FR 2748844 A1 19971121 FR 9606161 A 19960517 L'invention concerne un dispositif de récupéra- tion de fluide contenu dans le circuit de refroidissement d'un réacteur nucléaire et en particulier un dispositif de récupération de fluide contenu dans le circuit primai- re d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent, à l'intérieur d'une enceinte de sécurité, une cuve renfermant le coeur du réacteur nucléaire et un circuit de refroidissement primaire relié à la cuve, dans lequel circule l'eau de refroidissement sous pression du réacteur nucléaire. La pression dans le circuit primaire est mainte- nue dans un intervalle de réglage, grâce à un pressuri- seur qui comporte des cannes chauffantes électriques et un dispositif d'aspersion. Le pressuriseur est équipé de vannes et/ou soupa- pes permettant d'assurer une certaine régulation de pres- sion et la protection contre des surpressions dans le circuit primaire. En cas de surpression, les vannes et/ou soupapes permettent de réaliser une décharge de fluide sous pression contenu dans le circuit primaire. Dans certaines installations de réacteur nucléai- re, des fluides sous pression contenus dans le circuit primaire sont dirigés, lors de la décharge, vers un réservoir appelé réservoir de décharge du pressuriseur (RDP). Le réservoir de décharge RDP revoit en particulier les décharges de fluide du circuit primaire provenant du pressuriseur, lors des essais périodiques du réacteur nucléaire, entre les phases d'arrét et de redémarrage des tranches du réacteur nucléaire ou encore les décharges de fluide libéré lors de phases transitoires incidentelles au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire. Le réservoir RDP permet également de collecter les fuites d'eau, de vapeur ou d'hydrogène qui peuvent apparaître lorsque des vannes ou soupapes de décharge présentent des défauts d'étanchéité. Le réservoir RDP est équipé de moyens permettant de décharger le fluide parvenant dans le RDP dans l'en- ceinte de sécurité du réacteur nucléaire, dans le cas d'un décharge importante due à une situation accidentelle sur le réacteur nucléaire. Le système d'aspersion de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire assure alors la condensation de la vapeur dégagée dans l'enceinte. Dans le cas de certaines installations de réac- teur nucléaire de construction récente, on utilise une réserve d'eau de grande capacité contenue dans une bâche située dans la partie inférieure de la structure du bâtiment de sécurité du réacteur, pour condenser les quantités importantes de vapeur qui peuvent être déchar- gées depuis le circuit primaire, en cas d'accident sur le réacteur nucléaire. Une telle bâche contenant une réserve d'eau de volume important (par exemple 1500 à 2000 m3) constitue une bâche de sauvegarde en cas d'accident et de remplissage de la piscine du réacteur. En anglais, cette bâche est généralement appelée bâche IRWST (In Contain- ment Refueling Water Storage Tank). La bâche est ménagée à l'intérieur des structures en béton du bâtiment réacteur et peut présenter une forme quelconque. Le volume interne de la bâche renfermant la réserve d'eau communique directement avec le volume inté- rieur de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire, par des ouvertures ou regards traversant les parties supérieures de sa structure. Dans le cas o l'on utilise une telle bâche ren- fermant une réserve d'eau de volume important pour condenser les décharges de vapeur en cas d'accident, il n'est pas nécessaire d'installer un système d'aspersion à l'intérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur. Toutes les décharges effectuées à partir du pressuriseur et notamment celles qui sont effectuées lors d'accident ayant une certaine gravité (dans ce cas, les fluides sous pression déchargés à partir du pressuriseur peuvent contenir beaucoup d'hydrogène) sont envoyées directement dans la bâche de sauvegarde, de manière à réaliser la condensation de la vapeur en utilisant la réserve d'eau de volume important contenue par la bâche. Cependant, un telle conception d'un réacteur nu- cléaire comportant une bâche renfermant une grande quan- tité d'eau dans laquelle on décharge directement les fluides sous pression provenant du circuit