FR 2521336 A1 19830812 FR 8301629 A 19830202 Dispositif d'injection de caloporteur à sécurité c ompartimentée La présente invention se rapporte aux réacteurs nucléaires dans leur application à la production de courant électrique, et concerne plus particulièrement un dispositif de protection pour le réacteur et les mécanismes afin de retenir les fuites accidentelles de caloporteur Dans les réacteurs nucléaires à eau sous pres- sion, la chaleur développée par une réaction nucléaire contrôlée est utilisée pour produire de la vapeur La vapeur alimente des génératrices à turbine qui produi- sent de l'énergie électrique Pour contrôler la conta- mination radioactive dans l'ensemble, la vapeur est produite indirectement par des échangeurs thermiques dont le côté primaire reçoit de l'eau sous pression qui est pompée par des'boucles de caloporteur pirimaire reliées à la cuve du réacteur. L'eau est mise en circulation dans les boucles de caloporteur à haute température et haute pression. Dans le cas d' une rupture dans la boucle d'alimentation en caloporteur, l'eau doit continuer à circuler dans le circuit caloporteur du réacteur pour éliminer la cha- leur de refroidissement du coeur quand le réacteur est arrit Ainsi, une circulation continue d'eau passe par le coeur et se déverse par la rupture sur le sol du bàti- sent du réacteur. Dans la réacteur connu, la cuve de réacteur et les boucles de caloporteur sont enfermées dans un grand b&tlment de béton armé, généralement appelé bàti- ment du réacteur En plus de protéger le réacteur et les léments de l'ensemble contre les forces extérieures, le bàtiment du réacteur constitue une barrière pour la diopersion de caloporteur radioactif, dana le cas d'une fuite accidentelle de oe dernier. Si une rupture substantielle se produisait dans le circuit d'eau sous pression, la perte de pres- sion et de caloporteur entrainerait un vidage" dans le réacteur, au cours duquel l'eau dans le coeur se vapori- serait rapidement et le caloporteur serait chassé de la cuve de réacteur Ainsi, Cette rupture laisserait le coeur du réacteur découvert et su Jet à des dommages potentiels. Par conséquent, des dispositifs d'injection de sécurité ont été inclus dans les dispositifs antérieurs afin que dans le cas d'une perte accidentelle de caloporteur, du caloporteur supplémentaire est fourni pour immerger à nouveau le réacteur Dans certains dispositifs, un accu- mulateur sous pression fournit du caloporteur en réponse & une chute de pression Dans d'autres dispositions, telles que celles décrites dans le brevet des Etats Unis d'A érlque N 3 929 567, des réservoirs supplémentaires de refroidissement d' eau de secours sont prévue à un ni- veau suffisamment supérieur à celui de la cuve de réac- teur pour que du caloporteur soit fourni de façon passive au réacteur Deautres dispositifs encore qui ont été pro- posés,comme par les brevets des Etat S Unis d'Amérique N 4 050 983 et 4 210 614 comportent un réservoir dtinonda- tion auquel lo'accès est donné par un disque à rupture lors d'une fuite accidentelle de caloporteur. 252-1336 Dans certaines dispositions, une réserve d'eau de secours est prévue pour immerger le coeur du réacteur après que l'accumulateur à rempli la chambre inférieure et la descente de la cuve La réserve d'eau de secours est stockée dans un bâtiment auxiliaire et elle est fournie au réacteur par une conduite d'aspiration et des pompes d'injection de stcurité redondantes Dans ces dispositions, les pompes doivent être rebranchées sur le fond du bâtiment du réacteur après l'épuisement de l'eau dans le réservoir de stockage d'eau de secours. Il n'y a aucun autre moyen d'immerger à nouveau le coeur du réacteur si les pompes d'injection de sécurité ne fonctionnent pas De plus, les pompes d'injection qui sont utilisées pour immerger à nouveau le coeur sont conçues pour fonctionner à des pressions bien au-dessous de la pression normale de fonctionnement du réacteur. En plus du dispositif d'injection de sécurité, d'autres dispositifs auxiliaires assurent également les opérations normales et de secours d*une centrale électri- que nucléaire Parmi ces dispositifs auxiliaires se trou- vent les dispositifs de pulvérisation du réacteur et les dispositifs d'élimination de chaleur de refroidissement normal ou de chaleur résiduelle Ces dispositifs sont généralement alimentés par le même réservoir de stockage d'eau, Dans certaines dispositions, comme celles décrites par le Brevet des Etats Unis d'Amérique No 4 104 119, le réservoir d'eau auxiliaire est également utilisé comme un dissipateur thermique et comme réserve d'eaude secours pour le générateur de vapeur. L'impiortante interconnexion entre les disposi- tifs auxiliaires à l'extérieur du bâtiment de réacteur a entrainé l'équipement de toutes les vannes, pompes, échangeurs thermiques et autres équipements associés, dans un bâtiment auxiliaire situé à distance du bâtiment du réacteur Un accident de fuite de caloporteur ou une 2521336 ' opération normale d'élimination de chaleur de refroidis- sement imposent que de l'eau radioactive soit pompée de- puis le bâtiment du réacteur dans le bàtiment auxilaire. Le bàtiment auxiliaire est compartimenté pour ces dispo- sitifs et il est réalisé selon les réglements administra- tifs pour contenir une fuite de caloporteur d'un niveau spécifié pendant une période limitée Mais si la fuite dépasse le niveau spécifié ou se poursuit pendant un temps qui dépasse la période spécifiée, le risque existe d'un manque de retenue de la fuite En outre, les réser- voirs du bâtiment auxiliaire sont insuffisants pour re- cevoir le volume