Brevet FR3150631A1 — publié le 20250103

Système de sécurité d’une installation nucléaire, comportant un hall réacteur (4) pourvu d’un réacteur nucléaire (1) dans une piscine (3) de refroidissement dudit réacteur caractérisée en ce qu’il comporte un système de ventilation, de réglage des conditions d’ambiance de salles techniques et du hall réacteur et de filtration pour la protection de l’environnement de rejets radioactifs gazeux pourvu: d’au moins une entrée d’air (201a) à section variable dans une paroi d’un bâtiment (10), ladite entrée d’air débouchant dans un local de traitement d’entrée (201) pourvu d’une première sortie d’air (201b) dans le hall réacteur, d’un échangeur eau/air (5) dans la piscine comportant un conduit d’entrée (5a) ouvert dans le hall réacteur (4), d’un conduit (5b) de sortie d’air dudit échangeur (5), ledit conduit étant adapté à amener l’air sortant dudit échangeur eau/air vers un dispositif de filtration (203) de sortie en communication avec une cheminée (210), d’au moins un extracteur (202) disposé en sortie du conduit de sortie d’air (5b) dans un local comportant ledit dispositif de filtration (203) de sortie, et pour lequel, extracteur à l’arrêt, ledit échangeur eau/air et la section de ladite au moins une entrée d’air (201a) sont configurés pour que, réacteur à l’arrêt, l’élévation de la température de l’eau de la piscine chauffe l’air dans ledit échangeur par rapport à la température extérieure en sortie de cheminée et crée un flux d’air aspirant l’air extérieur au niveau de ladite entrée d’air pour le recracher en sortie de cheminée au travers dudit dispositif de filtration (203). Figure 10 SYSTEME DE SECURITE D’UNE INSTALLATION NUCLEAIRE ET PROCEDE DE MISE EN SECURITE D’UNE TELLE INSTALLATION La présente divulgation relève du domaine des réacteurs nucléaires et notamment des réacteurs nucléaires de faible puissance et destinés à un usage de générateur de chaleur pour réseau de chauffage. La lutte contre le réchauffement climatique conduit à réduire l’empreinte carbone de tous les secteurs énergétiques. L’habitat fait partie de ceux-ci, et est aujourd’hui encore très dépendant des énergies fossiles. Des politiques publiques très incitatives pour s’orienter vers des solutions décarbonées se mettent en place dans l’ensemble de l’Europe. Le chauffage urbain, très développé dans les contrées du nord et de l’est européen, voit une croissance importante mais reste très dépendant des combustibles fossiles, et particulièrement du gaz et du charbon. Ce dernier est notamment un fort contributeur à la pollution des zones très urbanisées. Des solutions, comme la géothermie, existent, mais peuvent difficilement être déployées à grande échelle. La voie principalement envisagée est l’usage de la biomasse, mais cette ressource, limitée, est convoitée par plusieurs secteurs énergétiques, comme l’aéronautique, et fera inéluctablement l’objet de fortes tensions sur les prix de la matière première combustible. L’énergie nucléaire, qu’un certain nombre de pays, dont la France, a retenu comme moyen de maitriser ses émissions de carbone dans la production électrique, peut être envisagée comme solution potentielle dans le domaine du chauffage urbain. Selon l’Agence Internationale pour l’Energie Atomique, une quarantaine de réacteurs nucléaires dans le monde cogénèrent actuellement de l’électricité et de la chaleur destinée à l’habitat. De nombreux projets sont actuellement en développement pour utiliser la chaleur « fatale » des réacteurs nucléaires dans le chauffage urbain, notamment pour la nouvelle génération de petits réacteurs (SMR) en cours de gestation. Cependant, le couplage des contraintes liées à la production électrique et la production de chaleur ne facilite pas la mise en place de solutions duales optimales. Des réacteurs nucléaires purement dédiés au chauffage urbain ont été développés dans le passé, mais aucun n’a vu de réalisation concrète à ce jour. On peut citer par exemple le réacteur Thermos, du Commissariat à l’Energie Atomique français (CEA), conçu pendant les années 1970. Toutefois, outre les problèmes d’acceptation de cette technologie, la puissance du réacteur, 100 MW, s’est avérée surdimensionnée par rapport aux capacités des réseaux de chaleur locaux et la pertinence économique d’une telle réalisation est apparue peu convaincante face à la construction d’une centrale à charbon. Un réacteur de petites dimensions est par ailleurs décrit dans les documents WO2022/106756 A1. La question de la sécurité d’un réacteur pour chauffage urbain impose de gérer des situations de refroidissement d’urgence en cas de défaut sur l’installation et notamment dans le cas d’arrêt de pompes de circulation du liquide de refroidissement d’un circuit secondaire. Le document FR2 314 560 A1 décrit un réacteur nucléaire pour un réseau de chauffage urbain comportant des tubes dites obturateurs remplaçant des soupapes, le circuit de refroidissement primaire étant constamment en communication ouverte avec un bassin de refroidissement par un orifice d'échappement et un orifice d'admission dans les parois limites du circuit de refroidissement primaire, l'orifice d'échappement au moins étant muni d'un organe de connexion prévu à cet effet, sous la forme d'un tube obturateur à gaz. Le document US 4,363,780 concerne un réacteur générateur de vapeur qui comporte des soupapes permettant en cas de surchauffe d’évacuer de la vapeur et de faire entrer de l’eau d’une piscine dans le conteneur du cœur du réacteur. Problème technique Il est souhaitable de réaliser des réacteurs de faible puissance et donc d’améliorer leur rendement tout en réalisant un dispositif de sécurité passif adapté à refroidir le cœur du réacteur en cas de panne d’un circuit actif de récupération de chaleur dudit cœur. Au vu de cette situation la présente divulgation propose plusieurs améliorations pour une installation de réacteur nucléaire adaptée au chauffage urbain. La présente divulgation concerne notamment des équipements conçus pour que le liquide caloporteur, par exemple constitué par de l’eau, contenu dans la piscine puisse naturellement refroidir le réacteur sans aucune intervention d’un opérateur, une solution de refroidissement permettant de couvrir tous ses états de fonctionnement, normaux ou accidentels. Ce réacteur ne nécessitera donc aucune intervention humaine pour garantir la sûreté pendant une période étendue, typiquement d’au moins une semaine, et ne fait appel à aucune source électrique pour assurer le refroidissement du cœur. La présente divulgation concerne en particulier un système de sécurité d’une installation nucléaire et un procédé de mise en sécurité d’une telle installation. Plus particulièrement la présente divulgation propose un système de sécurité d’une installation nucléaire, comportant un hall réacteur pourvu d’un réacteur nucléaire dans une piscine de refroidissement dudit réacteur qui comporte un système de ventilation, de réglage des conditions d’ambiance de salles techniques et du hall réacteur et de filtration pour la protection de l’environnement de rejets radioactifs gazeux pourvu: d’au moins une entrée d’air à