primaire, à partir du pressuriseur, présente certains inconvénients. Dans le cas o les organes permettant la décharge du pressuriseur (vannes ou soupapes) présentent un défaut d'étanchéité, de l'hydrogène et des gaz radio-actifs peuvent se répandre dans l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire en passant par la bâche de réserve d'eau. En outre, lorsqu'on effectue des essais périodi- ques des organes de décharge du pressuriseur, on envoie des gaz de décharge dans la réserve d'eau contenue dans la bâche, ces gaz pouvant renfermer des substances gazeuses radio-actives telles que l'iode, le xénon ou l'argon qui sont présents dans le circuit primaire. On peut ainsi provoquer une certaine contamination de la bâche renfermant la réserve d'eau, si bien que l'accès aux locaux contigus à la bâche risque de se trouver limité. Il serait possible de s'affranchir de ces incon- vénients en installant un réservoir RDP entre la décharge du pressuriseur et la bâche contenant la réserve d'eau, mais les calculs de dimensionnement des éléments néces- saires montrent que ce concept est très difficile à mettre en oeuvre, en particulier du fait de la taille nécessaire pour la tuyauterie de liaison entre le réser- voir RDP et la bâche contenant la réserve d'eau, cette tuyauterie de liaison étant utilisée lors des décharges importantes qui ne peuvent être contenues dans le réser- voir RDP. Le but de l'invention est donc de proposer un dispositif de récupération de fluide contenu dans le circuit de refroidissement d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau, comportant à l'intérieur d'une enceinte de sécurité, une cuve renfermant le coeur du réacteur et le circuit de refroidissement relié à la cuve, dans lequel circule l'eau de refroidissement du réacteur, ce dispositif permettant de récupérer les fluides dans tous les cas de décharge du circuit primai- re, en particulier dans le cas de décharge importante dans une situation accidentelle du réacteur nucléaire, en assurant une condensation de la vapeur déchargée et en évitant toute contamination d'une partie de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire. Dans ce but, le dispositif de récupération selon l'invention comporte, à l'intérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur: - un premier réservoir contenant un volume d'eau, ouvert dans l'espace interne de l'enceinte de sécurité, - un second réservoir fermé ayant des dimensions inférieures à celles du premier réservoir, au moins partiellement immergé dans l'eau contenue dans le premier réservoir, - des moyens de mise en communication du volume interne d'une partie immergée du second réservoir avec le volume d'eau contenu dans le premier réservoir, et - une canalisation de décharge reliée à l'une de ses extrémités à un point de décharge du circuit primaire et ayant une partie d'extrémité opposée au circuit pri- maire débouchant à l'intérieur du second réservoir. De préférence, le premier réservoir est constitué par une bâche de grandes dimensions ménagée dans les structures en béton du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire. De manière préférentielle également, dans le cas d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, le point de décharge du circuit de refroidissement est situé au ni- veau de la décharge d'un pressuriseur assurant le main- tien en pression de l'eau de refroidissement dans le circuit de refroidissement primaire du réacteur nucléai- re. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, un mode de réalisation d'un dispositif de récupération de fluide suivant l'invention et, de manière comparative, le cir- cuit de refroidissement primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un réser- voir de décharge du pressuriseur. La figure 1 est une vue schématique d'un circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression de type classique. La figure 2 est une vue en élévation et en coupe partielle d'un dispositif de récupération de fluide suivant l'invention utilisé pour la récupération de fluide du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Sur la figure 1, on a représenté une partie du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression disposé à