Brevet FR3067512A1 — publié le 20181214

Réacteur nucléaire comprenant un circuit de refroidissement des auxilaires et un réservoir de protection radiologique La présente invention concerne en général les réacteurs nucléaires électrogènes ou de propulsion navale. Elle concerne par exemple les réacteurs à eau pressurisée (REP ou PWR en langue anglaise pour pressurized water reactor) ou à eau bouillante (REB ou BWR en anglais pour boiling water reactor). La présente invention concerne un réacteur nucléaire comprenant une enceinte de confinement, une cuve logée dans l'enceinte de confinement, un coeur disposé dans la cuve et comportant des assemblages de combustible nucléaire, un dispositif de protection radiologique, entourant la cuve, une pluralité d'auxiliaires nucléaires, au moins un circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires, chaque auxiliaire nucléaire comprenant un échangeur de chaleur ayant un côté raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement. Dans un tel réacteur, plusieurs problèmes distincts pouvant survenir durant l'exploitation du réacteur sont généralement traités de manière distincte. Ainsi, en situation normale et/ou incidentelle, la réfrigération des auxiliaires nucléaires est assurée par le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires et par la mise en place de redondances sur les composants du circuit afin de tolérer les défaillances. Il est également connu de mettre en place un surdimensionnement des composants du circuit. En situation accidentelle, par exemple lors d'une brèche dans le circuit primaire, des réserves d'eau dédiées sont disposées hors de l'enceinte de confinement et sont adaptées à être déversées à distance en fond d'enceinte ou à noyer une fraction de la cuve. Par ailleurs, pour assurer la radioprotection des opérateurs, la réglementation impose de mettre en place autour du réacteur une protection radiologique. Habituellement, la technique adoptée pour réaliser cette protection est de mettre en place une protection bétonnée. Les dispositions mentionnées ci-dessus ont pour conséquence de rendre les réacteurs nucléaires du type précité complexes et encombrants, notamment au niveau des circuits de sécurité et des circuits de refroidissement des auxiliaires nucléaires. Un des objectifs de l'invention est de proposer un réacteur plus compact comportant des circuits de sécurité simplifiés tout en garantissant la sécurité et la sûreté requises pour l'exploitation de ce type d'installation. A cet effet, l'invention porte sur un réacteur nucléaire du type précité, caractérisé en ce que le dispositif de protection radiologique comprend un réservoir de protection 2 radiologique rempli d'eau et que le circuit de refroidissement est raccordé fluidiquement au moins d'un côté au réservoir de protection radiologique, l'eau du réservoir de protection radiologique circulant en boucle dans le circuit de refroidissement. Ainsi, en raccordant le circuit de refroidissement des auxiliaires au réservoir de 5 protection radiologique, le réacteur selon l'invention est plus simple et compact notamment grâce à la mutualisation de l'eau du réservoir de protection radiologique avec le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires. Ainsi, l'eau du réservoir de protection radiologique est brassée en continu permettant d'homogénéiser la température de l'eau à l'intérieur du réservoir de protection radiologique. Par ailleurs, en cas de perte 10 de la source froide pour le circuit de refroidissement des auxiliaires, l'eau du réservoir de protection radiologique forme un tampon thermique limitant, temporairement, l'augmentation de la température de l'eau circulant dans le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires. Le réservoir de protection radiologique joue ainsi le rôle de source froide permettant de maintenir la disponibilité des auxiliaires nucléaires. 15 Selon des modes de réalisations, le réacteur selon l'invention comprend une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - le réacteur comprend au moins un vase d'expansion raccordé fluidiquement au réservoir de protection radiologique et/ou au circuit de refroidissement des auxiliaires 20 nucléaires, le vase d'expansion communiquant de manière continue avec le réservoir de protection radiologique et/ou le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires et formant une caisse d'expansion pour le réservoir de protection radiologique et/ou le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires ; - le réacteur comprend un échangeur de réfrigération et un circuit externe de 25 réfrigération, l'échangeur de réfrigération ayant un côté raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires et un côté raccordé fluidiquement au circuit externe de réfrigération ; - le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires comprend au moins un organe de pompage de circulation de l'eau adaptée pour faire circuler l'eau à l'intérieur 30 dudit circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires ; - le réacteur comprend en outre un circuit d'injection de sécurité et au moins un organe de pompage de sécurité ayant une aspiration connectée fluidiquement au réservoir de protection radiologique et adaptée à alimenter ledit circuit d'injection de sécurité ; 3 - le réacteur comporte en outre un dispositif de vidange du réservoir de protection radiologique, le dispositif de vidange étant susceptible d'être activé pour vidanger l'eau du réservoir de protection radiologique au fond de l'enceinte de confinement ; - le réacteur comporte en outre au moins un puisard de recirculation connecté 5 fluidiquement à un circuit de recirculation d'eau de fond d'enceinte et un circuit d'injection de sécurité, ayant une aspiration agencée pour aspirer l'eau au fond de l'enceinte de confinement et adapté à injecter l'eau dans le circuit d'injection de sécurité et/ou à asperger l'intérieur de l'enceinte de confinement ; - le ou chaque auxiliaire nucléaire est un équipement disposé à l'intérieur de 10 l'enceinte de confinement et nécessitant un refroidissement. Selon un deuxième aspect, l'invention porte sur une utilisation du circuit de refroidissement d'un réacteur selon l'invention, pour réaliser un brassage en continu de l'eau du réservoir de protection radiologique par circulation en boucle de l'eau dans le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires. 15 L'invention porte également sur une utilisation de l'eau d'un réservoir de protection radiologique d'un réacteur selon l'invention, ledit réacteur comprenant en outre un échangeur de réfrigération ayant un côté raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires et un côté raccordé fluidiquement à un circuit externe de réfrigération, le circuit externe de réfrigération étant raccordée à une source 20 froide, pour limiter, en cas de perte de la source froide et/ou de défaillance de l'échangeur de réfrigération, l'augmentation de la température de l'eau circulant dans le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires en utilisant l'inertie thermique de l'eau du réservoir de protection radiologique. Selon un mode de réalisation particulier, l'utilisation de l'eau du réservoir de protection 25 radiologique peut également consister à, en cas d'accident, pour alimenter un circuit d'injection de sécurité, par exemple en faisant circuler l'eau dans le coeur du réacteur et/ou en utilisant l'eau pour asperger l'enceinte de confinement. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront de la description détaillée qui est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence à la 30 figure 1 annexée qui est une vue schématique simplifiée d'un réacteur selon l'invention. La figure 1 présente de manière schématique un réacteur nucléaire 1 comportant une enceinte de confinement 3, une cuve 5 logée dans l'enceinte de confinement 3, un coeur 7 disposé dans la cuve 5 et un dispositif de protection radiologique 9, entourant la cuve 3. 35 Le réacteur 1 est par exemple du type à eau pressurisée (REP ou PWR pour pressurized water reactor en anglais). De manière connue, dans ce type de réacteur, une 4 réaction nucléaire se produit dans le coeur du réacteur et dégage une chaleur très importante qui est transférée à l'eau d'un circuit primaire (non représenté) maintenue liquide à haute pression et à haute température (environ 30000). L'eau du circuit primaire transmet sa chaleur à celle d'un circuit secondaire (non représenté) et la transforme en 5 vapeur au niveau d'un générateur de vapeur (non représenté). La vapeur est ensuite utilisée, par exemple, pour faire tourner un groupe turbo-alternateur qui produit de l'électricité. En variante, le réacteur 1 est un réacteur modulaire de faible puissance (SMR pour small modular reactor, en anglais) dont la puissance est typiquement inférieure à 10 300 MWe. En variante ou en complément, le réacteur 1 est du type intégré. Le générateur de vapeur du réacteur 1 est alors intégré dans la cuve 5. L'enceinte de confinement 3 est typiquement une structure en acier et/ou en béton armé et/ou en béton précontraint. 15 L'enceinte de confinement 3 isole le réacteur nucléaire 1 de l'environnement extérieur et forme ainsi une protection qui limite les fuites d'éléments radioactifs en cas d'accident majeur. La cuve 5 est typiquement d'orientation verticale et comporte une paroi inférieure 11, une paroi latérale 13 et une paroi supérieure 15. Typiquement, la paroi supérieure est 20 formée par un couvercle fixé de manière amovible. Avantageusement, le dispositif de protection radiologique 9 est un réservoir de protection radiologique 17 rempli d'eau. Typiquement, le réservoir de protection radiologique 17 entoure la paroi latérale 13 et la paroi inférieure 11 de la cuve 5. 