d'eau contaminéequi pourrait être per- due par le bâtiment du réacteur. Par conséquent, le risque existe également que de l'eau contaminée inonde éventuellement le bâtiment auxiliaire A titre d'autres complications, s'il se pro- duisait une rupture dei réservoirs du bâtiment auxiliaire il n'y aurait plus aucune source d'eau pour le dispositif d'injection de caloporteur ou les dispositifs auxiliaires et par conséquent, rien ne pourrait empocher une fusion du coeur et une rupture du réacteur nous l'effet d'une perte accidentelle de caloporteur Le besoin existe donc d'éviter la circulation d'eau radioactive par le bâtiment auxiliaire. Dans des dispositions telles que celles dé- crites dans le Brevet des Etats Unis d'Amérique N 4 092 490, le bâtiment du réacteur comporte des prolonge- ments destinées à protéger les tuyauteries et les vannes près de ce bâtiment Dans d'autres dispositions, il a été tenté d'éviter des prolongements du bâtiment du réacteur en situant l'équipement auxiliaire entre la garniture intérieure et la gaine extérieure du bâtiment du réacteur. Un exemple d'une telle disposition est décrit dans le Brevet des Etats Unis d'Amérique NO 3 929 568 M 4 ais dans l'une ou l'autre de ces dispositions, l'eau d'alimenta- tion d'urgence n'est pas confinée dans le bâtiment du réacteur. Dans toutes ces dispositions antérieures, le risque su Lsiste que de l'eau radioactive s'échappe à textérieur du bâtiment du réacteur dans le cas d'une perte accidentelle de caloporteur Par conséquent, le besoin existait dans la technique antérieure de réac- teurs nucléaires dans lesquels la protection du coeur dans le cas d'une perte accidentelle de caloporteurs serait améliorée et le risque que du caloporteur radio- actif s'échappe à l'extérieur du bâtiment du réacteur soit nettement réduit. En outre, il n'est généralement ni économique ni faisable pratiquement de remettre rapidement en fonc- tionnement une centrale électro-nucléaire après une per- te accidentelle de caloporteur Un bâtiment de réacteur ne dispose d'aucun moyen special pour limiter ou contrô- ler la dispersion de caloporteur dans le batiment lors- qu'il s'eet échappé de sa boucle Ainsi, le travail de récupération du caloporteur déversé et de nettoyage de l'ensemble du réacteur est très long et cofteux Quand le réservoir de stockage d'eau de remplissage est vidé, le circuit d'élimination de chaleur résiduelle, le sys- tème d'injection de sécurité, les dispositifs de pulvé- risation du réacteur et autres dispositifs auxilaires doivent être rebranchés sur le fond du bâtiment du réac- teur comme source Dans ce cas, le dispositif de pulvé- risation émet un fluide extrêmement radioactif dans tout le bâtiment du réacteur Une nouvelle entrée dans le bfti- ment du réacteur nécessiterait ensuite une décontamina- tion à distance de ce bâtiment, y compris l'enlèvement et le noueau traitement d'environ 2000 000 de litres d'eau radioactive Par conséquent, Le besoin existe d'une disposition permettant une récupération et un retour ra- pide et efficace en service. OP a TOAJ Oue-1 OT Ot MP Jng 4 J Od OTVO n P JO &OTP-zd OP UOT 4 -Ouoi Jnod 4 ula-&-a admod op OWPOW 4 TPOI 6,M 040-apa np O Ano VT ans 49 O-Zn OOOO OP N 1 éOj P 9 "OX 0040 OP J-FOAX Qitp J OT ans e 2 v Xooqs op a To Arouga el ans plqouvaq que edmod op *Tnpom un 4 o ba Tooao &g>p un aied amejoupa op jneqjodo T"o OP O Tonoq op luom TI La^edmoo el oewe uo Tqeo Tunwuoo ue pood -OTP 409 vanooos op nvep 9 ""ooqe op a To Aaeega un danoq -oupi op ane 4 aodo Tuo op elonoq op quew T 4 jedmoo un ourop i 3 quod"Tp sauce ame 4 oega op ine 4 aodol Vo Ue UOT 4 " 4 UOMTI-V 4 P elonoq eun vu Tom nup inad VA op ane 4 vapup el qe ineq -ologa op xne 4 xodo Two lq Odm Od VT enb oo ue qs Tjpqouawo O.zn 4 olaa op e Ano i 3 j q To 5 ex -rnb quem Tl Ix-admoo un 4 uvuead -moo 4 ine 4 aupa op quew Tqlq un ouup P 20 T qu'Oqq elqweeue T 4 inedi R & op inoq-B Mpup" un 4 a xneqovya op xne 4 xodo Tuo -q edmod eun 4 uvueidwoo fine 4 ovpa np ine 4 aodoluo ue Uo Tqie 4 uem-F Tusp O Tonoq eun sujom nu aud ane 4 oupa op e A oz -no eun 9Fndop e Tnoz To xno 4 aodo Tuo op q Luv,& zeu uo Tee 6 xd enou nv 9 il'OP Tenb OT fuu P ea Tvp Tonu zne 4 oegx un ouop OUJODU 00 u OT Iu OAU Ti T 84 erqo 49 o op nue 4 e 4 dwoo -4 uep Tb -ov 4 p venbu Ta 99 T ea Tnppi op u Tju sedmod sep 99 Txeqnle,& çi -n 4 OOT 49 09 UUVA 901 JOIQJ 4 u OO OP 94 TT Tq Tguod vl eajjo Tnb 49 64 uep Too-9 un S 4 rdv e Tvaquoo v-1 op eo T Axeîr ue ap Tdui OO Tw Oa eun lG OP Tdua UO Tlv Jdn O 9 a Gun 4 emied Tub gq T rnoge OP JT 4 Tood OTP un oexe aneqo-api un xasodoid OP Ou OP 499 UOT 4 u O Au T&T op jud Tou Tid 4 ofqosq *OP Todui 4 xe que esouemiojxed sep 92-87 ld u T Oqt'È% e 7 ienb -sep a T 4 avd 1 V sequuop op o 4 u Tod senb Tenb redd OTO Ap P anod OJ" 0090 ?u 400 Oya O qu Tp lje en 2 uol eauppooad eun à 9 vo, eo OUVP QMIF 4 ap Aeiue 949 v jno 4 o"px op e Ano op uneaup el puunb op suo T 4 uagdo sep 4 uepued *ab ?Tj Tap A eaqfj 4 ned ou 41 xeuieuuorqouoj OI dguo Fq Fuodo Tp vou Tv 4 aeo aimp &ojdwexe avd 'QOPTD Oggv OUT Je 4 n" n 4 qe vouue A vol 4 a sedmod 99 T I Luemenb Tumuúp a*I 9 jiluoo anod opomoo emo T"opm Unon" OJ 4 n O UO 940 TXO#u Il 2521336 ' stockage d'eau de secours et de le fournir à la cuve du réacteur. De préférence, le réacteur comporte un réser- voir de remplissage du coeur qui est relié à la conduite d'éjection vers la cuve de réacteur Le réservoir de remplissage de coeur coopère avec un accumulateur pour fournir de l'eau dtinjection à la cuve de réacteur et remplir le coeur après une perte de caloporteur et un vidage du coeur. De préférence également, le bâtiment du réac- teur comporte un compartiment de pompes pour Le module de pompes Ce dernier comporte une pompe d'injection et une pompe de pulvérisation de réacteur avec les vannes pour le branchement et le débranchement des pompes sur le réservoir de stockage d'eau de secours et sur le ré- servoir de stockage d'eau de rechargement. De préférence également, la pompe de pulvéri- sation est reliée au réservoir de stockage d'eau de re- chargement pour pulvérioer de l'eau à l'intérieur du bâti- ment du réacteur en réponse à une condition de haute pres- sion dans ce bâtiment De plus, un échangeur thermique de détente d'urgence est inclu entre la cuve de réacteur et le réservoir de stockage d'eau, de secours pour refroi- dir l'eau ramenée au réservoir de stockage d'eau de se- cours au-dessous de sa température de saturation. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention appara tront au cours de la description qui va suivre d'un exemple de réalisation et en se référant aux dessins annexés sur lesquels La Figure 1 est une vue en perspective d'un réacteur nucléaire qui sera décrit, dont des parties sont coupées pour mieux décrire l'invention, la Figure 2 est une coupe horizontale du réacteur de la Fig 1, suivant la ligne II-II de cette figure, la Figure 3 est une coupe verticale du réac- teur de la Figure 1, suivant la ligne III-III de cette figure, la Figure 4 est un schéma illustrant le fono- tionnement du réacteur nucléaire décrit dans le mode d'injection de sécurité, la Figure 5 est un schéma illustrant le fonc- tionnement du réacteur nucléaire décrit dans le mode de reoirculation de pulvérisation après que le réser- voir de stockage d'eau de rechargement a été épuisé, la Figure 6 est un schéma illustrant le fonc- tionnement d'un autre mode de réalisation de l'inven- tion dans lequel le caloporteur en recirculation est injecté dans la branche chaude de la branche de calo- porteur, la Figufe 7 est un schéma illustrant le fonc- t tiennement du réacteur nucléaire pendant le fonctionne- ment de refroidissement normal, la Figure 8 est un schéma illustrant le fonc- tionnement du réaoteur selon l'invention pendant une détente d'urgence en réponse à une rupture de vapeur, et la Figure 9 est un schéma illustrant le fono- tionnement de réacteur selon l'invention pendant un essai dynamique du module de pompe. Comme le montrent les figures 1 à 3, l'inven- tion concerne donc un réacteur nucléaire du type à eau sous pression Le réacteur comporte une cuve 20 qui est refroidie par quatre boucles identiques 22 d'ali- mentation en caloporteur' de réacteur Chacune des bou- clos d'alimentation de caloporteur 22 comporte une pom- pe à caloporteur 24 et un générateur de vapeur 26. De l'eau constituant le caloporteur, circulant par la boucle d'alimentation 22, est prélevée dans la cuve de réacteur 20 par une conduite 28 ou "branche chaude" et elle est fournie au générateur de vapeur 26 par une 252133 i conduite de traversée 30 Dans le générateur de vapeur 36, le caloporteur vaporise de l'eau dans une conduite secondaire voisine mais isolée pour produire de la va- peur La vapeur est utilisée pour alimenter les géné- ratrices à turbine qui produisent duoourant électrique. L'eau dans la boucle d'alimentation 22 t provenant du côté primaire du générateur de vapeur 26 est retournée à la cuve du réacteur 20 par une conduite de retour 32 ou "branche froide" Le présent réacteur nucléaire coinm- porte également un bâtimentde réacteur 34 qui protège les autres éléments essentiels de l'ensemble contre la corrosion ou les dommages produits par des forces exté- rieures. L'eau servant de caloporteur, circulant par la boucle d'alimentation 22 est à haute pression et haute température En général, la température du calo- porteur dans la branche chaude 28 est environ 310 C et aa pression de l'ordre de 15 10 Pa Par conséquent, le risque existe d'une rupture accidentelle dans la bou- cle d'alimentation 22, conduisant à une fuite de calo- porteur À Selon l'invention, le bâtiment du réacteur 34 est compartimenté pour contenir de l'eau dans le cas im- probable, mais possible, d'une fuite de caloporteur limitant ainsi la difficulté et la dépense pour la ré- cupération et le nettoyage du caloporteur qui s'est dé- versé. Le bâtiment du réacteur 34 comporte un com- partiment 36 de cuve de réacteur et un compartiment 38 de boucle de caloporteur de réacteur, correspondant à chacune des boucles d'alimentation 22 Le compartiment 36 de cuve de réacteur contient la cuve 20 Chacun des compartiments 38 de boucle de caloporteur contient la pompe 24 de caloporteur de réacteur et le générateur de vapeur 26 correspondant à l'une des boucles 22, avec la branche chaude 28, la conduite de traversée 30 et 2521336 ' la branche froide 32 Les compartiments de boucles 38 sont ind'pendants les uns des autres et sont séparés hermétiquement du compartiment 36 de cuve de réacteur autour de la branche chaude 28 et la branche froide 32 avec des Joints étanches à l'eau Les compartimente de boucles 38 sont prévue avec des blindages radioac- tifs et sont étanches A l'eau depuis leur base Jusqu' au niveau du sommet du canal de rechargement 30 Dans le-cas d'une rupture dans l'une des boucles d'alimenta- tion 22 entrainant une perte de caloporteur, le calo- porteur qui se déverse est confiné dans le compartiment de boucle 38 correspondant Des pompes (non représentées) peuvent *tre prévues dans le compartiment de boucle 38 pour pomper le caloporteur de réacteur pendant les opé- rations de récupération et de nettoyage. Pour remplacer le caloporteur perdu par une rupture dans la boucle d'alimentation 