositifs de verrouillage.Ces bobines sont conçues de façon qu'en cas de coupure de l'énergie alimentant les bobines, l'ensemble de barres de commande soit libéré et tombe dans le coeur par gravité afin d'arrêter le réacteur. On utilise également des grappes de barres de commande de longueur réduite pour piloter le réacteur. Ces ensembles sont normalement situés en permanence dans le coeur et ils sont entraînés par un mécanisme du type galet-écrou qui se déplace à faible vitesse et s'arrente en cas de coupure de l'alimentation électrique. Les systèmes auxiliaires nécessaires au système de génération de vapeur nucléaire sont- également situés à l'intérieur de la sphère du réacteur, 150, pour remplir des fonctions telles que l'ajout d'eau de complément au système de fluide de refroidissement du réacteur, la purification de l'eau de refroIdissement du réacteur, l'introduction de substances chimiques destines à la protection contre la corrosion et à la conduite du réacteur, le refroidissement des composants du système, l'évacuation de la chaleur de désactivation lorsque la cuve de réacteur 152 est arrêtée, et le refroidissement d'urgence du coeur dans le cas d'un accident consistant en une perte du fluide de refroidissement.Ce dernier système introduit automatiquement une solution d'acide borique dans le coeur de la cuve de réacteur 152, par la branche de retour des boucles de fluide de refroidissement du rédacteur, 170, afin de refroidir la cuve de réacteur 152 dans les conditions de pression élevée et basse du réacteur, et également pour introduire une réactivité négative pendant le refroidissement de la cevltraQ-e a la suite d'une rupture d'une con duite de vapeur ou d'un dégagement accidentel de vapeur. Outre cette injection classique dans la branche froide, le système de la centrale qui est destiné au refroidissement d'urgence du coeur est muni d'un dispositif d'injection spécial qui introduit dans le coeur de la cuve de réacteur 152 de l'eau boratée supplémentaire provenant d'un accumulateur à haute pression 181, par l'intermédiaire de la partie de structure supérieure de la cuve de réacteur 152. Il existe une instrumentation associée au réacteur, dans le coeur et à l'extérieur, pour contrôler les niveaux de fonctionnement variables du réacteur en ce qui concerne le flux de neutrons, la pression du fluide de refroidissement primaire, la température, la composition chimique et la position des barres de commande. Les valeurs sont présentées à un opérateur dans une salle de conduite et elles sont introduites dans un ordinateur afin d'être utilisées pour l'équilibrage automatique du flux, pour la commande du niveau de puissance et pour les systèmes automatiques de déclenchement de sécurité.Le nombre et les types des composants d'instrumentation utilisés sont appropriés pour assurer un fonctionnement sûr de tous les systèmes et les processus dans les conditions normales de pleine puissance, dans les conditions de puissance réduite et dans les conditions accidentelles de surpuissance. Les circuits de sécurité d'arrêt d'urgence du réacteur comprennent un circuit de déclenchement sensible à un taux de variation de température transitoire qui correspond à une surpuissance, un circuit de déclenchement sensible à un taux de variation de température transitoire qui correspond à une température excessive, et un circuit de déclenchement sensible à une surpuissance nucléaire. Ces circuits de déclenchement principaux sont conçus de façon à empêcher l'apparition de toute combinaison de niveau de puissance, de pression ou de température qui ferait apparaître un écart par rapport à un taux d'ébullition nucléaire supérieur à 1,3. Des circuits supplémentaires d'arrêt d'urgence destinés à assurer la sécurité du réacteur réagissent à des variations anormales de pression, à un arrêt de la circulation du fluide de refroidissement, à des valeurs anormales du flux de neutrons, à des défauts de fonctionnement de la turbine à vapeur et à une commande manuelle. Il existe dans chaque cas des circuits redondants indépendants, pour assurer un fonctionnement correct. Une seconde des sphères résistant à la pression sert à loger l'installation de génération d'énergie électrique proprement dite. Cette sphère de génération d'énergie électrique 180 contient l'ensemble des éléments principaux et auxiliaires, tels que turbines, alternateurs, échangeurs de chaleur, pompes, réservoirs de stockage et tuyauteries, qui sont nécessaires pour convertir en énergie électrique l'énergie thermique que produit le réacteur nucléaire situé dans la sphère du réacteur, 150. La sphère