25 Le réservoir de protection radiologique 17 est typiquement une enveloppe comprenant une coque intérieure 19 et une coque extérieure 21 définissant entre elles un volume interne 23 du réservoir de protection radiologique 17. Le réservoir de protection radiologique 17 comprend une paroi inférieure 25 qui s'étend sous la cuve 5 et une paroi latérale 27 qui s'étend sur toute la périphérie de la 30 cuve 5. Selon un mode de réalisation préféré, le réservoir de protection radiologique 17 est fermé en partie supérieure par une paroi supérieure 29. Typiquement, la coque intérieure 19 et la coque extérieure 21 sont séparées d'une distance d sensiblement constante, déterminée par des études radiologiques propres à 35 chaque installation. La distance d est typiquement comprise entre 50 cm et 2,5 m, par exemple 1 m. 5 Les parois intérieures du réservoir de protection radiologique 17 sont par exemple protégées contre l'oxydation avec des matériaux compatibles avec la composition chimique de l'eau contenue dans le réservoir. La coque extérieure 21 et la coque intérieure 19 sont par exemple en acier 5 inoxydable. En variante la coque intérieure 19 et la coque extérieure 21 sont en acier noir. Avantageusement, les parois intérieures du réservoir de protection radiologique 17 sont alors recouvertes d'une protection anticorrosion. Avantageusement, l'eau du réservoir de protection radiologique 17 contient un 10 inhibiteur pour protéger le réservoir 17 des risques de corrosion. Le réservoir de protection radiologique 17 permet de protéger l'opérateur et le matériel de rayonnement neutronique émis par le coeur 7 présent dans la cuve 5 et participe aux dispositions réglementaires de radioprotection. Le réacteur 1 comprend une pluralité d'auxiliaires nucléaires 31 et un circuit de 15 refroidissement 33 desdits auxiliaires nucléaires 31. Les auxiliaires nucléaires 31 sont typiquement des systèmes et des circuits nécessaires au fonctionnement normal ou à l'arrêt normal du réacteur 1. Les auxiliaires nucléaires 31 sont typiquement des équipements disposés dans l'enceinte 3 nécessitant un refroidissement. 20 Par exemple, les auxiliaires nucléaires 31 sont des équipements qui contiennent ou véhicule le fluide primaire du circuit primaire à l'extérieur de la cuve 5, comme par exemple des pompes primaires. Les auxiliaires nucléaires 31 sont en variante des pompes du circuit secondaire du réacteur nucléaire ou des aéroréfrigérants. 25 Chaque auxiliaire nucléaire 31 comprend un échangeur de chaleur 35 ayant un côté raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31. Avantageusement, le circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31 est connecté fluidiquement au réservoir de protection radiologique 17. L'eau circule en boucle dans le circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires. 30 Typiquement, le circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31 comprend au moins un organe de pompage 37 de l'eau adapté pour faire circuler l'eau à l'intérieur dudit circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31. Ainsi, l'eau du réservoir de protection radiologique 17 est brassée en continu permettant d'homogénéiser la température à l'intérieur du volume interne 23 du réservoir 35 de protection radiologique 17 et d'homogénéiser la concentration de l'inhibiteur à l'intérieur du réservoir de protection radiologique 17. 6 Avantageusement, le réacteur 1 comprend en outre un vase d'expansion 39 raccordé fluidiquement au réservoir de protection radiologique 17 comme visible sur la figure 1, permettant d'accommoder les variations de volume d'eau engendrées par des variations de pression et/ou de température dans le circuit de refroidissement 33 des 5 auxiliaires nucléaires 31 et/ou dans le réservoir de protection radiologique 17. En variante, le vase d'expansion 39 est raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31. Typiquement, le vase d'expansion 39 communique de manière continue avec le réservoir de protection radiologique 17 et/ou avec le circuit de refroidissement 33. 10 Le vase d'expansion 39 est typiquement positionné à une hauteur supérieure à la hauteur du niveau d'eau dans le réservoir de protection radiologique 17. Ainsi, les éventuelles fuites du réservoir de protection radiologiques 17 sont détectées par une baisse continue du niveau d'eau dans le vase d'expansion 39. Le vase d'expansion 39 est réalisé avec un matériau compatible avec l'eau du 15 circuit de refroidissement 33. Il est typiquement en acier inoxydable ou recouvert à l'intérieur d'une protection adéquate. Avantageusement, le vase d'expansion 39 est ouvert sur une partie supérieure 41. Ainsi, le vase d'expansion 39 permet de dégazer de manière optimale et continue l'hydrogène produit dans le réservoir de protection radiologique 17. 