22, le bàti- ment du réacteur 34 comporte en outre un réservoir 42 de stockage d'eau de secours qui contient une réserve dfeaubo-ratée L'eau boratée est prélevée dans un ré- servoir de stockage 42 par un module de pompe 44 et in- Jectée directement dans la cuve de réacteur 20 par une conduite d'injection 46 La position du réservoir 42 de stockage d'eau de secoure dans le bâtiment de réac- teur 34 assure la disponibilité d'une source d'eau pour le module de pompe 44 afin de remplacer le caloporteur perdu Si le réservoir 42 de stockage d'eau de secours était défaillant, de l'eau s'écoulerait simplement vers le sol du bâtiment de réacteur 34 et serait encore four- nie au module de pompe 44 à partir du fond du bâtiment de réacteur L'injection directe de caloporteur dans la cuve de réacteur 20 évite l'entra nement de l'eau injec- tée par la vapeur A grande vitesse dans les boucles de caloporteurs 22 L'injection directe dans la cuve éli- mine également la défaillance du dispositif d'injection correspondant à une rupture de boucle de caloporteur 22. De préférence, deux réservoirs 42 de stockage d'eau de secours sont prévus entre la paroi extérieure du bâti- ment de réacteur 34, les réservoirs 42 étant reliés en- tre eux et disposés en opposition De préférence, les deux réservoirs 42 de stockage d'eau de secours sont re- liée entre eux par une conduite passant par le comparti- ment 36 de cuve de réacteur, directement sous la cuve 20. Dans le cas d'une fusion du coeur et d'une rupture de la cuve 20, le coeur fondu pourrait également fondre par la conduite de, liaison, de aorte que le réservoir de stockage 42 inonderait le compartiment de cuve 36 De préférence également, des modules de pompe 44 sont dis- pos 4 a par paires à l'intérieur d'un prolongement 47 du bâtiment de réacteur 34, à côté de l'un des réservoirs 42 de stockage d'eau de secours. Le compartiment de boucles 38 est en communi- cation avec le réservoir 42 de stockage d'eau de secours par un déversoir 48 Un tamis 50 est disposé sur le dé- versoir 48 pour éviter que des d 6 bris ne pénètrent dans le réservoir 42 de stockage d'eau de secours Ainsi, un circuit semi-fermé pour l'eau est formé à partir de la boucle d'alimentation 22, vers le compartiment de boucle 38, le réservoir 42 de stockage d'eau se secours, le module de pompe 44, la cuve de réacteur 20 pour revenir à la boucle d'alimentation 22 Quand l'eau boratée du réservoir de stockage d'eau de secours est mise en cir- culation par la cuve de réacteur 20, la température de l'eau qui circule par le module de pompe 44 et la con- duite d'injection 46 augmente progressivement Par con- séquent, un échangeur thermique 52 d'élimination de cha- leur résiduelle est prévu dans la conduite d'injection 46 pour transférer la chaleur de l'eau de la conduite 46 à un circuit d'eau de refroidissement. Comme le montrent les figures, le déversoir 48 est situé à un niveau audessous du bas de la branche froide 28 Le positionnement du déversoir 48 à -ce niveau élimine les risques dus à des jointe autour de la branche chaude 28 et de la branche froide 32 entre le comparti- ment du réacteur 36 du compartiment de boucle 38 En variante, là déversoir 48 peut être situé à un niveau pratiquement égal au niveau de la bride de montage de la pompe 24 de caloporteur de réacteur Ainsi, dans le cas d'une rupture dans la boucle d'alimentation 22, l'eau qui ne déverse par la rupture dans la boucle 22 remplit le compartiment de boucle 38 correspondant jusqu'au niveau du déversoir 48 Ensuite, l'eau s'écoube par le déver- soir 48 dans le réservoir 42 de stockage d'eau de se- cours Ainsi, la rupture est couverte avec plusieurs dizaines de centimètres d'eau De cette manière, ai: la circulation depuis le module de pompe 44 cesse, le com- partiment de boucle 38 se comporte comme un grand accu- mulateur pour assurer un refroidissement convenable du coeur-pendant une période prolongée. Comme le montrent les figures 1 et 3, les compartiments des boucles 38 sont ouverts au sommet En variante, ils peuvent étre prévus avec des couvercles séparés en forme de parapluies (non représentés) pour éviter l'entrée d'eau du système de pulvérisation, comme cela sera expliqué ciaprès Les couvercles on parapluie permettraient également à des jets de vapeur de sortir des compartiments des boucles 38 vers le bâtiment de réac- teur 34, mais en déviant des Jets d'eau pulvérisés par une rupture de la boucle d'alimentation 22, de sorte que l'eau resterait à l'intérieur du compartiment des boucles 38 et ne pourrait s'échapper dans le bâtiment du réacteur 34. Dans le présent mode de réalisation, le bâti- ment de réacteur 34 comporte également un compartiment 51 pour contenir l'échangeur thermique 52 d'élimination de chaleur résiduelle et l'échangeur thermique 53 de détente d'urgence De préférence, les compartiments 51 sont situés entre des compartimenta de boucle 38 voisins et au-dessus du réservoir 42 de stockage d'eau de secours Les compartiments 51 communiquent avec le réservoir 42 de stockage d'eau de secours de sorte qu' une fuite d'eau fortement contaminée des échangeurs ther- miques 52 et 53 ou de leurs tuyauteries et vannes asso- ciées s'écoule en retour dans le réservoir 42 Les com- partiments 51 s'étendent vers le haut sur une élévation d'au moins le haut du canal de rechargement 40 et sont en communication chacun avec les compartiments de bou- cle voisins par une ouverture 55 située à un niveau légèrement au-dessus du niveau normal de remplissage du canal de rechargement 40 Ces ouvertures fonctionnent comme des trajets d'évacuation de vapeur pour les réser- voirs 