de génération d'énergie électrique 180 contient également un système de purification de l'eau d'alimentation du réacteur et des installations de retraitement pour les additifs chimiques de commande du réacteur.Des parties supplémentaires de l'installation de génération d'énergie électrique sont logées dans les deux branches de plate-forme 102 qui sont adjacentes et dans la moitié inférieure de la troisième sphère, c'est-à-dire la sphère de service 190. Le réacteur de l'invention fonctionne de la manière suivante. Le système de génération d'énergie électrique reçoit de la vapeur saturée et desséchée à partir des quatre générateurs de vapeur 174, interconnectés et à pressions équilibrées, qui sont logés dans la sphère du réacteur, 150 (voir les figures 5 à 8). Cette vapeur à haute pression et à haute température entre dans une turbine à haute pression et s'échappe ensuite vers six réchauffeurs. Dans ces réchauffeurs, la vapeur est à nouveau desséchée puis elle est envoyée vers un surchauffeur à deux étages. La vapeur provenant des réchauffeurs et des surchauffeurs se détend dans trois turbines à basse pression, après quoi elle s'échappe vers les condenseurs qui sont situés dans les deux branches de plate-forme sur lesquelles repose la sphère de génération d'énergie électri que 180.La vapeur condensée est ensuite soumise à un traitement d'extraction de l'air qu'elle contient, filtrée, traitée si nécessaire, préchauffée sous l'effet du contact avec les condenseurs, puis ensuite ramenée à l'entrée d'eau d'alimentation des générateurs de vapeur 174, ou placée dans les cuves de stockage d'eau d'alimentation de complément. A titre de mesure de sécurité, un système de commandes avec verrouillage réciproque déclenche un arrêt d'urgence du réacteur 152 en cas de défaillance de l'un quelconque des éléments essentiels de la sphère de génération d'énergie électrique 180. La turbine à haute pression est du type à double flux (pour éliminer les forces de poussée sur la turbine et les supports de montage), avec un premier étage du type Rateau (étage à action), et des étages à réaction pour le reste de la turbine. La vapeur entre dans la turbine en traversant deux boîtes à vapeur et deux ensembles de soupapes de commande et de régulation, l'un des ensembles se trouvant dans la moitié supérieure du carter de la turbine tandis que l'autre ensemble se trouve dans l-a moitié inférieure. La vapeur circule ensuite axialement vers les quatre orifices d'échappement de la turbine à haute pression, puis ensuite vers les turbines à basse pression. Les soupapes de commande et de régulation de la turbine à haute pression sont actionnées par un système de commande électro-hydraulique qui contrôle continuellement la vitesse de la turbine et la pression du premier étage, et compare ces paramètres avec des valeurs désirées déterminées par un opérateur. Toutes les tuyauteries sont équipées de joints à dilatation pour tenir compte de la dilatation thermique et des charges éventuelles de flexion et de choc imposées en cas d'accident. Les trois turbines à basse pression sont également du type à double flux et elles comportent diverses caracté ristiques destinées à leur donner un rendement maximal et à réduire au minimum la déformation par gradient thermique du carter et des aubes. La chute de température entre l'admis sion et l'échappement est absorbée par trois parois, ce qui limite la déformation thermique en réduisant le gradient thermique que supporte une paroi quelconque. On utilise des étages à réaction dans toute la turbine et les aubes du dernier étage ont une longueur de 112 cm. La vapeur qui sort du dernier étage traverse un diffuseur pour convertir l'énergie cinétique en énergie de pression. Dans une centrale classique implantée sur terre, une survitesse des turbines à faible puissance crée un danger certain du fait de la limitation de ces turbines à 186% de la vitesse de rotation nominale avant une défaillance, ce qui entraîne un danger de projection des aubes. Au contraire, dans l'invention, la conception mécanique de l'ensemble de la centrale est telle que le danger de détérioration par une projection à partir d'une turbine est réduit au minimum. Les parois de confinement de chaque sphère ont 2 m d'épaisseur et la cuve de réacteur, la zone de commande, les pompes du système de refroidissement d'urgence du coeur et les puits de stockage du combustible et de stockage des déchets radioactifs sont tous dans d'autres sphères ou dans les branches de la plate-forme. Ainsi, une détérioration des éléments vitaux de la centrale nucléaire sous l'effet des dangers