20 Le volume du vase d'expansion 39 est par exemple compris entre 100 litres et 500 litres, par exemple 300 litres. Typiquement, le réacteur 1 comprend en outre un échangeur de réfrigération 43 et un circuit externe de réfrigération 45. L'échangeur de réfrigération 43 a un côté raccordé fluidiquement au circuit de 25 refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31 et un côté raccordé fluidiquement au circuit externe de réfrigération 45. Le circuit externe de réfrigération 45 est typiquement raccordé à une source froide comme par exemple un fleuve, une rivière ou la mer. Avantageusement, le réacteur 1 comprend en outre un circuit d'injection de 30 sécurité 47 et au moins un organe de pompage de sécurité 49 ayant une aspiration connectée fluidiquement au réservoir de protection radiologique 17 et adapté à alimenter ledit circuit d'injection de sécurité 47. Cela permet en situation accidentelle (brèche) d'utiliser l'eau du réservoir de protection radiologique 17 pour alimenter la cuve 5 ou le générateur de vapeur. 35 Le circuit d'injection de sécurité 47 comprend par exemple un circuit d'injection haute pression. Ledit circuit est par exemple adapté pour injecter de l'eau sous pression 7 dans la cuve 5 du réacteur 1, en cas d'accident, par exemple une brèche dans le circuit primaire. Typiquement, les réserves d'eau du circuit d'injection haute pression sont situées à l'extérieur de l'enceinte 3. En variante ou en complément, le circuit d'injection de sécurité 47 comprend par 5 exemple un circuit d'injection basse pression. Ledit circuit est par exemple adapté pour faire circuler l'eau de fond d'enceinte. Avantageusement, le réacteur nucléaire 1 comprend en outre un dispositif de vidange 51 du réservoir de protection radiologique 17 en situation accidentelle. Le dispositif de vidange 51 est par exemple susceptible d'être activé pour vidanger l'eau du 10 réservoir de protection radiologique 17 au fond de l'enceinte de confinement 3. Typiquement, le réacteur comprend au moins un puisard de recirculation 53 raccordé à un circuit de recirculation 55 d'eau de fond d'enceinte ayant une aspiration agencée pour aspirer l'eau au fond de l'enceinte de confinement 3. Typiquement, le circuit de recirculation 53 est raccordé fluidiquement au circuit 15 d'injection de sécurité 47 du réacteur 1. Le fonctionnement de l'invention va maintenant être décrit notamment lors du fonctionnement normal, incidentel ou accidentel du réacteur. En fonctionnement normal d'exploitation du réacteur 1, le circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31 brasse l'eau du réservoir de protection radiologique 17 en 20 continu permettant d'homogénéiser la température de l'eau à l'intérieur du réservoir de protection radiologique 17 et d'homogénéiser la concentration d'un inhibiteur. En fonctionnement incidentel, par exemple en cas de perte de la source froide ou en cas de dysfonctionnement du circuit externe de réfrigération 45 et/ou de l'échangeur de réfrigération 43, l'eau du réservoir de protection radiologique 17 est utilisée pour limiter 25 temporairement l'augmentation de la température de l'eau circulant dans le circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31. Le réservoir de protection radiologique 17 joue alors le rôle de source froide et permet de maintenir la disponibilité des auxiliaires nucléaires 31. En cas de fonctionnement accidentel, par exemple en cas de brèche dans le 30 circuit primaire, l'eau du réservoir de protection radiologique 17 est aspirée par l'organe de pompage de sécurité 49 et injectée dans le circuit d'injection de sécurité 47 pour alimenter la cuve 5 ou le générateur de vapeur afin de compenser le débit de fuite dû à la brèche. En variante, l'eau du réservoir de protection radiologique 17 est vidangée en fond 35 d'enceinte et est aspirée par le circuit de recirculation 55 d'eau de fond d'enceinte. Le circuit 55 est par exemple connecté au circuit d'injection de sécurité 47. 8 En variante, le réacteur 1 ne comprend pas de vase d'expansion 39 et le réservoir de protection radiologique 17 est ouvert sur la partie supérieure 29. En variante encore, le réacteur 1 comprend un vase d'expansion 39 et le circuit de refroidissement 33 des auxiliaires nucléaires 31 débite directement dans le vase 5 d'expansion 39. Ainsi, l'aménagement du réacteur 1 selon l'invention est simplifié tout en garantissant un niveau élevé de sécurité notamment en fonctionnement normal, incidentel et accidentel du réacteur. La sûreté et la sécurité de l'installation REVENDICATIONS1.