42 de stockage d'eau de secours ainsi que comme trajet de débordement du compartiment de boucle 38 en retour vers le réservoir 42 de stockage d'eau de se- cours par le compartiment 51. De plus, selon l'invention, les modules de pompe 44 sont enfermés dans des compartiments de pompe 58 respectifs, dans des prolongements 47 de la partie cylindrique du bâtiment de réacteur 34 De préférence, les compartiments des pompes 58 comportent deux pompes de puisard redondantes submersibles (non représentéw)qui sont démarrées en réponse à un signal de niveau de li- quide pour pomper de l'eau ayant fuit des pompes, des vannes ou des tuyauteries que contient le module de pom- pe 44, dans le réservoir-42 de stockage d'eau de se- cours De préférence, également, les compartiments des pompes 58 sont prévus aveccbs unités de chauffage, de ventilation et le conditionnement d'air, (non représentées) pour éliminer la chaleur des compartiments 58 et pour condenser la vapeur qui peut résulter de l'évaporation 2521336 - brusque de liquide ayant fuit du module de pompe 44. Comme le montre la Figure 3, la cuve de réac- teur 20 contient un coeur de réacteur 60 qui est limité par unechaibre inférieure 62 et une région de descente 64 Dans le oas d'une perte substantiellede Caloporteur, ba chute de pression dans le circuit permet au noyau de réacteur 60 de vaporiser rapidement le caloporteur qui sey trouve Dans les quelques secondes, la vapeur déve- loppée dans le coeur 60 vide ou chasse l'eau servant caloporteur de la chambre inférieure 62 et d e la descente 64 Pour éviter tout dommage au coeur 60 df à la chaleur de la réaction nucléaire, la chambre inférieure 62 et la descente 64 doivent être remplies et le noyau 60 doit être *submergé en quelques secondes. Pour assurer un remplissage rapide de la cham- bre inférieure 62 et de la descente 64, le réacteur dé- crit comporte un accumulateur 66 Ce dernier est branché sur la branche froide 32 par une conduite de service 68 et constitue ainsi une source de caloporteur disponible pour la 'cuve de réacteur 20 La capacité de l'accumulateur 66 est suffisante pour remplir la chambre inférieure 62 et la descente 64 Mais dans le cas d'une rupture impor- tante dans la boucle d'alimentation 22 et du vidage de la cuve de réacteur 20,la vapeur produiterapidement dans le coeur 14 limite la vitesse à laquelle il peut être submergé, malgré la pression ou la capacité de l'ao- oumulateur 66 Par conséquent, une capacité excessive de l'accumulateur 66 contribue simplement au fait que le caloporteur continue à se déveraer par la rupture dans la boucle d'alimentation 22. Selon l'invention, pour améliorer le remplis- sage du coeur de réacteur 60, le dispositif nucléaire décrit comporte un réservoir 70 de remplissage de coeur. Ce réservoir 70 est branché sur la conduite d'injection 46 par une conduite de décharge 72 dans une position voi- sine de la cuve de réacteur 20 Dans le présent mode de réalisations le réservoir 70 de remplissage de coeur est mis nous pression avec de l'azote ou autre gaz équivalent Mais en variante, le réservoir 70 peut être ouvert dans la b&timent de réacteur 34 et Ptre situé à un niveau au- dessus de la cuve de réacteur 20, afin que l'élévation de pression en tète convienne pour inon- der le coeur de réacteur 20. La vitesse d'injection pour le réservoir 70 de remplissage de coeur est directement liée à la dif- férence de hauteur entre la colonne dans la descente 64 et la colonne dans le coeur 60 Quand cette diffé- rence diminue, la vitesse d'injection est réduite Par conséquent, pour réduire au minimum le temps de remplis- sage du coeur, il importe de maintenir la colonne dans la descente 64pleine pendant la période de remplissage du noyau Si le caloporteur est injecté trop lentement, le niveau dans la descente 64 diminue et la vitesse de remplissage diminue Mais du caloporteur injecté plus vite que la demande de remplissage du coeur se déverse simplement par la rupture de la boucle d'alimentation 22 Par conséquent, le réservoir de remplissage de coeur est dimensionné et prévu avec des résistances à li'é- coulement dans la conduite de décharge 72 afin d'assurer le débit d'injection correcte pendant toute laphase de remplissage du coeur. La viteosemaximale de remplissage du coeur se présente quand la descente 64 a été complètement rem- plie et que le niveau du caloporteur commence à pénétrer au fond du coeur 60 comme le montre La Figure 3 En fonc- tion de la demande de remplissage du coeur, la pression développée par le réservoir de remplissage 70 est mainte- nue à un niveau faible de sorte que la vitesse maximale d'injection du réservoir 70 existe déjà dans la phase de remplissage avec un débit d'injection qui diminue quand 25213 36 le coeur 60 est immergé En général, la pression en tte pour le réservoir de remplissage 70 est environ 1,4 106 Pa. -Comme le montre la figure 4, quand le coeur du réacteur a été immergé par le réservoir 70 de remplissage de coeur, du caloporteur est fourni à la cuve de réacteur par le module de pompe 44 Le module de pomme 44 com- porte une pompe L basse pression 74, un échangeur thermi- que 76 à débit minimal de pompe à basse pression et une pompe à haute pression 78. La pompe à haute pression 78 est la pompe d'in Jection de sécurité branchée sur le réservoir 42 de stockage d'eau de secours par la conduite d'injection 46 La pompe 78 injecte du caloporteur par la conduite d'injection 46, directement dans la descente 64 de la 1 cuve de réacteur et A un niveau au-dessous du bas de la branche froide 62 La pompe à haute pression 78 a une capacité suffisante pour injecter