de projection est peu probable. Les turbines à vapeur sont accouplées par une transmission aux générateurs électriques. La transmission comprend un système embrayage/frein pour chaque turbine et ce système débrayerait la turbine, ouvrirait les soupapes de dérivation de vapeur et freinerait le rotor de la turbine jusqu'à l'arrêt, en cas diune défaillance grave de la turbine ou du système de commande. Le générateur électrique comporte également un système embrayage/frein. Si l'embrayage du générateur vient à débrayer, entraînant une disparition de la charge mécanique s'exerçant sur la transmis sion, tous les freins de turbine agiraient suffisamment pour éviter une survitesse. La transmission e'le-meme comprend une roue dentée cylindrique d'entrl.nement, des pignons et des roues dentées intenriaires. La confiwation des éléments de la transmission est telle que les forces des paliers soient réparties aussi uniformément et symétriquement que possible sur l'arbre de la roue dentée cylindrique. La roue dentée cylindrique est conçue de façon à être aussi massive que possible. Une augmentation de l'inertie de rotation de la roue dentée cylindrique est souhaitable pour deux raisons premièrement, en cas d'arrêt d'urgence du réacteur, il est nécessaire de disposer d'énergie électrique pour assurer un arrêt en toute sécurité.Une partie au moins de cette énergie pourrait être fournie par le générateur de la centrale lui-même si la roue dentée cylindrique était suffisamment massive pour continuer à tourner en roue libre, entraînant ainsi le générateur. Secondement, la roue dentée cylindrique, faisant fonction de gyroscope, augmente la stabilité de la plate-forme. Le générateur électrique auquel les turbines sont accouplées au moyen de la transmission a une puissance nominale de 1220 MVA avec une tension de sortie triphasée de 22000 à 25000 V, 60 Hz. Il est refroidi à l'hydrogène, le gaz étant enfermé hermétiquement dans le générateur par des joints à presse-étoupe et à huile, du type à pression. La conception du carter du générateur doit faire l'objet d'une attention spéciale. Ce carter doit être étanche à l'eau dans les conditions d'une rupture de la conduite principale de vapeur ou de projection directe d'un jet d'eau de mer résultant d'une fuite dans la sphère environnante, résistant à la pression. L'excitatrice du générateur est entraînée par ce dernier par l'intermédiaire d'une boîte à engrenage de rapport unité assurant un renvoi à 900. L'excitatrice est une excitatrice tournante à redresseur qui, grâce à la suppression des balais et du collecteur, réduit la maintenance ainsi que le problème d'une faible résistance d'isolation à la masse qui est causé par la poussière de carbone. En outre, cette conception supprime le disjoncteur de l'enroulement d'excitation du générateur, le rhéostat de l'enroulement d'excitation de l'excitatrice et le câblage associé aux barres omnibus principales entre l'excitatrice et l'alternateur. Du fait qu'à l'heure actuelle il est impossible en pratique de surchauffer la vapeur dans un réacteur nucléaire, on utilise six réchauffeurs/dessécheurs pour améliorer le rendement de production d'énergie. Du fait que les températures de l'eau de refroidissement sont de façon caractéristique plus basses dans les profondeurs marines qu'à la surface, le rendement des réchauffeurs est amélioré, ce qui permet de faire fonctionner la centrale de façon acceptable sur cinq des réchauffeurs dans le cas ou l'un d'eux nécessite une opération de maintenance. La vapeur provenant de l'échappement de la turbine à haute pression entre tout d'abord dans les séparateurs du type à chevrons de la partie dessécheur du réchauffeur, dans lesquels l'eau produite par la détente est éliminée. La vapeur traverse ensuite un surchauffeur à deux étages qui reçoit sa chaleur à partir de points de soutirage de la vapeur principale qui sont situés avant l'entrée des soupapes de commande et de régulation de la turbine à haute pression. Les réchauffeurs surchauffent de plus de 550C la vapeur qui leur est appliquée. L'humidité qui est extraite s'écoule vers les éléments chauffants de l'eau d'alimentation, de même que la vapeur principale condensée qui est utilisée pour la surchauffe. Les turbines de faible puissance comme les turbines des pompes principales d'eau d'alimentation sont entraînées par la vapeur qui sort des réchauffeurs. Les condenseurs destinés à l'installation de production d'énergie électrique qui se trouve dans la sphère de production d'énergie électrique 180 s'étendent sur la longueur des deux branches de plate-forme sur lesquelles repose