- Réacteur nucléaire (1) comprenant : - une enceinte de confinement (3), - une cuve (5) logée dans l'enceinte de confinement (3), - un coeur (7) disposé dans la cuve (5) et comportant des assemblages de combustible nucléaire, - un dispositif de protection radiologique (9), entourant la cuve (5), - une pluralité d'auxiliaires nucléaires (31), - au moins un circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31), chaque auxiliaire nucléaire (31) comprenant un échangeur de chaleur (35) ayant un côté raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement (33), caractérisé en ce que le dispositif de protection radiologique (9) comprend un réservoir de protection radiologique (17) rempli d'eau et que le circuit de refroidissement (33) est raccordé fluidiquement au moins d'un côté au réservoir de protection radiologique (17), l'eau du réservoir de protection radiologique (17) circulant en boucle dans le circuit de refroidissement (33). 2.- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, comprenant au moins un vase d'expansion (39) raccordé fluidiquement au réservoir de protection radiologique (17) et/ou au circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31), le vase d'expansion (39) communiquant de manière continue avec le réservoir de protection radiologique (17) et/ou le circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31) et formant une caisse d'expansion pour le réservoir de protection radiologique (17) et/ou le circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31). 3.- Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1 ou 2, comprenant un échangeur de réfrigération (43) et un circuit externe de réfrigération (45), l'échangeur de réfrigération (43) ayant un côté raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31) et un côté raccordé fluidiquement au circuit externe de réfrigération (45). 4.- Réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel le circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31) comprend au moins un organe de pompage (37) de circulation de l'eau adaptée pour faire circuler l'eau à l'intérieur dudit circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31). 10 5.- Réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, comportant en outre un circuit d'injection de sécurité (47) et au moins un organe de pompage de sécurité (49) ayant une aspiration connectée fluidiquement au réservoir de protection radiologique (17) et adaptée à alimenter ledit circuit d'injection de sécurité (47). 5 6.- Réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, comportant en outre un dispositif de vidange (51) du réservoir de protection radiologique (17), le dispositif de vidange (51) étant susceptible d'être activé pour vidanger l'eau du réservoir de protection radiologique (17) au fond de l'enceinte de confinement (3). 10 7.- Réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, comportant en outre au moins un puisard de recirculation (53) connecté fluidiquement à un circuit de recirculation (55) d'eau de fond d'enceinte et un circuit d'injection de sécurité (47), ayant une aspiration agencée pour aspirer l'eau au fond de l'enceinte de 15 confinement (3) et adapté à injecter l'eau dans le circuit d'injection de sécurité (47) et/ou à asperger l'intérieur de l'enceinte de confinement (3). 8.- Réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé en ce que le ou chaque auxiliaire nucléaire (31) est un équipement disposé à 20 l'intérieur de l'enceinte de confinement (3) et nécessitant un refroidissement. 9.- Utilisation du circuit de refroidissement (33) d'un réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, pour réaliser un brassage en continu de l'eau du réservoir de protection radiologique (17) par circulation en boucle de l'eau dans le 25 circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31). 10.- Utilisation de l'eau d'un réservoir de protection radiologique (17) d'un réacteur (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, ledit réacteur (1) comprenant en outre un échangeur de réfrigération (43) ayant un côté 30 raccordé fluidiquement au circuit de refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31) et un côté raccordé fluidiquement à un circuit externe de réfrigération (45), le circuit externe de réfrigération (45) étant raccordée à une source froide, pour limiter, en cas de perte de la source froide et/ou de défaillance de l'échangeur de réfrigération (43), l'augmentation de la température de l'eau circulant dans le circuit de 35 refroidissement (33) des auxiliaires nucléaires (31) en utilisant l'inertie thermique de l'eau du réservoir de protection radiologique (17). 11 11.- Utilisation de l'eau du réservoir de protection radiologique (17) d'un réacteur nucléaire (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, en cas d'accident, pour alimenter un circuit d'injection de sécurité (47), par exemple en faisant circuler l'eau dans 5 le coeur (7) du réacteur (1) et/ou en utilisant l'eau pour asperger l'enceinte de confinement (3).