du caloporteur à un débit suffisant pour éviter des périodes s Ubstan- tielles de manque de couverture du coeur, après des per- tes mineures de caloporteur, et pour faciliter un rem- plissage rapide du coeur 60 après une perte substantielle de oaloporteur La condition de débit maximal pour le module de pompe 44 se présente pendant la phase de remplissage de coeur Quand le coeur 60 a été recouvert, le dé- bit d'injection de caloporteur nécessaire pour que le module de pompe 44 maintienne le coeur 60 immergé est pratiquement la vitesse de vaporisation du csaloporteur due à la chaleur de refroidissement Par conséquent, le complément du débit du module de pompe 44 par la ré- servoir de remplissage 70 pendant la phase de remplis- sage du coeur permet d'utiliser de plus petites pompes et autres éléments dans le module de pompe 44 Pendant l'injection de caloporteur par le réservoir de remplis- sage 70, le module de pompe 44 maintient un débit d'in- 252133 jection continu De préférence, le réservoir de rem- plissage 70 est suffisamment grand pour injecter du caloporteur au débit qui convient pour remplir le coeur , même en absence du fonctionnement du module de pompe 44 Ainsi, le coeur 60 serait momentanément im- mergé mime si l'alimentation du module de pompe 44 manquait. Comme le montrent les figures 4 et 5, après que l'accumulateur 66 et le réservoir 70 de remplissage de coeur ont remplit la cuve de réacteur 20 avec du calo- porteur, ce dernier circule par le circuit semi-ferm 6 à partir de la boucle d'alimenttion 22, par le compar- timent de boucle 38 vers le réservoir 42 de stockage de secours Lapompe à haute pression 78 du module de pompe 44 aspire de l'eau du réservoir 42 par la vanne et la conduite 81 et l'injecte directement dans la descente de la cuve de réacteur par la conduite d'in- jection 46 et les vannes 82 et 83 ouvertes Ainsi, le caloporteur continue à recirculer dans le circuit sans nécessité d'autres réglages de vanne Pendant des périodes à long terme de refroidissement du coeur après une rupture dans la boucle d'alimentation 22, la pompe à basse pression 74 peut être branchée sur le réservoir 42 de st;ockage d'eau de secours par les vannes 85 et la conduite 36 et assure une injection supplémentaire de caloporteur par la vanne 87 et les conduites 88 et 86. Un autre branchement de la pompe 78 vers le puisard 89 du bâtiment de réacteur est également prévu par une vanne 90 et une conduite 91 Ce branchement peut être ouvert aile niveau d'eau dans le réservoir de stockage d'eau de secours tombait au-dessous d'un niveau donné. De préférence, du caloporteur injecté par le dispositif décrit limite le choc thermique sur le coeur 252133 6 la cuve de réacteur 20 et tes pompes 74 et 78 en raison du fait que le réservoir 42 de stockage d'eau de secours est situé à L'intérieur du bâtiment de réac- t Qur 34 Ainsi, la température initiale du caloporteur dans le réservoir 42 de stockage d'eau de secours est pratiquement la même que la température dans le bâtiment 34 Bn général, elle est de l'ordre de 38 A 490 C Pen- dant le fonctionnement continu du circuit d'injection, la température du caloporteur passant par les pompes 78 augmente progressivement d'environ 38 C à environ 1500 C quand ta vapeur saturée se déversant de la boucle 22 chauffe progressivement tout le volume d'eau dans le ré- servoir 42. Comme le montre la figure 5, quand la pres- sion dans le bâtiment de réacteur 34 dépasse un niveau prédéterminé, soit A cause d'une perte de caloporteur soit à cause d'une perte de vapeur, la pompe à basse pression 74 est réglée par des vannes 92, 93 et 94 pour aspirer de l'eau d'un réservoir 96 de stockage d'eau de rechargement par la conduite 98, et la délivre par la conduite 100 à des rechauffeurs 104 situés en haut du bâtiment de réacteur 34 En variante, un distributeur de pulvérisation peut 8 tre prévu près du haut du compar- timent des boucles 38 pour pulvériser sélectivement ce compartiment au lieu de tout le bâtiment de réacteur 34. De préférence, le dispositif décrit comporte dcbux réser- voirs 96 de stockage d'eau de rechargement situés dans un bâtiment auxiliaire (non représenté) Un réservoir supplémentaire de pulvérisetion 106 est branché en paral- lèle avec le réservoir 96 par des vannes 108 et 110, et il est purgé uniformément avec le niveau d'eau dans le réservoir 96 pour contrtler le p H de la pulvérisation du réacteur. La pompe 74 est arr t 4 e en réponse à un signal de niveau bas dans le réservoir 96 A ce moment, l'opérateur détermine si la recirculation depulvérisa- tion depuis le puisard 89 est nécessaire Si l'en est ainsi, la pompe à basse pression 74 est branchée avec le puisard 89 du bitiment de réacteur 34 par la vanne 112 et la conduite 114 pour faire recirculer l'eau déjà aspirée du réservoir 96 de stockage d'eau de recharge- ment Etant donné que la permutation de branchement du puisard 89 est manuelle, un nettoyage inutile et des dommages par l'eau aux equipements, provoqués par la re- circulation de la pulvérisation sous l'effet d'une per- mutation automatique inutile peuvent être évités En outre, étant donné que l'eau hautement contaminée ser- vant de caloporteur circulant dans la cuve de réacteur est drainée dans le réservoir 42 de stockage d'eau de secours et non dans le puisard 89, la contamination des circuits résultant de la recirculation de la pulvé- risation contaminante est nettement moindre que dans les dispositifs antérieurs dans lesquels tout le débor- dement fortement contaminé de la boucle de caloporteur était drainé dans le puisard avec la pulvérisation du réacteur. La Figure 6 