section variable dans une paroi d’un bâtiment, ladite entrée d’air débouchant dans un local de traitement d’entrée pourvu d’une première sortie d’air dans le hall réacteur, d’un échangeur eau/air dans la piscine comportant un conduit d’entrée ouvert dans le hall réacteur, d’un conduit de sortie d’air dudit échangeur, ledit conduit étant adapté à amener l’air sortant dudit échangeur eau/air vers un dispositif de filtration de sortie en communication avec une cheminée, d’au moins un extracteur disposé en sortie du conduit de sortie d’air dans un local comportant ledit dispositif de filtration de sortie, et pour lequel, extracteur à l’arrêt, ledit échangeur eau/air et la section de ladite au moins une entrée d’air sont configurés pour que, réacteur à l’arrêt, l’élévation de la température de l’eau de la piscine chauffe l’air dans ledit échangeur par rapport à la température extérieure en sortie de cheminée et crée un flux d’air aspirant l’air extérieur au niveau de ladite entrée d’air pour le recracher en sortie de cheminée au travers dudit dispositif de filtration. Le système de sécurité est conçu pour conserver une ventilation du hall réacteur dirigée vers la cheminée malgré un arrêt du ou des ventilateurs du système de ventilation suite à une panne électrique par exemple. De la sorte, d’éventuels polluants radioactifs ne pourront s’échapper librement et resteront piégés dans les dispositifs de filtration. Ladite au moins une entrée d’air peut comporter un diaphragme ou un volet comportant une position de pleine ouverture de ladite entrée d’air et une position d’obturation partielle de ladite entrée d’air. La position de pleine ouverture de ladite entrée d’air est avantageusement maintenue par une force électromagnétique et la position d’obturation partielle de ladite entrée d’air est obtenue en l’absence de ladite force électromagnétique. Ladite force électromagnétique peut être générée par un dispositif électrique alimenté en parallèle avec l’alimentation électrique dudit extracteur. Préférablement, le flux d’air maintient le hall réacteur en dépression, extracteur à l’arrêt. Ceci évite des rejets par l’entrée d’air du bâtiment. Le local de filtration d’entrée peut être pourvu d’une deuxième sortie d’air vers un local de systèmes auxiliaires et/ou un local de transfert de chaleur et/ou un hall chargement/déchargement faisant partie des salles techniques et chacun pourvu d’une troisième sortie d’air vers le hall réacteur. De cette façon un circuit d’air convergent vers le hall réacteur est créé. Au moins l’un des locaux des systèmes auxiliaires, local de transfert de chaleur et hall chargement/déchargement est avantageusement maintenu en dépression. Le système comporte avantageusement un ou plusieurs filtres en amont de ladite cheminée et en aval dudit extracteur. Ceci garantit que l’air sortant de la cheminée est débarrassé de ses polluants même lorsque l’extracteur arrêté du fait que le circuit d’air est maintenu depuis l’entrée d’air vers le hall réacteur puis vers la cheminée extracteur à l’arrêt. Ladite au moins une entrée d’air comporte avantageusement un diaphragme ou un volet comportant une position de pleine ouverture de ladite entrée d’air sous l’action d’une force électromagnétique et une position d’obturation partielle de ladite entrée d’air en l’absence de ladite force électromagnétique. Ainsi une dépression reste présente au niveau de l’entrée d’air du bâtiment. Ladite force électromagnétique peut être générée par un dispositif électrique alimenté en parallèle avec ledit extracteur. Selon la présente divulgation, le hall réacteur est maintenu en dépression extracteur à l’arrêt. Le local de filtration d’entrée peut être pourvu d’une deuxième sortie d’air vers un local de systèmes auxiliaires t/ou un local de transfert de chaleur et/ou un hall chargement/déchargement faisant partie des salles techniques et chacun pourvu d’une troisième sortie d’air vers le hall réacteur. De la sorte un circuit revenant au hall réacteur avec une sortie commune est réalisé. Dans ce cadre, au moins l’un des locaux des systèmes auxiliaires, local de transfert de chaleur et hall chargement/déchargement est maintenu en dépression. La présente divulgation propose en outre un procédé de mise en sécurité d’une installation nucléaire pourvue d’un système de sécurité selon la présente divulgation pour lequel : en fonctionnement normal, la section variable de ladite entrée d’air dans la paroi du bâtiment est configurée en position d’ouverture maximale et ledit extracteur aspire l’air du hall réacteur mettant le hall réacteur en dépression et, lors d’une perte d’alimentation électrique de l’installation, une séquence d’arrêt du réacteur est initiée, la section variable de ladite entrée d’air dans la paroi du bâtiment est configurée en position d’ouverture réduite et l’échangeur eau/air produit un courant de convexion aspirant l’air du hall réacteur pour l’évacuer dans la cheminée. Selon un mode de réalisation particulier, une perte d’alimentation électrique des systèmes de l’installation nucléaire met en outre en fonction un circuit fluidique passif de refroidissement du réacteur par la piscine en sorte de mettre le réacteur en fonctionnement autarcique pendant une durée compatible de la remise en route de ladite alimentation électrique. D’autres caractéristiques, détails et avantages de l’invention apparaîtront à la lecture de la description détaillée ci-après d’exemples de réalisation non limitatifs, et à l’analyse des dessins annexés, sur lesquels : est une vue schématique en coupe transversale d’une installation nucléaire de la présente divulgation ; est une vue en coupe d’un puits et d’un exemple de réacteur dans sa cuve; est une variante du réacteur de la ; , montrent un clapet gravitaire d’entrée selon deux positions; , montrent un clapet gravitaire de sortie selon deux positions; est une vue de dessus d’un cœur de réacteur dans un panier; est une vue de côté en coupe d’une partie basse de réacteur; est une vue de dessus d’une plaque intermédiaire d’un panier support de cœur nucléaire; est une vue de dessus d’une plaque supérieure d’un panier support de cœur nucléaire; est une vue de dessus d’une plaque inférieure d’un panier support de cœur nucléaire; montre un cœur nucléaire dans un panier en vue de côté; montre une vue de dessus de pièces d’un bâtiment d’installation nucléaire de la présente divulgation; montre un schéma d’un réseau de chauffage urbain comportant une installation nucléaire de la présente divulgation. Description de modes de réalisation Les dessins et la description ci-après contiennent des éléments pouvant non seulement servir à mieux faire comprendre la présente invention, mais aussi contribuer à sa définition, le cas échéant. La est une vue schématique d’une installation nucléaire comportant une cuve de réacteur nucléaire 1 dans laquelle se trouve un cœur de réacteur nucléaire avec un couvercle amovible 11. La cuve est disposée dans un puits 2 d’une piscine 3 remplie d’un liquide caloporteur de refroidissement et de blocage des radiations tel que de l’eau et plus particulièrement de l’eau déminéralisée. On emploiera