la sphère de génération d'énergie électrique 180. Des panneaux résistant à la pression qui sont placés dans chacune des deux branches permettent d'accéder aux tubes de condenseur afin de remplacer ou d'entretenir les tubes. Le rendement des condenseurs est très bon, du fait de la température plus basse de l'eau, même à quelques dizaines de mètres sous la surface de la mer. Pendant le fonctionnement de la centrale, les condenseurs doivent être capables d'assurer une vitesse mini nale d'extraction de la chaleur de 8,3 x 10 J/h. En outre, les condenseurs doivent éliminer l'air présent dans le volume initial d'eau d'alimentation dans le système de circulation d'eau alimenté par la vapeur condensée projetée. Les deux condenseurs principaux utilisés conformément à l'invention sont des condenseurs à triple paroi et à une seule passe, avec une pression de fonctionnement de 66,6 millibars qui est maintenue par la diminution de volume de la vapeur au fur et à mesure qu'elle se condense et par six éjecteurs d'air à étage à projection. Le condenseur est conçu de façon à accepter jusqu'à 70% de la capacité de production des générateurs de vapeur avant qu'un arrêt d'urgence du réacteur ait lieu. Des températures de hotte d'échappement et des températures d'eau de circulation atteignant respectivement 790C et 290C peuvent être tolérées sans entraîneur un arrêt d'urgence du réacteur. Le système de circulation d'eau alimenté en eau de condensation comporte deux pompes auxiliaires d'eau de condensation pour chaque condenseur. Chaque pompe auxiliaire d'eau de condensation a une capacité d'environ 38 m et ces pompes sont entraînées par des moteurs électriques d'une puissance d'environ 1500 kW. Deux pompes principales d'eau d'alimentation ayant des capacités normales de 76 m3/mn avec une pression de 570 bars sont incorporées au système turbines-générateur. Chaque pompe est entraînée par une turbine de pompe principale d'eau d'alimentation qui est actionnée au moyen d'un point de soutirage de vapeur entre les sorties des réchauffeurs et les entrées des turbines à faible puissance. La dernière sphère supportant la pression qui se trouve sur la plate-forme est une sphère de service 190 qui est représentée sur la figure 3. La sphère de service 190 loge le matériel de commande et le poste d'exploitation de la centrale, les installations d'habitation du personnel, l'équipement nécessaire à la vie du personnel, les batteries d'accumulateurs de secours, les transformateurs de puissance, les magasins de pièces de rechange et les ateliers de réparation. L'énergie électrique qui est produite dans la sphère de génération d'énergie électrique 180 est acheminée vers les transformateurs élévateurs principaux qui sont situés dans la sphère de service 190. Après transformation donnant une tension plus élevée, i'énergie est acheminée par un faisceau de câbles de transport sous-marins vers un poste de commutation d'énergie situé sur la côte . La centrale elle-même fonctionnera à partir. de sa propre énergie électrique pendant les périodes de fonctionnement normal, grâce à des transformateurs abaisseurs appropriés situés dans la sphère de service 190.L'énergie électrique de secours pour l'ensemble de la centrale nucléaire sera acheminée à la plate-forme à partir de la côte par des lignes de transport d'énergie connectées à des groupes électrogènes à moteurs diesel situés dans l'installation de commutation sur la côte, ou, selon une variante, cette énergie sera fournie par des -batteries d'accumulateurs situées dans la sphère de service 190. Les câbles (non représentés) qui sont utilisés pour transporter l'énergie électrique vers la côte sont entièrement isolés et étanches Ils sont de préférence enterrés pour etre protégés contre Les détériorations par les ancres, les filets de pêche et d'autres objets trai- nants qui pourraient accrocher les câbles. Le niveau de tension du système de transport est d'environ 345 kV et ce système comprend deux circuits complets allant jusqu a la côte, lfun pour l'utilisation nor male et l'autre en secours. La sphère de service 190 con tient un équipement de commutation capable de mettre automatiquement sous tension le circuit de réserve en cas de défaut du câble principal, de façon à pouvoir maintenir la puissance de sortie nominale de la centrale. Le système destin à permettre la vie du person nel est particulièrement important du fait de la nature spéciale d'une centrale nucléaire sous-marine. Le système de génération d'oxygène est d'une importance capitale. Le principal procédé de génération d'oxygène envisagé dans l'invention consisterait