l'intérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire. La cuve 1 renfermant le coeur du réacteur nu- cléaire est reliée au circuit primaire qui comporte plusieurs boucles sur chacune desquelles est disposé un générateur de vapeur. Sur la figure 1, on a représenté, de manière schématique, une boucle du circuit primaire comportant un générateur de vapeur 2 et une pompe pri- maire 3 assurant la circulation de l'eau de refroidisse- ment sous pression du réacteur nucléaire à l'intérieur de la boucle. Un pressuriseur 4 permet de maintenir la pression dans le circuit primaire à une valeur comprise dans un intervalle de réglage. Le pressuriseur 4 comporte une enveloppe fermée qui est reliée par l'intermédiaire d'une ligne d'expansion 5 à une canalisation d'une boucle du circuit primaire. Le réglage de la pression à l'intérieur de l'en- veloppe du pressuriseur 4 et dans le circuit primaire est assuré par l'intermédiaire de chaufferettes électriques 6 pénétrant dans l'enveloppe du pressuriseur et d'un dispositif d'aspersion 7. Des moyens de réglage permet- tent de mettre en fonctionnement les chaufferettes élec- triques 6 et le dispositif d'aspersion 7, en fonction de la pression mesurée dans le circuit primaire. De plus, le pressuriseur 4 comporte des moyens de décharge de sécurité 8 constitués par des vannes et des soupapes qui sont susceptibles de s'ouvrir dans le cas d'une surpression à l'intérieur de l'enveloppe du pressu- riseur. Dans le cas d'une décharge, des fluides contenus dans le pressuriseur et dans le circuit primaire sont envoyés dans un réservoir de décharge du pressuriseur (RDP). La vapeur déchargée par le pressuriseur est condensée dans le réservoir RDP, grâce à la masse d'eau contenue dans le RDP et à une rampe d'aspersion 10. Le réservoir RDP 9 comporte des moyens de dé- charge (non représentés) qui sont susceptibles de s'ou- vrir lorsque le réservoir RDP reçoit des quantités de substances gazeuses importantes, lors d'une décharge due à un fonctionnement accidentel du réacteur nucléaire. Dans ce cas, des substances radio-actives sont suscepti- bles de se répandre dans l'enceinte de sécurité du réac- teur nucléaire. La condensation des vapeurs relâchées dans l'enceinte de sécurité par le réservoir RDP doit être assurée par le système d'aspersion de l'enceinte de sécurité. Sur la figure 2, on a représenté un dispositif de récupération suivant l'invention disposé à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 11 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et désigné de manière générale par le repère 12. Le dispositif de récupération 12 comporte, de manière générale, un premier réservoir 13 de très grande capacité, un second réservoir 14 dont les dimensions sont sensiblement inférieures aux dimensions du premier réser- voir 13 et une canalisation de décharge 15 reliée aux organes de décharge 16 du pressuriseur à l'une de ses extrémités et débouchant à l'intérieur du second réser- voir 14 à son extrémité opposée. Le premier réservoir 13 est ménagé dans la struc- ture en béton de la partie inférieure de l'enceinte de sécurité 11 et renferme de l'eau jusqu'à un niveau 17. Le réservoir 13 est ouvert à sa partie supérieure, de sorte que le niveau supérieur 17 de l'eau est directement en contact avec l'atmosphère régnant à l'intérieur de l'en- ceinte de sécurité 11. Le réservoir 13 renferme un très grand volume d'eau, par exemple de l'ordre de 1500 à 2000 m3, la capacité du premier réservoir 13 étant analogue à la capacité d'une piscine du réacteur nucléaire. Dans un mode de réalisation préférentielle, le premier réservoir 13 est constitué par une bache de sauvegarde en cas d'accident et de remplissage de la piscine du réacteur, ou bâche IRWST, qui est prévue dans la structure du bâtiment de certains réacteurs nucléai- res. Le second réservoir 14 est réalisé sous la forme d'une cloche en tôle d'acier qui peut être fixée, par l'intermédiaire d'un flasque 18 boulonné sur le fond du premier réservoir 13. Le second réservoir 14 peut être constitué, comme représenté sur la figure 2, par une paroi cylindrique fermée par un dôme à l'une de ses extrémités et solidaire du flasque de fixation 18 à son extrémité opposée. Le second réservoir 14 présente des dimensions sensiblement