illustre un autre circuit d'injec- tion selon l'invention, qui pourrait être utilisé dans le cas d'une rupture substantielle dans la branche froide 32 Comme dans le circuit d'injection de la figure 4, le caloporteur est prélevé dans le réservoir 42 de sto- ckage d'eau de secours par la vanne 80 et la conduite 81, au moyen de la pompe 78 La vanne 83 est ferule et du catoporteur est délivré par les vannes 82 et 116 et les conduites 46, 118, 120 et 122 vers la branche chaude 28 Le caloporteur circule ensuite par la cuve de réac- teur 20, la branche froide 32 et dans le compartiment de boucle U 8 A partir de ce dernier, le caloporteur passe par le déversoir 48 pour revenir dans le réservoir de stockage 42 d'eau de secours. Comme le montre la Figure 7, l'échangeur ther- mique 52 d'élimination de chaleur résiduelle élimine la chaleur de refroidissement du coeur 60 pendant l'ar- rêt normal ainsi que pendant le refroidissement d'ur- gence du coeur L'échangeur thermique 52 est prévu pour une pression de 158 10 $ Pa Pendant les opérations nor- males de refroidissement, la pompe à basse pression 74 est branchée sur la conduite d'injection 46 et l'échan- geur thermique 52 d'élimination de chaleur résiduelle par la vanne 87 et la conduite 88 La vanne 83 est ouverte, reliant l'échangeur thermique 52 à la cuve de réacteur 20 Une conduite de retour depuis la branche chaude 28 vers la pompe 74 est établie par les vannes 124, t 26, 128 et les conduites 122,130,56 La pompe 74 pompe le caloporteur dans cette boucle pendant que la chaleur est dissipée par le système d'eau de refroidissement des composants, par l'échangeur thermique 52. Comme lqp montre la Figure 8, le dispositif dé- crit comporte en outre un circuit d'urgence d'introduc- tion de bore et de détente utilisé dans le cas d'une rupture d'une conduite de vapeur pour introduire du bore dans le réacteur 20 indépendamment d'autres contrôles chimiques et volumétriques L'eau boratée injectée com- pense la diminution de volume de caloporteur et com- pense également une tendance que la réactivité du coeur augmente pendant son refroidissement Pendant le fonc- tionnement dans ce mode, la cuve du réacteur 20 est d'abord décompressée au-dessous de la pression d'arrêt de la pompe 28, par l'ouverture de l'orifice d'évacua- tion du réservoir 54 (Figures 1, 3) La pompe 78 est re- liée au réservoir 42 de stockage d'eau de secours par la vanne 80 etla conduite 81 et du caloporteur est injecté dans la cuve 20 par les vannes 82 et 83, la conduite d'injection 46 et l'échangeur thermique 52 Un circuit de retour est prévu depuis la branche chaude 28 vers le réservoir 42 par les vannes 132, 134, 136, et les con- duites 122 et 138 L'échangeur thermique 53 de détente d'urgence est inclus dans la conduite 138 Une boucle à recirculation semi-fermée provenant de la branche chaude 28 pour l'échangeur thermique 53, le réservoir 42 de stockage d'eau de secours, la pompe 78, l'échan- geur thermique 52 et la cuve de réacteur 20 est ainsi établie L'échangeur thermique 53 transfère la chaleur du courant de détente vers le circuit d'eau de refroi- dissement de composants et réduit ainsi la température du caloporteur circulant dans le réservoir de stockage 42, jusqu'à un état sous-refroidi En général, le courant est refroidi au-dessous de 900 C L'échangeur thermique 52 est également utilisé pour réduire encore la tempéra- ture de circulation De préférence, l'échangeur thermi- que 53 est dimensionné pour assurer l'élimination de chaleur d'urgence sous L'effet d'une perte de dissipa- teur thermique secondaire, oomme par exemple en raison d'une fuite du circuit d'eau de refroidissement de compo- sants. La Figure 9 montre que le dispositif décrit comporte également des circuits de circulation pour con- trôler dynamiquement le module de pompe 44 En particu- lier, les vannes 140 et 142 sont ouvertes pour établir un circuit par la conduite 144 depuis l'extrémité de sortie de l'échangeur thermique 52 vers le réservoir 42 de stockage d'eau de secours tandis que les pompes 74 et 78 sont reliées par les vannes 92, 95 et 146 avec le réservoir 96 d'emmagasinage d'eau de rechargement L'eau aspirée du réservoir 96 pendant que les pompes 74 et 78 sont en essai est ainsi déchargée dans le réservoir 42 de stockage d'eau de secours par la conduite 144. Certains modes préférés de réalisation ont été décrits ci-dessus, mais il est bien entendu que l'invention n'y est pas limitée et que de nombreuses mo- difications peuvent y être apportées. REVENDICATIONS 1 Réacteur nucléaire dans lequel de l'eau sous pression servant de caloporteur est mise en cir- culation depuis une cuve de réacteur( 20)par au mains une boucle d'alimentation en caloporteur de réacteur qui comporte une pompe( 24)A caloporteur de réacteur et un générateur de vapeur( 26), l'ensemble étant logé dans un bâtiment de réacteur ( 34) contenant un comparti- ment qui reçoit la cuve de réacteur ( 20), caractérisé en ce que la pompe ( 24) à caloporteur de réacteur et le générateur de vapeur ( 26) d'au moins une boucle d'ali- mentation en caloporteur de réacteur sont disposés dans un compartiment ( 38) de boucle de caloporteur de réac- teur, un réservoir ( 42) de stockage d'eaude secours étant disposé en communication avec le compartiment ( 38) de boucle de caloporteur de réacteur par un déversoir ( 48), et un module de pompe ( 78) étant relié au réser- voir ( 42) de stockage d'eau de secours et à la cuve de réacteur ( 20), ledit module de pompe ( 78) ayant pour fonction d'aspirer du caloporteur du réservoir ( 42) de stockage d'eau db secours et de la délivrer à la cuve de réacteur ( 20). 