dans la dissociation électrolytique de l'eau de mer, ce qui est rendu possible par l'abondance de l'énergie électrique produite dans la centrale elle-même. Le principal avantage de ce procédé de production consiste en ce qu'il permet de disposer d'une source d'oxygène continue, indépendamment de la durée de la mission. Un second procédé de génération d'oxygène consiste à employer un cordon ombilical relié à un générateur d'oxygène et à des pompes dans une installation située sur la côte. Au cas où les générateurs d'oxygène principaux se trouvant dans la structure de la centrale nucléaire cesseraient complètement de fonctionner, ce système de secours entrerait automatiquement en fonction et fournirait une atmosphère fraîche à la centrale. A titre de dernier recours, on utiliserait un troisième système, consistant en oxygène emmagasiné sous haute pression, pour maintenir une atmosphère respirable dans la partie de la sphère de service qui est occupée par le personnel. Ce dernier système est capable d'être mis en action à la fois automatiquement et manuellement. Une autre fonction importante du système destiné à permettre la vie est constituée par l'élimination du gaz carbonique, assurée par des épurateurs à amine. Dans ces épurateurs, une solution aqueuse de mono-éthanolamine se combine avec le gaz carbonique libre dans l'atmosphère. La solution est ensuite chauffée en traversant un courant d'air, ce qui libère le gaz carbonique où il peut alors être recueilli et évacué hors de la sphère par pompage. La solution d'amine est ensuite réutilisée. Outre la génération d'oxygène et l'élimination du gaz carbonique, un point important dans l'environnement fermé de l'invention consiste dans l'élimination de contaminants à l'état de traces, tels que des agents toxiques, inflammables, corrosifs ou biologiques. Les sources de ces contaminants sont constituées par les combustions incomplètes ; les fuites de produits chimiques employés en tant que réfrigérants, lubrifiants, électrolytes, fluides de manomètres et fluides de traitement, etc ; la génération d'aérosols par les machines ; l'utilisation de solvants pour le nettoyage, la peinture et l'hygiène du personnel ; les bactéries associées à l'évacuation des déchets ; et les produits dégagés par le tabac fumé.Ces contaminants sont éliminés par un certain nombre de techniques. L'utilisant tion généralisée de dépoussiéreurs électrostatiques réduira fortement la teneur de l'atmosphère en particules et en aérosols. Les gaz et les vapeurs qui sont potentiellement toxiques du fait d'un manque d'oxygène, comme l'oxyde de carbone, sont éliminés par l'utilisation de-brûleurs catalytiques consistant en lits d'une matière spéciale maintenue à haute température à travers lesquels on fait passer régulièrement l'atmosphère, grâce à quoi un grand nombre d'éléments toxiques et inflammables sont brûlés et passent à un niveau d'oxydation supérieur, ou sont absorbés.Des unités du système d'élimination des contaminants seront disposées à des endroits stratégiques, aussi proches que possible des sources de contamination contre lesquelles ils sont destinés à lutter, ce qui améliore leur efficacité et diminue le nombre total d'unités nécessaires. Le système destiné à permettre la vie comprend également des analyseurs de gaz spéciaux qui prélèvent continuellement des échantillons de l'atmosphère des trois enceintes résistant à la pression et des compartiments des branches de la plate-forme, pour vérifier l'existence de niveaux corrects pour l'oxygène, le gaz carbonique et l'oxyde de carbone, ainsi que pour contrôler la présence d'agents explosifs dans l'atmosphère. Ces niveaux mesurés seront comparés par un ordinateur et par un opérateur à des valeurs recommandées et des valeurs limites acceptables. Si le niveau d'un ou plusieurs des gaz franchit le niveau limite acceptable, des actions d'urgence seront entreprises pour rétablir la composition correcte de l'atmosphère dans la zone considérée. On réduit au minimum la contamination biologique de la sphère de service en apportant une attention particulière à la conception des espaces sanitaires et des conduits d'évacuation afin que l'atmosphère contaminée ne pénètre pas dans l'atmosphère générale de la centrale. La conception de la centrale doit prévoir des lampes de stérilisation dans ces espaces ainsi que d'autres précautions sanitaires. Les environnements internes des trois sphères d'enceinte et des compartiments de la structure de plateforme seront maintenus dans des limites acceptables pour la sécurité, le confort et la protection des équipements, au moyen de