inférieures aux dimensions du premier réser- voir 13, de sorte que sa capacité est très sensiblement inférieure à la capacité du réservoir 13. De manière courante, cette capacité peut être de l'ordre de 20 à m3. Le réservoir 14 est partiellement immergé à l'in- térieur de la masse d'eau contenue dans le premier réser- voir 13, la hauteur du réservoir 14 étant supérieure à la hauteur d'eau à l'intérieur du réservoir 13. La partie émergée du réservoir 14 en contact avec l'atmosphère rem- plissant le volume intérieur de l'enceinte de sécurité 11 est entièrement fermée. Dans sa partie immergée, légèrement au-dessus de la bride 18 fixée sur le fond du premier réservoir 13, le second réservoir 14 comporte des ouvertures traversant sa paroi au niveau de chacune desquelles est fixée une tubu- lure 19 percée de trous 20, dans une disposition sensi- blement horizontale et maintenue par des supports fixés sur le fond du premier réservoir 13. Les tubulures 19 qui communiquent avec le volume intérieur du réservoir 14, dans sa partie immergée, constituent des crépines assu- rant une mise en communication du volume intérieur du réservoir 14 avec la masse d'eau remplissant le premier réservoir 13 jusqu'au niveau 17. L'axe des tubulures 19 constituant des crépines est à un niveau situé à à peu près trois mètres en-dessous du niveau supérieur 17 de l'eau dans le premier réservoir 13. Les moyens de décharge 16 du pressuriseur sont constitués par exemple par une soupape de sûreté et une vanne de décharge qui est actionnée lorsque la pression dans le pressuriseur dépasse une valeur prédéterminée ou sur sollicitation de l'opérateur de conduite. Dans le cas d'un dépassement de pression, le signal est émis par au moins un capteur de pression associé au pressuriseur et transmis à un module de commande de la vanne de décharge de manière à commander l'ouverture de la vanne. De la vapeur et des gaz contenus dans l'enveloppe du pressuri- seur sont alors déchargés, par l'intermédiaire de la canalisation de décharge 15, à l'intérieur du réservoir 14. La décharge se poursuit tant que la pression dans le pressuriseur n'est pas revenue à un niveau inférieur à un niveau de commande de fermeture de la vanne de décharge. Les moyens de décharge 16 du pressuriseur pour- raient également être constitués par des soupapes asser- vies dont l'ouverture est déclenchée, lorsque la pression dans la chambre du pressuriseur dépasse une valeur déter- minée. La canalisation de décharge 15 est prolongée, à l'intérieur du second réservoir 14, par une canalisation 15' disposée verticalement suivant l'axe du réservoir 14 dont une partie à diamètre élargi 21, qui est percée d'ouvertures 22, constitue une crépine par l'intermé- diaire de laquelle la vapeur et les gaz provenant du circuit primaire sont déchargés à l'intérieur du second réservoir 14. Le second réservoir 14 est relié, dans sa partie supérieure restant émergée au-dessus du niveau 17 dans le premier réservoir 13, à un circuit de séparation et de traitement des gaz désigné de manière générale par le repère 25. Le circuit 25 comporte, en série, un réservoir séparateur 26 et un circuit de traitement des gaz 27. Le circuit de traitement des gaz 27 est maintenu sous une pression inférieure d'environ 1 mètre de colonne d'eau à la pression dans le réservoir 14. Les gaz contenus dans la partie supérieure du second réservoir 14 sont ainsi aspirés à travers le réservoir séparateur 26 et le circuit de traitement 27 qui assure une purification des gaz. Le circuit de traitement des gaz 27 est également relié par une conduite 28 à la canalisation de décharge 15, en un point situé légèrement en aval des moyens de décharge 16 du pressuriseur. Les gaz de balayage circu- lent successivement dans les canalisations 28, 15 et 22 puis le circuit 25, ce qui permet d'éviter des accumula- tions d'hydrogène dans les canalisations et dans la ligne de décharge 15 en cas d'inétanchéité des moyens de dé- charge 16 du pressuriseur. En l'absence de décharge de gaz dans le second réservoir 14, le niveau de l'eau dans ce second réservoir s'établit donc suivant un niveau 17' supérieur d'environ un mètre au niveau 17 de l'eau dans le premier réservoir 13, les deux réservoirs 13 et 14 étant en communication