indifféremment eau ou liquide caloporteur dans la description ci-après compte tenu que l’eau est le liquide caloporteur le plus simple à utiliser. Dans la piscine se trouvent un espace 33 de dépose du couvercle amovible 11, un ou plusieurs râteliers d’entreposage de combustible 31 dans la piscine, un banc de rechargement 32 et un échangeur eau/air 5. La piscine 3 est située dans un bâtiment 4 qui comporte un pont 41 et son élingue 42 et une machine de rechargement 43. L’installation nucléaire de la présente divulgation est en particulier adaptée à servir de générateur de chaleur pour un réseau de chauffage tel qu’un réseau de chauffage urbain et la propose un schéma de principe d’implantation de l’installation nucléaire de la dans un réseau de chaleur. Le cœur du réacteur dans la cuve 9 produit de la chaleur, transférée à un échangeur primaire 91 au moyen d’un circuit primaire 92, la chaleur est transférée à un circuit intermédiaire 8 muni d’une ou plusieurs pompes de circulation 101 vers un échangeur secondaire 100 qui alimente en chaleur un réseau principal de distribution 105 sur lequel se trouve éventuellement d’autres installations de production 106 qui peuvent être de technologies variées, classiques ou nucléaires. Cette organisation permet de garantir un approvisionnement continu en chaleur vers des échangeurs tertiaires alimentant des circuits de chauffage 115, 125 pour des bâtiments 107, 108, 109. La présence de plusieurs installations de production permet de fournir du chauffage même en période de maintenance ou en cas d’incident sur une des composantes de la production. Comme il sera vu plus loin, le réacteur est composé de deux circuits. Le circuit de refroidissement primaire 92 extrait la chaleur du cœur où se produit la réaction en chaine et cette chaleur est transférée au circuit de refroidissement intermédiaire 8, de pression égale ou supérieure au circuit primaire, afin de garantir qu’une éventuelle pollution radioactive ne puisse se propager. C’est ce circuit intermédiaire qui est, au-travers d’un échangeur, en interface avec le réseau principal de distribution. Dans ce cadre la présente divulgation concerne une solution de refroidissement pour un réacteur immergé en piscine et présentant une température de sortie cœur dans une plage de 70°-110°C. Ce réacteur ne nécessite aucune intervention humaine pour garantir sa sûreté pendant une période étendue d’au moins une semaine, et ne fait appel à aucune source électrique pour assurer le refroidissement du cœur, fournissant ainsi une sûreté inhérente et la possibilité d’installer le réacteur à proximité de zones urbanisées sans risque. En premier lieu la présente divulgation propose d’optimiser la récupération de chaleur du cœur. Par ailleurs, comme contrairement aux chaufferies classiques utilisant des combustibles fossiles, les réacteurs nucléaires continuent à produire de la chaleur, quelques pourcents de la puissance nominale, après l’arrêt de la réaction en chaine, cette chaleur résiduelle doit donc pouvoir être extraite, que le réacteur soit dans un état d’arrêt normal ou en arrêt inopiné, à la suite d’un incident ou accident d’origine interne ou externe. Comme vu plus haut, la partie nucléaire du réacteur, objet de l’invention, est immergé dans une piscine, solution habituellement utilisée pour les réacteurs de recherche, comme indiqué sur la . Celle-ci apporte une réserve d’eau garantissant une large autonomie sans nécessiter aucune intervention humaine. Cette piscine se trouve dans un hall réacteur qui a une atmosphère contrôlée selon les critères nucléaires et protégée contre toutes les agressions externes toujours considérées pour les installations nucléaires. Le hall réacteur est implanté dans un bâtiment dont les autres pièces contiennent l’ensemble des équipements nécessaires au fonctionnement de l’installation. La décrit le fonctionnement du circuit primaire 9 et son interface avec le circuit intermédiaire 8 lorsque le réacteur est en mode de production. Le circuit primaire est encapsulé dans une cuve 9 cylindrique comportant une paroi périphérique 94 et qui contient dans sa partie basse le cœur nucléaire 6, composé par des assemblages combustibles contenant l’uranium nécessaire à la réaction en chaine. Ces assemblages combustibles peuvent prendre la forme de crayons, comme dans les réacteurs à eau de puissance, ou de plaques, comme dans les réacteurs de recherche. Pour fixer les idées la présente divulgation concerne un réacteur d’une puissance d’environ 15 MW à 80 MW thermiques comportant une cuve d’une hauteur de l’ordre de 15 m à 25 m et d’un diamètre de l’ordre de 3,50 m à 4 m. Dans la cuve 9 se trouvent aussi les barres de contrôle 601 disposées au bout de tiges 7 et pouvant être enfoncées ou sorties du cœur pour réguler la réaction en chaine et l’arrêter pour amener le réacteur dans un état sûr quelque soient les conditions initiales, normales ou accidentelles. Les tiges portant les barres de contrôle sont, comme connu dans le domaine, déplacées par des moteurs électriques, par exemple des moteurs électriques intégrés dans des manchons cylindriques traversés par les tiges et soudés sur un couvercle de la cuve 9, et maintenues en position par un champ magnétique dans un dispositif de commande 74. En cas d’absence de courant d’alimentation des moteurs, les tiges 7 sont libérées et les barres 601 tombent dans le cœur, arrêtant la réaction en chaine. La cuve comporte par ailleurs une cheminée interne 9a permettant de guider par convection vers le haut de la cuve un premier liquide caloporteur, par exemple de l’eau, chauffé par le cœur et un espace annulaire de redescente du liquide caloporteur vers le bas de la cuve sous le cœur ce qui réalise un circuit fermé de circulation du fluide caloporteur traversant le cœur 6. L’espace annulaire de redescente intègre un échangeur de chaleur à contre-courant ou échangeur primaire 91 comportant un circuit primaire dans lequel circule le premier liquide caloporteur. L’échangeur 91 permet l’évacuation de la chaleur générée par le cœur 6 vers le circuit intermédiaire 8. La température du liquide caloporteur dans la cuve, en sortie du cœur, est dans la présente application de l’ordre de 70°C à 110°C et plus précisément entre 75°C et 90°C ce qui n’impose pas de dimensionner la cuve pour de fortes pressions et de fortes températures. Le circuit intermédiaire 8 est une boucle composée principalement de la partie aval ou circuit secondaire de l’échangeur 91, d’un système de pompage composé d’une ou plusieurs pompes 101 alimentées électriquement par un réseau externe, assurant une circulation forcée dans le circuit intermédiaire et permettant d’accommoder les différents états de fonctionnement du réacteur lorsqu’il est en fonctionnement, de tuyauteries 81, 82 reliant les différents composants et la partie amont d’un échangeur secondaire 100 entre le circuit intermédiaire 8 et le réseau principal de distribution 105. Toujours selon la , une partie inférieure de la paroi cylindrique 94 de la cuve 9 est entourée par une première enveloppe annulaire 1a formant un plenum froid 83 du circuit intermédiaire 8 qui