plusieurs systèmes de chauffage, de refroidissement, de fixation du taux d'humidité et de ventilation. Les systèmes de chauffage comprendront à la fois des systèmes électriques et des systèmes utilisant l'eau chaude issue des condenseurs, tandis que le refroidissement utilisera des éléments à serpentins et à ventilateur alimentés avec de l'eau refroidie résultant d'une détente directe, ou avec de l'eau de mer. La communication dans les deux sens entre la sphère de service 190 et la terre s'effectuera par un câble sous-marin. Des systèmes de communication secondaire et de secours seront constitués par des bouées de commun il cation haute fréquence et des téléphones sous-marins. La sphère de service 190 contient également les commandes principales pour un système de protection contre l'incendie, un système de commande de stabilité et un système d'air comprimé. La détection d'incendie sera assurée par des détecteurs de chaleur et de fumée situé à distance, en association avec des caméras de télévision. Un système automatique d'orifices de projection d'eau et de mousse carbonique pour la lutte contre l'incendie est commandé à partir de la sphère de service. Des postes à eau et à mousse carbonique actionnés manuellement et répartis dans les trois sphères de la centrale nucléaire peuvent être utilisés en cas de défaillance du système automatique. Des réserves d'oxygène portables pour les membres de l'équipage sont également réparties dans toute la centrale. Le système de commande de stabilité maintient automatiquement l'ensemble de la plate-forme dans un plan horizontal en réglant le lest par un système de vannes, de pompes et de réservoirs de stockage mutuellement reliés dans toute la plate-forme. Du fait que l'eau en excès pourrait être évacuée dans la mer, des capteurs de radiations et de contamination par des acides sont placés dans tous les orifices d'évacuation vers l'extérieur. Si ces capteurs sont déclenchés, les vannes d'évacuation se ferment automatiquement. Cependant, en cas d'urgence,un opérateur peut exercer une action prioritaire sur celle du système de commande de stabilité, y compris le circuit d'arrêt de l'évacuation des fluides contaminés, afin de maintenir l'équilibre de la plate forme.Cependant, si une telle action était effectuée, un système à ordinateur enregistrerait le volume et les conditions de tous les fluides évacués hors de la centrale. Un système à air comprimé assure l'alimentation en air comprimé de l'ensemble de la centrale pour les besoins du service géneral de la centrale, les besoins de l'instrumentation, les tests et la commande. Le système de commande de stabilité, en particulier, nécessite de grandes quantités d'air comprimé. Le système d'air comprimé fournit, au minimum, une quantité suffisante d'air pour assurer dans toutes les conditions un arrêt en bon ordre du fonctionnement de la centrale. Du fait qu'on ne peut accéder à une centrale nucléaire sous-marine et en sortir qu'en employant un véhicule de service sous-marin ou une cloche à plongeur, un système de navigation est à installer sur le fond marin pour permettre la navigation sous-marine vers la centrale et à partir de-eelle-ci. Le système comprend une série d'hydrophones implantés au fond de la mer et situés à intervalles réguliers, depuis l'installation de service sur la côte jusqu'à la centrale nucléaire sousmarine. De tels dispositifs permettraient à des véhicules de service sous-marins de connaître en permanence leur position de façon précIse pendant le traJet vers la centra le et à partir de celle-ci. Il va de soi que de nombreuses modifications peuvent être apportées au dispositif décrit et représenté, sans sortir du cadre de l'invention. Par exemple, on peut utiliser divers générateurs de vapeur, diverses configurations de coeur du réacteur et d'autres éléments connus dans les structures de réacteur de l'invention. REVENDICATIOIXS 1. Structure pour une centrale nucléaire sousmarine, caractérisée en ce qu'elle comprend : au moins une enceinte sphérique (ifs) résistant à la pression qui est destinée à loger les divers éléments d'une centrale nucléaire ; une plate-forme submersible qui est formée par des branches (102) mutuellement accouplées et qui supporte l'enceinte résistant à la pression ; et des moyens d'ancrage (12) accouplés à la plate-forme afin de maintenir celle-ci dans une position désirée sous une étendue d'eau. 2. Structure selon la revendication 1, caractérisée en ce que les moyens d'ancrage comprennent des liens flexibles et des moyens de positionnement et de stabilisation dynamiques destinés à maintenir la plate-forme dans une position désirée sous une étendue d'eau. 3. Structure selon l'une quelconque des revendications 1 ou 2, caractérisée en ce que plusieurs de ces branches tubulaires sont accouplées bout à bout de façon à former une structure de support fermée. 