par l'intermédiaire des crépines 19. Dans le cas d'une décharge limitée en volume, en fonction de la pression et du débit de la vapeur et des gaz de décharge, le niveau 23 de l'eau dans le second réservoir 14 s'établit temporairement dans une position intermédiaire entre le niveau supérieur 17' et un niveau inférieur 24 situé sensiblement dans le plan horizontal correspondant à la génératrice supérieure des crépines 19. La vapeur déchargée par la conduite 15 dans le second réservoir 14 est condensée à l'intérieur de la masse d'eau contenue dans le second réservoir 14. De plus, les gaz dangereux tels que l'hydrogène ou les gaz radio- actifs tels que l'iode, le xénon ou il l'argon provenant du circuit primaire et mélangés avec la vapeur, sont séparés de la vapeur lorsque cette vapeur est condensée dans le second réservoir 14 et se rassem- blent dans la partie supérieure du second réservoir 14 en forme de cloche. Les gaz dangereux ou radio-actifs qui se rassemblent au-dessus du niveau 23 de l'eau dans le second réservoir 14 sont confinés dans la partie supé- rieure du réservoir 14 totalement étanche et ne peuvent se répandre à l'intérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur nucléaire. Ces gaz sont soumis à une pression qui est égale à la hauteur de la colonne d'eau entre les niveaux 23 et 17. Dans le cas d'une décharge plus importante de vapeur et de gaz, par exemple dans le cas d'une décharge provoquée par une situation accidentelle dans le réacteur nucléaire, le niveau d'eau 23 dans le réservoir 14 peut s'abaisser jusqu'au niveau 24' situé sensiblement dans le plan horizontal contenant les axes des crépines 19, la vapeur étant alors déchargée directement à l'intérieur du premier réservoir 13, par l'intermédiaire des crépines 19. La condensation de la vapeur est alors assurée directement par la masse d'eau importante contenue dans le premier réservoir 13. Dès que le niveau d'eau parvient au niveau 24 des crépines 19, il se produit un réglage automatique de la condensation de la vapeur, par le fait que les ouvertures des crépines 19 se dégagent progressivement et peuvent être traversées directement par la vapeur déchargée dans le second réservoir 14. Le dégagement progressif des ou- vertures 19 est obtenu par l'abaissement du niveau de l'eau dans le réservoir 14 sous l'effet du débit et de la pression de décharge. Lorsque, en régime établi, le niveau de l'eau dans le second réservoir 14 est dans sa position 24" la plus basse, les gaz retenus à l'intérieur du réservoir 14 sont soumis à une pression de l'ordre de 3 mètres de colonne d'eau, correspondant à la hauteur entre les niveaux 17 et 24". La mise en pression du réservoir 14 est donc limitée à cette surpression correspondant à la hauteur de colonne d'eau entre les niveaux 17 et 24". Lorsqu'on effectue des essais périodiques des moyens de décharge du pressuriseur, de la vapeur et des gaz contenus dans le circuit primaire sont envoyés dans le second réservoir 14 du dispositif de récupération par la canalisation de décharge 15. La vapeur est condensée et les gaz actifs du circuit primaire sont emprisonnés dans la partie supérieure du second réservoir 14. Ces gaz sont ensuite soumis à un traitement dans le circuit 25. On évite ainsi toute contamination de l'eau contenue dans le premier réservoir 13 qui peut être par exemple une bâche de sauvegarde en cas d'accident et de remplissage de la piscine du réacteur au moment des rechargements. De plus, le réservoir 14, dans sa partie immer- gée, est relié à un circuit 30 de purification du réac- teur nucléaire assurant la purification de substances en phase liquide. L'eau contenue dans le second réservoir 14 renfermant éventuellement des substances dissoutes prove- nant de la décharge est purifiée par le circuit 30 et réintroduite à la partie supérieure du second réservoir 14 par un dispositif d'aspersion 29. On évite ainsi toute diffusion significative de produits dangereux ou radio- actifs à l'intérieur du premier réservoir 13. Le dispositif de récupération suivant l'invention permet donc de condenser la vapeur provenant du circuit primaire de manière très efficace, du fait du très grand volume d'eau contenu par le premier réservoir 13. De plus, les gaz dangereux ou