est mis en communication avec une entrée 91a du circuit secondaire de l’échangeur primaire 91 en partie basse dudit échangeur. La première enveloppe annulaire s’étend depuis le bas de la cuve jusque sous une sortie 91b de l’échangeur primaire 91 en partie haute de cet échangeur. Une partie haute de la paroi cylindrique 94 de la cuve est entourée par une seconde enveloppe annulaire 1b, au-dessus de ladite première enveloppe annulaire 1a. Cette seconde enveloppe annulaire 1b englobe la sortie 91b du circuit secondaire de l’échangeur primaire 91. La distance radiale entre la paroi externe de la première et la seconde enveloppes annulaires et la paroi de la cuve 9 est donnée pour réaliser un volume d’échange adapté à la chaleur de la cuve et au débit attendu et est par exemple de l’ordre de 20 cm à 30 cm pour un réacteur tel que défini ci-dessus. Cette seconde enveloppe annulaire forme un plenum chaud du circuit intermédiaire 8 en communication avec la sortie 91b dudit circuit secondaire de l’échangeur primaire 91 en partie haute dudit échangeur. Le circuit intermédiaire comporte en outre une première tubulure 81, d’arrivée d’un liquide caloporteur froid, par exemple de l’eau froide, débouchant dans la première enveloppe 1a en partie supérieure de ladite première enveloppe 1a tandis qu’une deuxième tubulure de départ de liquide caloporteur chaud sort en partie supérieure de ladite seconde enveloppe 1b. En fonctionnement, le circuit intermédiaire est prévu pour fonctionner avec une différence de température de l’ordre de 20°C à 30°C entre la tubulure d’arrivée du liquide caloporteur froid et la tubulure de départ de liquide caloporteur chaud. Les première et seconde enveloppes annulaires constituent un boitier d’interface cylindrique, qui enveloppe une grande partie de la cuve primaire 9, au niveau de l’échangeur principal et qui est organisé de la façon suivante : - Les tuyauteries d’entrée 81 et de sortie 82 du circuit intermédiaire sont connectées à ce boitier. - Le plenum d’entrée ou plenum froid 83 guide l’eau du circuit intermédiaire vers des entrées en partie basse de l’échangeur 91 intégré dans la cuve primaire 9, - Dans l’échangeur 91 des plaques régulièrement réparties assurent la répartition du débit, l’efficacité de l’échange de chaleur et le maintien vibratoire de tubes d’échangeur, - En partie haute, l’eau chaude sort de l’échangeur 91 pour être injectée dans le plenum supérieur d’où elle rejoint les tuyauteries chaudes du circuit intermédiaire. Ce boitier récupère aussi les fuites calorifiques de la cuve primaire pour les injecter dans le système de production de chaleur utile. Le circuit intermédiaire et la piscine utilisent le même fluide caloporteur, par exemple de l’eau qui sert au refroidissement du réacteur lorsque celui-ci est en opération et en arrêt. La décrit un aspect de la présente divulgation selon lequel des clapets 85, 86 sont incorporés dans les enveloppes 1a et 1b entre lesdites enveloppes et la piscine 3. Ces clapets sont configurés pour isoler le circuit intermédiaire de la piscine lorsque la ou les pompes 101 sont en fonction mais configurés pour mettre les plenums chaud et froid en communication avec le liquide caloporteur contenu dans la piscine lorsque la ou les pompes 101 du circuit intermédiaire sont arrêtées ce qui permet d’une part l’entrée de l’eau de la piscine dans le plenum froid du boitier d’interface et d’autre part la sortie de l’eau réchauffée du plenum chaud vers la piscine. En effet, pompe arrêtée, par exemple dans le cas d’une perte d’alimentation électrique de la ou des pompes ou sur décision de l’opérateur, par exemple en l’absence de demande de chaleur ou lors d’une opération de maintenance, le dispositif est conçu pour que, côté plenum froid, l’eau froide de la piscine descende jusqu’à l’évent d’entrée 91a dans l’échangeur primaire 91, où elle remonte en s’échauffant. La différence de densité entre l’eau descendante et celle montante apporte une force motrice suffisante pour l’établissement d’une circulation naturelle. Il faut souligner que lorsque la circulation dans le circuit primaire s’arrête, le réacteur est conçu pour que les barres de contrôle descendent dans le cœur et pour que la puissance résiduelle du cœur ne soit que de quelques pourcents de sa puissance nominale. En configuration d’arrêt de la ou des pompes 101, le débit de la circulation naturelle entre la piscine et l’échangeur ne sera qu’une faible fraction du débit nominal, en pompage par le circuit intermédiaire, conduisant à des vitesses d’eau très significativement plus faibles. La représente le clapet d’entrée 85 dans une position où l’entrée d’eau depuis la piscine est fermée et l’entrée d’eau depuis le circuit intermédiaire est ouverte tandis que la représente le clapet d’entrée 85 dans la position où l’entrée d’eau depuis la piscine est ouverte alors que l’entrée d’eau depuis le circuit intermédiaire est fermée. Selon l’exemple le clapet est un clapet gravitaire comportant un volet 85 d’obturation d’une ouverture 83a de mise en communication du plenum froid 83 avec la piscine au-dessus de l’entrée de la tubulure 81 dans le plenum froid. Ce clapet comporte une palette à contrepoids 86 au niveau de l’arrivée de la tubulure 81 dans l’enveloppe 1a formant le plenum froid 83. En le flux du liquide caloporteur F1 circulant dans le circuit intermédiaire 8 et arrivant par la tubulure d’entrée 81 pousse la palette à contrepoids ce qui pousse le volet 85 et ferme l’ouverture 83a. En , le liquide caloporteur ne circule plus dans le circuit intermédiaire 8, le contrepoids redescend sous l’action de la gravité ce qui écarte le volet 85 de l’ouverture 83a et laisse entrer un flux F3 d’eau de la piscine dans le plenum froid tandis que la sortie de la tubulure 81 dans le plenum froid est fermée. La représente le clapet de sortie 87 en position fermée tandis que la représente le clapet de sortie 87 en position ouverte. A la , le flux F1 sortant de l’échangeur primaire est aspiré par le conduit 82 sous l’action de la pompe du circuit intermédiaire. Ce flux de liquide contraint le clapet 87 en position fermée ce qui ne permet pas à l’eau du plenum chaud de sortir dans la piscine 3. En , le flux F1 est stoppé lorsque la pompe 101 de la s’arrête, le clapet s’ouvre sous l’action de son contrepoids 88 et l’eau chauffée dans l’échangeur 91 s’échappe dans la piscine selon le flux F3. Le clapet de sortie n’a pas besoin de refermée la sortie vers le circuit intermédiaire ce qui est en outre préféré pour éviter des problèmes Comme indiqué précédemment, lorsque la ou les pompes sont arrêtées, la circulation naturelle, qui se met en place dans le boitier d’interface, n’est qu’une très faible fraction de la circulation nominale avec les pompes. Dans cette configuration, les vitesses d’eau sont faibles et insuffisantes pour empêcher l’ouverture par gravité des clapets, ceux-ci étant lestés d’un poids suffisant pour être maintenus ouverts par la pression dynamique et fermés lorsque celle-ci est réduite. Lorsque les pompes redémarrent, la force du jet est suffisante pour repousser le clapet en position fermée et le maintenir dans