4. Structure selon la revendication 3, caractérisée en ce que la structure de support fermée a une configuration triangulaire. 5. Structure selon la revendication 4, caractérisée en ce que les branches tubulaires sont en outre renforcées par trois éléments de liaison tubulaires (106), chacun d'eux étant accouplé à l'une de ses extrémités au milieu d'une branche associée, tandis que les autres extrémités des éléments de liaison sont accouplées à un élément tubulaire central (108). 6. Structure selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisée en ce qu'elle comporte au moins deux enceintes résistant à la pression qui sont mutuellement accouplées. 7. Structure pour une centrale nucléaire sousmarine, caractérisée en ce qu'elle comprend : trois enceintes spnériques (110) résistant à la pression qui sont destinées à loger divers éléments d'une centrale nucléaire ; une plate-forme submersible (100) ce configuration triangulaire qui est destinée à supporter ces enceintes résistant à la pression et qui est accouplée aux enceintes, cette plate-forme étant formée par trois branches tubulaires (102) mutuellement accouplées et par trois éléments de liaison (106) tubulaires, chacun de ces éléments de liaison étant accouplé à l'une de ses extrémités au milieu dune branche associée, tandis que l'autre extrémité de chaque élément de liaison est accouplée à un élément tubulaire central (108); et des moyens d'ancrage qui sont accouplés à la plate-forme de façon à maintenir celle-ci dans une position désirée sous une étendue d'eau. 8. Structure selon la revendication 7, caractérisée en ce que l'une au moins des branches tubulaires de la plate-forme contient un système de condenseur de vapeur pour la centrale nucléaire. 9. Structure selon l'une quelconque des revendications 7 ou 8, caractérisée en ce qu'elle comprend en outre des moyens de manipulation de combustible nucléaire qui sont destinés à transférer le combustible nucléaire usé vers un compartiment de stockage, dans l'une au moins des branches. 10. Structure selon l'une quelconque des revendications 7 à 9, caractérisée en ce que les moyens d'ancrage comprennent des liens flexibles et des moyens de positionnement et de stabilisation dynamiques qui sont destinés à maintenir la plate-forme à une position désirée sous une étendue d'eau. 11. Structure pour une centrale nucléaire sousmarine, caractérisée en ce qu'elle comprend : une première enceinte sphérique résistant à la pressi-on (150) pour un réacteur nucléaire à eau pressurisée, un système de génération de vapeur et un système de confinement du réacteur ; une seconde enceinte sphérique résistant à la pression (ici) qui est accouplée à la première enceinte résistant à la pression et qui loge un système turbo-alternateur a vapeur, ce système turbo-alternateur à vapeur étant couplé au réacteur nucléaire et au système de génération de vapeur situés dans la première enceinte, et étant entraîné par ces derniers ; une troisième enceinte sphérique résistant à la pression (190)quoi est accouplée à la première enceinte résistant à la pression et à la seconde enceinte résistant à la pression et qui loge un système de commande et d'exploitation, un système destiné à permettre la vie et des transformateurs électriques ; et une plate-forme submersible (100) ayant une configuration triangulaire qui supporte les première, seconde et troisième enceintes résistant à la pression, cette plate-forme étant formée par trois branches tubulaires mutuellement accouplées et par trois éléments de liaison tubulaires, chacun de ces éléments de liaison étant accouplé à l'une de ses extrémités au milieu d'une branche associée, tandis que l'autre extrémité de chaque élément de liaison est accouplée à un élément tubulaire central!108). 12. Structure selon la revendication 11, caractérisée en ce qu'elle comprend en outre des moyens de manipulation de combustible nucléaire qui sont destinés à transférer le combustible nucléaire usé vers un compartiment de stockage situé dans l'une des branches, à partir du réacteur nucléaire de la centrale nucléaire qui se trouve dans ladite enceinte résistant à la pression. 13. Structure selon l'une quelconque des revendications 11 ou 12, caractérisée en ce qu'elle comprend des moyens d'ancrage (12) pour maintenir la plate-forme dans une position désirée sous une étendue d'eau (16).