2 Réacteur selon la revendication 1, caracté- risé en ce qu'il comporte un réservoir ( 96) d'emmagasi- nage d'eau de rechargement relié au module de pompe ( 78) de manière que le module de pompe ( 78) puisse aspirer sélectivemnent du caloporteur du réservoir ( 42) de sto- ckage d'eau de secours ou du réservoir ( 96) de stockage d'eau de rechargement. 3 Réacteur selon la revendication 2, caracté- risé en ce qu'il comporte un dispositif de pulvérisation de réacteur et un puisard ( 89) de bâtiment de réacteur, comprenant une pompe de pulvérisation ( 74) qui est reliée au réservoit ( 96) de stockage d'eau de rechargement et au puisard ( 89) de bâtiment de réacteur, ladite pompe 252 1336 ( 74) étant agencée pour aspirer sélectivement du calo- porteur du réservoir ( 96) de stockage d'eau de rechar- gement ou du puisard ( 89) de bâtiment de réacteur, et fournissant cette eau au dispositif de pulvérisation. 4 Réacteur selon l'une quelconque des re- vendications 1 A 3, dans lequel un canal de recharge- ment ( 40) s'étend Jusqu'à une position voisine de la cuve de réacteur ( 20), caractérisé en ce que le compar- timent de boucle ( 38) s'étend vers le haut, au moins jusqu'à une hauteur atteignant le haut du canal de re- chargement ( 40), un dispositif étant prévu pour fermer le déversoir ( 48) entre leréservoir ( 42) de stockage d'eau de secours et le compartiment de boucle ( 38) de manière que le compartiment de boucle ( 50) puisse être inondé sélectivement Jusqu'à un premier niveau qui est au-dessus de la cuve de réacteur ( 20) et Jusqu'à un se- cond niveau voisin du haut du canal de rechargement ( 40). Réacteur Selon l'une quelconque des re- vendications 1 à 4, caractérisé en ce que chaque compar- timent de boucle ( 38) est prévu avec une couverture supérieure. 6 Réacteur selon l'une quelconque des re- vendications 1 à 5, caractérisé en ce que chaquecompar- timent de boucle ( 38) est prévu avec un distributeur de pulvérisation alternée ( 104) agencé pour ne pulvé- riser sélectivement que le compartiment de boucle respec- tif ( 38). 7 Réacteur selon tl'une quelconque des re- vendications 1 à 6, caractérisé en ce qu'il comporte un tamis ( 50) disposé contre le déversoir ( 48), ledit tamis ( 50) étant dimensionnépour interdire l'entrée de débris flottants dans le réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours. 8 Réacteur selon l'une quelconque des re- vendications 1 à 7, caractérisé en ce qu'il comporte un 252 1336 réservoir ( 54) de soulagement de pression, disposé dans un troisième compartiment ( 56) situé à un niveau supé- rieur à celui du réservoir ( 42) de stockage d'eau de se- cours, et en communication avec tui de manière que du caloporteur primaire dans le troisième compartiment ( 56) puisse être drainé dans Le réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours. 9 Réacteur selon la revendication 4, caracté- risé en ce qu'il comporte un compartiment ( 51) d'échangeur thermique, disposé verticalement au-dessus du réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours:, et s'étendant verti- calement jusqu'à un niveau au moins aussi élevé que le haut du canal de rechargement ( 40), un circuit d'évacua- tion de vapeur étant prévtus entre le réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours et le compartiment ( 51) d'échan- geur thermique, et des circuits ( 55) d'évacuation de va- peur étant prévu entre le compartiment ( 51) d'échangeur thermique et chaque compartiment de boucle ( 38) vdisin à un niveau supérieur à celui correspondant au niveau total du canal de rechargement ( 40). Réacteur selon l'une quelconque des reven- dications 1 à 9, caractérisé en ce qu'il comporte un compartiment de pompes ( 58) enfermant les modules de pompe ( 44) situé dans un prolongement ( 47) du bâtiment de réacteur ( 34) près du réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours, toutes les pompes ( 44) que contient le compar- timent de pompe ( 58) étant reliées à une source te courant électrique, lesdites pompes ( 44) étant agencées pour être démarrées pour pomper de l'eau dans le réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours en réponse à un signal de ni- veau de liquide. 11 Réacteur selon l'une quelconque des reven- dications 1 à 10, caractérisé en ce que chaque boucle d'alimentation en caloporteur est disposée dans un com- partiment ( 38) séparé de boucle à caloporteur 12 Réacteur selon l'une quelconque des reven- dications 1 à 11, caractérisé en ce qu'il comporte un accumulateur ( 66) relié à la branche froide de la boucle de caloporteur de réacteur, ledit accumulateur ( 66) étant agencé pour remplir la chambre inférieure et la descente de la cuve de réacteur ( 20) en réponse à une perte de caloporteur de la boucle de caloporteur de réacteur, un réservoir ( 70) de remplissage de coeur étant relié par une conduite d'injection ( 69) à la cuve de réacteur ( 20) pour remplir le coeur de réacteur en réponse à une perte de caloporteur de la boucle de calo- porteur de réacteur, et un échangeur thermique ( 52) d'éliminat on de chaleur résiduelle étant relié dans la conduite d'injection ( 46) entre le module de pompe ( 44) et la cuve de réacteur ( 20) pour éliminer la chaleur de l'eau mise en recirculation depuis le réservoir ( 42) de stockage d'eau de secours. 13 Réacteur selon la revendication 12, ca- ractérisé en ce que ledit réservoir ( 70) de remplissage de coeur est évacué vers le bâtiment de réacteur ( 34) et se trouve une hauteur au-dessus de la cuve de réac- teur ( 20) de manière qu'unepressionprédéterminée soit établie pour le remplissage du coeur de réacteur.