cette position. Il est à noter que du fait que le liquide caloporteur et que le liquide de la piscine sont identiques, les clapets 85, 87 n’ont pas forcément besoin d’une étanchéité qualifiée en position fermée, une légère tolérance sur les fuites étant acceptable. Du fait de la chaleur dégagée par le cœur dans la cuve 9, le fluide caloporteur circulant dans cette cuve se dilate et crée une légère surpression qui est stabilisée par la présence d’un gaz tel que de l’azote dans un dôme 93 de la cuve en partie haute de la cuve. Le volume de la piscine 3 est notamment dimensionné de sorte à garantir un refroidissement passif de la puissance résiduelle du cœur 6 en cas de problème d’alimentation électrique des pompe 101 et maintenir le liquide caloporteur du circuit primaire au-dessous d’une température fixée pendant une durée déterminée. Cette température fixée peut notamment être une température d’ébullition du liquide caloporteur éventuellement moins une marge de sécurité de 10°C à 20°C et la durée déterminée peut par exemple être de 5 à 10 jours et notamment une semaine. Le confinement des matières radioactives, selon la manière habituelle des réacteurs nucléaires, est assuré à la fois de manière statique et dynamique. Le confinement statique s’appuie sur les barrières physiques interposées entre les matières nucléaires et l’environnement : le gainage du combustible, le circuit primaire et le bâtiment dans lequel le réacteur est implanté. Ces trois barrières sont étanches et dimensionnées pour garder cette étanchéité même en cas d’éventuelles agressions internes et externes subies par l’installation. Notamment, la troisième barrière, le bâtiment, doit garder en toute situation une intégrité suffisante pour confiner l’ensemble des matières nucléaires qu’il contient. De retour à la , les matières radioactives présentes dans l’installation du réacteur ici décrit seront localisées dans la piscine 3 qui contient la cuve primaire du réacteur 1, le banc de rechargement 32 du réacteur en combustible, les râteliers 31 d’entreposage des assemblages combustibles neufs ou usés, la zone de rechargement du cœur 33. La piscine comme représenté en se trouve dans un hall réacteur 4 d’un bâtiment 10. La partie nucléaire du réacteur, est ainsi immergée dans la piscine, solution habituellement utilisée pour les réacteurs de recherche. Celle-ci apporte une réserve d’eau garantissant une large autonomie sans nécessiter aucune intervention humaine. Cette piscine se trouve dans le hall réacteur qui a une atmosphère contrôlée selon les critères nucléaires et protégée contre toutes les agressions externes toujours considérées pour les installations nucléaires. Le hall réacteur 4 est implanté dans le bâtiment 10 dont les autres pièces contiennent l’ensemble des équipements nécessaires au fonctionnement de l’installation. Le bâtiment 10 comporte des structures - murs, toit et sas d’accès – étanches avec des parois en béton renforcé pour garantir leur tenue en cas d’agression interne ou externe. Selon la présente divulgation, un confinement dynamique est assuré par un système de ventilation nucléaire selon lequel les parties de l’installation contenant des matières nucléaires, le liquide de refroidissement ou d’autres fluides possiblement contaminés font l’objet d’une ventilation spécifique, de qualité nucléaire. Un système de ventilation nucléaire remplit de façon classique deux missions : assurer des conditions d’ambiance permettant les activités humaines, là où cela est nécessaire, et le bon fonctionnement des équipements d’une part, et d’autre part assurer la filtration de l’air de l’installation avant son rejet quand il peut être contaminé par des corps radioactifs. Pour ce faire et en référence à la , l’air extérieur est aspiré par des bouches extérieures calibrées 201a, dédiées et protégées au niveau d’un module d’aspiration 201. Des ventilateurs d’extraction 202, alimentés par un réseau électrique externe, maintiennent en fonctionnement normal une légère dépression dans la ou les salles susceptibles de renfermer des produits de fission sous forme gazeuse ou d’aérosols puis l’air est rejeté par une cheminée atmosphérique 210 après être passé dans des dispositifs d’adsorption ou de filtration 203 qui retiennent ces éventuels produits de fission sous forme gazeuse ou d’aérosols. Pour garantir que les produits radioactifs qui pourraient être présent dans l’air de l’installation ne peuvent sortir qu’au-travers de la cheminée 210, après filtration d’entrée dans le local de filtration d’entrée 201a, une légère dépression est maintenue dans les salles où des matières nucléaires sont présentes au moyen d’un ou plusieurs extracteurs 202 qui aspirent l’air contenu dans le hall réacteur 4. Ainsi, les rejets de radioactivité sous forme gazeuse, par de petites fuites comme aux joints de portes, sont donc exclus car la dépression garantit un flot d’entrée et non de sortie. Les quelques résidus éventuels, ayant échappé à la filtration, sont rejetés en hauteur par la cheminée 210 et sont donc extrêmement dilués, évitant ainsi toute contrainte sur la population environnante. De façon usuelle sur les réacteurs nucléaires, en cas d’accident, les salles susceptibles de contenir des éléments radioactifs sont isolées et gardent leur dépression un certain temps, selon l’étanchéité des moyens d’isolation. Dans le cas présent, un point important de la présente divulgation est d’assurer qu’une dépression est maintenue dans la durée dans les pièces susceptibles de renfermer des isotopes radioactifs et dans le hall réacteur sans nécessiter aucun recours à des actions d’un opérateur ou d’utiliser des moyens actifs, tels que des ventilateurs électriques, le but étant de garantir le maintien de la filtration des rejets gazeux sur une durée cohérentes avec les 7 jours typiquement considérés pour le refroidissement passif du réacteur après arrêt de la circulation du liquide caloporteur du circuit intermédiaire 8. La sécurité de l’installation de la présente divulgation comprend un système de ventilation nucléaire assure le confinement des gaz et des particules radioactifs pouvant être émis dans l’installation. Pour y permettre l’activité du personnel, il assainit l’air, régule la température et l’hygrométrie dans des plages spécifiées. Il protège donc le public, l’environnement et le personnel. Le système de ventilation comprend un échangeur eau/air 5, implanté dans la piscine du hall réacteur 4 sur le circuit de ventilation, en amont du ou des extracteurs 202. En , les flèches indiquent les mouvements d’air entre les différentes salles : de l’air frais est introduit en continu dans l’installation par une ou plusieurs entrées d’air 201a comportant chacune une ouverture calibrée ; cet air est épuré et traité (chauffé ou refroidi) dans un local de filtration d’entrée 201 avant d’être distribué dans les différentes salles nécessitant une ventilation nucléaire. Un premier circuit comporte une sortie d’air 201b dans le hall réacteur 4 comportant le réacteur 1 dans une piscine 3 de refroidissement dudit réacteur. Dans le hall réacteur 4, l’air passe dans un échangeur de chaleur air/eau 5 placé dans la piscine. Il s’y échauffe car l’eau de la piscine est, en fonctionnement normal, maintenue à 50°C par un circuit 220 dédié à la gestion de l’eau de la piscine implanté dans le local de systèmes auxiliaires, ce circuit, ayant de plus une fonction de filtration étant configuré pour récupérer la chaleur de l’eau de la piscine par des pompes à chaleur pour la réinjecter dans le système de production. Un extracteur d’air 202 à alimentation électrique, en aval de l’échangeur, assure le maintien en dépression du hall réacteur. Les autres salles du bâtiment 10, susceptibles de contenir des éléments radioactifs, telles qu’ici local de systèmes auxiliaires 12, un local de transfert de chaleur 13 et hall chargement/déchargement 14 sont alimentées en air depuis le local de filtration d’entrée 201 paru une conduite d’air 201c et chacun pourvu d’une troisième sortie d’air 203a, 203b, 203c vers le hall réacteur 4 de sorte que l’air extrait de ces salles suive le même chemin de sortie que l’air du hall réacteur. L’air extrait par l’extracteur 202 passe ensuite à travers des filtres de maillages différents et des pièges au charbon actif ou équivalent dans un dispositif de filtration 203 avant d’être évacué par une cheminée 210. L’échangeur 5, lorsque le réacteur est en fonctionnement normal, peut apporter une contribution au refroidissement de l’eau de la piscine, chauffée par les fuites thermiques de la cuve primaire et par les éventuels assemblages combustibles usés présents dans les râteliers d’entreposage 31. Elle soulage ainsi un éventuel système auxiliaire de régulation de la température de l’eau qui la maintient à 50°C. Mais sa fonction principale, selon la présente divulgation, est son apport au maintien du confinement dynamique dans une situation accidentelle où l’alimentation électrique du réacteur par le réseau n’est plus assurée, impliquant la perte du ventilateur d’extraction 202 et du circuit auxiliaire de régulation de température de la piscine. Dans une telle séquence accidentelle, le réacteur est immédiatement arrêté par chute de barres de contrôle dans le cœur. En plus, l’absence d’alimentation électrique fait tomber un volet ou refermer un diaphragme au niveau de la ou des entrées d’air 201a. En effet, en fonctionnement normal, le volet ou le diaphragme est tenu ouvert par un champ électromagnétique et ladite entrée d’air 201a dans la paroi du bâtiment 10 est configurée en position d’ouverture maximale et, lors d’un arrêt dudit extracteur, le volet ou le diaphragme relâché réduit la surface de l’entrée d’air de la ventilation nucléaire afin de l’adapter à une configuration où les extracteurs électriques ne sont plus en fonction. Dans le cœur du réacteur, les réactions de fission sont arrêtées, mais les résidus des fissions précédentes continuent à émettre de la chaleur à un niveau faible : à quelques pourcents de la puissance nominale dans les premières heures, puis, puis à quelques pour milles les premiers jours. Cette chaleur résiduelle du combustible est évacuée dans la piscine qui monte progressivement en température, au-delà de 50°C, son circuit de refroidissement étant non opérationnel. La masse d’eau de la piscine est dimensionnée pour cette température reste inférieure à 80°C au bout d’une semaine d’isolation du réacteur. Au niveau de l’échangeur 5, l’air réchauffé par l’eau de la piscine est filtré et n’a que la cheminée comme porte de sortie, notamment du fait que les entrées d’air ont été réduites pour accroître la dépression dans le hall réacteur. L’échangeur assure alors le tirage de la cheminée, l’air extérieur ayant une température inférieure à l’air réchauffé par l’eau de la piscine. Les éléments radioactifs présents dans l’air du hall réacteur sont donc, à près de 100%, piégés dans le dispositif de filtration de sortie 203 et les rejets ne présentent donc plus de risques pour l’environnement. Dans la même logique, la présente divulgation concerne des moyens destinés à éviter que la maitrise de la réactivité du cœur ne soit pas garantie ce qui contribue à une sûreté inhérente de l’installation et renforce la possibilité d’installer le réacteur dans des zones urbanisées en supprimant tout une famille de risques. Dans le réacteur, l’ensemble des besoins en variation de réactivité du cœur est assuré par les barres de contrôle 601 qui, comme vu plus haut, sous l’impulsion des tiges de contrôle 7 manœuvrées par des mécanismes électromagnétiques de type traditionnel, se déplacent verticalement dans le cœur. Un des accidents les plus sévères qui puisse arriver sur un réacteur nucléaire est un emballement non contrôlé de la réaction en chaine qui provoquerait une excursion exponentielle de puissance. Pour éviter une telle situation, des moyens de prévention et de mitigation sont classiquement implantés dans les réacteurs afin d’éviter ce qu’on appelle une prompte criticité. Ils ramènent les conséquences d’un tel accident à un niveau acceptable. Dans la présente installation de faible puissance, par exemple de 15 à 80 MWth, la très faible différence de pression entre la cuve du réacteur et la piscine environnante permet d’exclure les accidents de type éjection de barres de contrôle, qui sont pénalisants sur la plupart des réacteurs de puissance. Par ailleurs, la vitesse maximum d’extraction des barres par les mécanismes de contrôle est très lente, des variations de puissance rapides n’étant pas nécessaires en chauffage urbain étant donné la grande inertie thermique des réseaux. L’augmentation de puissance due à un retrait inopiné de barres de contrôle laissera un large délai au système de protection pour réagir et faire chuter toutes les barres. Le cœur d’un réacteur nucléaire est le lieu d’une réaction en chaine qui doit pouvoir être maintenue dans la durée. Il présente donc un excès de réactivité qui est usuellement représenté par le facteur de multiplication des neutrons entre deux générations successives (keff). Cet excès est compensé, en début de vie du cœur, par des absorbants de neutrons qui maintiennent ce facteur égal à 1. Ces absorbants sont retirés progressivement pour compenser la montée de la capture neutronique des corps créés et résidus de la fission nucléaire, jusqu’à ce que la réserve de réactivité ne soit plus suffisante pour maintenir le cœur critique. A ce moment, des assemblages usés sont retirés du cœur et remplacés par des assemblages neufs. La réglementation nucléaire impose des critères de sous-réactivité lorsque le réacteur est en arrêt, que les assemblages combustibles soient toujours dans le cœur, en déplacement pour les opérations de chargement et déchargement, ou en entreposage sur le site du réacteur. Le critère usuel est de garantir dans toutes les configurations d’arrêt à froid keff Dans la solution proposée, les configurations d’arrêts, de rechargement – déchargement ou d’entreposage sont définies de telle manière qu’un retour à la criticité soit physiquement impossible et que les critères réglementaires soient naturellement respectés, permettant d’exclure toute excursion de réactivité incontrôlée. Lorsque la réserve de réactivité devient insuffisante, en fin de cycle combustible, l’ensemble des barres de contrôle sont insérées dans le cœur, stoppent la réaction en chaine et apportent la marge d’antiréactivité réglementaire. La donne l’exemple d’un cœur 6, en vue de dessus, doté d’un combustible à plaque 600, mais l’invention est tout aussi pertinente lorsqu’il s’agit d’un combustible crayons, similaire à celui des réacteurs à eau pressurisée de puissance. Dans le cas présenté, le cœur comporte 45 assemblages et 32 barres de contrôle 601 en forme de croix et régulièrement réparties dans le cœur. Le matériau absorbant de neutrons des barres peut être du carbure de bore, de l’hafnium ou un alliage de métaux particuliers contenant de l’argent, de l’indium et du cadmium, suivant l’état de l’art. Ces 32 barres 601 sont organisées en plusieurs groupes, chacun géré de manière autonome au moyen de barres de contrôle 7 schématisées notamment en . Les barres de contrôle peuvent être organisées en groupes : - Un groupe dédié à la régulation de la puissance du réacteur. - Un groupe dédié à la compensation de l’usure des assemblages combustibles. - Deux groupes d’arrêt, chacun ayant la capacité d’arrêter le réacteur et d’apporter la marge d’antiréactivité règlementaire pour mener les opérations de déchargement - rechargement. Le déplacement de chacune des barres est assuré par des mécanismes électromagnétiques traditionnels agissant sur les barres de contrôle, et, en cas d’absence de courant électrique, les barres chutent dans le cœur, selon les principes habituels dans les réacteurs nucléaires : une sortie d’un paramètre de la plage normale de fonctionnement induit la coupure de l’alimentation électrique des mécanismes, et les barres arrêtent la réaction en chaine et assurent la sous-criticité réglementaire. Le cœur est schématisé en en vue de côté coupe. Pour permettre l’extraction du cœur, ce dernier est implanté dans une cheminée entourée par l’échangeur 91 annulaire. Les barres de contrôle sont composées de plaques en forme de croix 601 aussi visibles du dessus en et s’insèrent entre les assemblages combustibles 600. Les barres de contrôle sont accrochées à des tiges 7 comme vu précédemment. Le cœur 6 est particulièrement petit, comparé à celui d’un réacteur de puissance ce qui conduit à des fuites périphériques et axiales de neutrons très importantes. Usuellement, dans les réacteurs de recherche, on préserve l’économie de neutrons en entourant le cœur de matériaux légers, peu capturant les neutrons, comme l’eau lourde, le béryllium ou le graphite, qui réfléchissent les neutrons vers la matière fissile, et augmentent les performances, notamment celles sur le flux neutronique, paramètre essentiel pour ce type de réacteur. Dans la présente divulgation, le cœur est entouré selon les figures 6 et 7 de quatre réflecteurs de coin 62 et de quatre réflecteurs périphériques 61 sous l’échangeur 91. Selon un aspect important, le cœur est disposé dans un panier 60. Le panier représenté plus précisément en comporte selon l’exemple un fond ajouré supportant les assemblages combustibles et deux plaques ajourées amovibles : une plaque intermédiaire 70 recouvrant les assemblages combustibles 600, comportant des fentes en croix 71 de passage des barres de contrôle et des trous de passage d’eau 72 représentée à la , une plaque supérieure 73 pourvue de trous 74 de passage des tiges de contrôle 7 et des trous de passage d’eau 72 représentée à la et une plaque inférieure 75 comportant des ouvertures de passage d’eau 76 permettant en outre de localiser les assemblages combustibles. Les tiges de contrôle sont mécaniquement déconnectables des barres de contrôle pour permettre leur retrait tout en maintenant les barres dans le cœur et donc dans le panier. Ce panier comporte des montants latéraux pourvus de cornières 60a de passage des réflecteurs de coins 62 et est une structure métallique qui peut être en acier et/ou dans un matériau transparent aux neutrons comme le zircaloy ou l’aluminium. La panier 60 permet de sortir entièrement le cœur de sa cuve et de le déposer sur un banc de rechargement 32 dans la piscine au moyen d’un pont roulant 41 et par exemple d’une élingue 42 ou d’un palonnier connecté au pont roulant et comportant lui-même des élingues. Une fois dans le banc de rechargement dont les parois sont par exemple composées de matériaux absorbants les neutrons (acier au bore, hafnium, cadmium…), les internes supérieurs (plaques 70, 73 et barres 601) du panier sont retirés afin de permettre les opérations de déchargement – rechargement. Une machine de rechargement positionnée au-dessus de la piscine peut assurer le retrait d’assemblages usés et l’insertion d’assemblages neufs dans le cœur et l’entreposage des assemblages dans les râteliers 31 adjacents. Une fois le cœur reconfiguré pour un nouveau cycle, avec les barres de contrôle insérées, les opérations inverses de celles du déchargement sont réalisées et le panier contenant le cœur est repositionné dans le réacteur par le pont roulant, les internes mis en place et la cuve 11 refermée. Les assemblages combustibles déchargés sont entreposés de manière temporaire dans des râteliers avant leur transfert par la machine de rechargement dans des châteaux de transports qui seront évacués du hall réacteur par un camion. Le cœur présente sa plus forte réactivité intrinsèque lorsque des assemblages neufs viennent d’y être introduits, en début de cycle. La minimisation de cette réactivité se traduit directement sur la marge d’antiréactivité disponible quand le cœur est dans ses différentes configurations opérationnelles, dans ou hors du réacteur et donc facilite l’atteinte des marges d’antiréactivité règlementaire. Le premier moyen de baisser cette réactivité intrinsèque, tout en maintenant l’énergie produite durant le cycle, peut être l’utilisation de poisons consommables. Pour ce faire, on introduit dans le combustible des corps dont les noyaux capturent les neutrons, en créant de nouveaux isotopes eux-mêmes non absorbants. Ils sont d’un usage courant dans l’industrie nucléaire ; parmi les solutions envisageables pour la présente divulgation, on peut citer des fils de cadmium ou de l’oxyde de gadolinium, intégrés dans la partie combustible des assemblages. L’utilisation des réflecteurs 61, 62 permet aussi de réduire de manière significative le nombre d’assemblages neufs à introduire dans le cœur à chaque rechargement, tout en maintenant la même énergie produite pendant le cycle combustible. Cela permet donc de baisser la réactivité initiale intrinsèque du cœur, lorsqu’il n’est plus emmailloté par ses couvertures de réflecteur. Cette minimisation de la réactivité initiale, cœur nu, sans barres de contrôle, permet une plus grande marge d’antiréactivité lorsque celles-ci sont insérées, et donc facilite le respect des critères réglementaires. Lors des opérations de déchargement – rechargement, le cœur, dans son intégralité, est extrait de son environnement réflecteur avec les barres insérées et voit donc sa marge d’antiréactivité augmentée jusqu’à son dépôt dans le banc de rechargement. Le réacteur peut être rechargé tous les ans, en période estivale, lorsque la demande de chaleur est la plus faible, pendant une période de quelques jours durant laquelle des moyens complémentaires de production sur le réseau de chaleur sont activés. C’est aussi le moment où la maintenance est effectuée et les systèmes testés. Les opérations d’arrêt et de déchargement peuvent être réalisées selon la séquence suivante : - Arrêt du réacteur et insertion de l’ensemble des barres de contrôle 601 dans le cœur ; - Egalisation des pressions du réacteur et de la piscine ; - Ouverture de la cuve primaire dans la piscine, retrait et dépose du couvercle 11 dans une zone dédiée 33; - Démontage et dépose des internes supérieurs de la cuve, laissant les barres de contrôle insérées dans le cœur ; - déplacement, par un pont roulant 41 du hall réacteur 4 du panier comportant le cœur avec les barres de contrôle insérées entre le fond de la cuve 9 et un banc de rechargement 32 dans la piscine 3 contenant la cuve 9. Le cœur, dans le banc de rechargement, peut être entouré de matériaux absorbants les neutrons (acier au bore par exemple, ou autres matériaux neutrophages), qui fournissent suffisamment d’antiréactivité pour manipuler les barres de contrôle et insérer des assemblages neufs. Des caractéristiques importantes sont les suivantes : - Un ensemble de mesures sont prises sur le réacteur, lorsqu’il est en fonctionnement pour interdire une excursion rapide de réactivité. - Le cœur, en opération, est entouré de matériaux réflecteurs de neutrons, permettant de limiter leur fuite, très importante étant donné sa petite taille et réduire autant que possible sa réactivité intrinsèque. Des poisons consommables, qui disparaissent progressivement au cours du cycle combustible, contribuent aussi à la réduction de la réactivité intrinsèque du cœur. - Le cœur est toujours installé dans un panier qui permet son extraction et son insertion dans le réacteur tout en maintenant la présence de l’ensemble des barres de contrôle et d’arrêt. - Pour les opérations d’extractions du combustible usé et d’insertion du combustible neuf, le panier contenant le cœur est déposé dans un banc de rechargement composé de matériaux neutrophages, permettant ainsi la manipulation des barres de contrôle et d’arrêt. - Le cœur respecte ainsi les marges d’antiréactivité réglementaires même en cas de défaillance mécanique ou d’erreur opérateur. L’invention ne se limite pas aux exemples décrits ci-avant, seulement à titre d’exemple, mais elle englobe toutes les variantes que pourra envisager l’homme de l’art dans le cadre de la protection recherchée. La configuration décrite permet l’installation de l’installation nucléaire présentée dans des zones urbanisées. Système de sécurité d’une installation nucléaire, comportant un hall réacteur (4) pourvu d’un réacteur nucléaire (1) dans une piscine (3) de refroidissement dudit réacteur caractérisée en ce qu’il comporte un système de ventilation, de réglage des conditions d’ambiance de salles techniques et du hall réacteur et de filtration pour la protection de l’environnement de rejets radioactifs gazeux pourvu: d’au moins une entrée d’air (201a) à section variable dans une paroi d’un bâtiment (10), ladite entrée d’air débouchant dans un local de traitement d’entrée (201) pourvu d’une première sortie d’air (201b) dans le hall réacteur, d’un échangeur eau/air (5) dans la piscine comportant un conduit d’entrée (5a) ouvert dans le hall réacteur (4), d’un conduit (5b) de sortie d’air dudit échangeur (5), ledit conduit étant adapté à amener l’air sortant dudit échangeur eau/air vers un dispositif de filtration (203) de sortie en communication avec une cheminée (210), d’au moins un extracteur (202) disposé en sortie du conduit de sortie d’air (5b) dans un local comportant ledit dispositif de filtration (203) de sortie, et pour lequel, extracteur à l’arrêt, ledit échangeur eau/air et la section de ladite au moins une entrée d’air (201a) sont configurés pour que, réacteur à l’arrêt, l’élévation de la température de l’eau de la piscine chauffe l’air dans ledit échangeur par rapport à la température extérieure en sortie de cheminée et crée un flux d’air aspirant l’air extérieur au niveau de ladite entrée d’air pour le recracher en sortie de cheminée au travers dudit dispositif de filtration (203). Système de sécurité selon la revendication 1 pour lequel ladite au moins une entrée d’air (201a) comporte un diaphragme ou un volet comportant une position de pleine ouverture de ladite entrée d’air et une position d’obturation partielle de ladite entrée d’air (201a). Système de sécurité selon la revendication 2 pour lequel ladite position de pleine ouverture de ladite entrée d’air est maintenue par une force électromagnétique et la position d’obturation partielle de ladite entrée d’air (201a) est obtenue en l’absence de ladite force électromagnétique. Système de sécurité selon la revendication 3 pour lequel ladite force électromagnétique est générée par un dispositif électrique alimenté en parallèle avec l’alimentation électrique dudit extracteur (202). Système de sécurité selon l’une quelconque des revendications précédentes pour lequel ledit flux d’air maintient le hall réacteur (4) en dépression, extracteur à l’arrêt. Système de sécurité selon l’une quelconque des revendications précédentes pour lequel le local de filtration d’entrée (201) est pourvu d’une deuxième sortie d’air (201c) vers un local de systèmes auxiliaires (12) et/ou un local de transfert de chaleur (13) et/ou un hall chargement/déchargement (14) faisant partie des salles techniques et chacun pourvu d’une troisième sortie d’air vers le hall réacteur (4). Système de sécurité selon la revendication 6 pour lequel au moins l’un des locaux des systèmes auxiliaires (12), local de transfert de chaleur (13) et hall chargement/déchargement (14) est maintenu en dépression. Système de sécurité selon l’une quelconque des revendications précédentes comportant un ou plusieurs filtres (203) en amont de ladite cheminée (210) et en aval dudit extracteur (202). Procédé de mise en sécurité d’une installation nucléaire pourvue d’un système de sécurité selon l’une quelconque des revendications précédentes pour lequel : en fonctionnement normal, la section variable de ladite entrée d’air (201a) dans la paroi du bâtiment (10) est configurée en position d’ouverture maximale et ledit extracteur (202) aspire l’air du hall réacteur (4) mettant le hall réacteur en dépression et, lors d’une perte d’alimentation électrique de l’installation, une séquence d’arrêt du réacteur est initiée, la section variable de ladite entrée d’air (201a) dans la paroi du bâtiment (10) est configurée en position d’ouverture réduite et l’échangeur eau/air produit un courant de convexion aspirant l’air du hall réacteur pour l’évacuer dans la cheminée (210). Procédé selon la revendication 9 pour lequel une perte d’alimentation électrique des systèmes de l’installation nucléaire met en outre en fonction un circuit fluidique passif de refroidissement du réacteur par la piscine en sorte de mettre le réacteur en fonctionnement autarcique pendant une durée compatible de la remise en route de ladite alimentation électrique.