radio-actifs provenant du cir- cuit primaire et entraînés par la décharge sont retenus dans le second réservoir, de telle sorte qu'ils ne peu- vent contaminer la réserve d'eau du premier réservoir qui est ouvert à l'intérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur. On évite ainsi toute contamination de cette réserve d'eau et de l'enceinte de sécurité du réacteur. L'invention ne se limite pas au mode de réalisa- tion qui a été décrit. C'est ainsi que le premier réservoir 13 peut être constitué aussi bien par une bâche de très grande capa- cité prévue dans la conception de certains réacteurs nucléaires et ménagée dans la structure en béton de l'en- ceinte de sécurité que par tout réservoir de très grande capacité disposé à l'intérieur de l'enceinte de sécurité et contenant une grande masse d'eau. Un tel réservoir prévu spécialement pour contenir une grande masse d'eau de condensation de décharge de vapeur provenant du circuit primaire peut également être utilisé pour d'au- tres fonctions, dans le cadre de l'exploitation du réacteur nucléaire. La canalisation de décharge du dispositif de récupération de fluide peut être reliée à un point du circuit primaire du réacteur différent des moyens de décharge du pressuriseur. Enfin, le second réservoir disposé à l'intérieur du premier réservoir peut présenter une forme et une structure différente de celle qui a été décrite. L'invention s'applique non seulement dans le cas des réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression mais également dans le cas d'autres réacteurs refroidis par de l'eau, tels que par exemple les réac- teurs nucléaires à eau bouillante. REVENDICATIONS 1.- Dispositif de récupération de fluide contenu dans le circuit de refroidissement d'un réacteur nuclé- aire refroidi par de l'eau, comportant, à l'intérieur d'une enceinte de sécurité (11), une cuve (1) renfermant le coeur du réacteur et le circuit de refroidissement relié à la cuve (1), dans lequel circule l'eau de refroi- dissement du réacteur, caractérisé par le fait qu'il comporte, à l'intérieur de l'enceinte de sécurité (11) du réacteur: - un premier réservoir (13) contenant un volume d'eau, ouvert dans l'espace interne de l'enceinte de sécurité (11), - un second réservoir (14) fermé et isolé de l'espace interne de l'enceinte de sécurité (11), ayant des dimensions inférieures à celles du premier réservoir (13), au moins partiellement immergé dans l'eau contenue dans le premier réservoir (13), - des moyens (19) de mise en communication du volume interne d'une partie immergée du second réservoir (14) avec le volume d'eau contenu dans le premier réser- voir (13), et - une canalisation de décharge (15) reliée à l'une de ses extrémités à un point de décharge (16) du circuit de refroidissement du réacteur et ayant une partie d'extrémité opposée au point de décharge (16) du circuit de refroidissement débouchant à l'intérieur du second réservoir (14). 2.- Dispositif suivant la revendication 1, carac- térisé par le fait que les moyens de mise en communica- tion du volume interne de la partie immergée du second réservoir (14) avec le volume d'eau contenu dans le premier réservoir (13) sont constitués par au moins une canalisation (19) dont la paroi est traversée par des ouvertures (20), immergée dans le volume d'eau contenu dans le premier réservoir (13) et communiquant, à l'une de ses extrémités, avec le volume interne de la partie immergée du second réservoir (14). 3.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que le second réservoir (14) présente la forme d'une cloche fixée sur le fond du premier réservoir (13) suivant la périphérie d'une extrémité ouverte de la cloche et comportant une paroi d'extrémité opposée fermée disposée au-dessus du niveau supérieur (17) du volume d'eau à l'intérieur du premier réservoir (13). 4.- Dispositif suivant la revendication 3, carac- térisé par le fait que le second réservoir (14) en forme de cloche comporte une paroi cylindrique reliée à l'une de ses extrémités à un flasque de fixation (18) ayant une extrémité opposée fermée par un dôme. 5.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que la ligne de décharge (15) comporte un prolongement (15') à l'intérieur du second réservoir (14) constituant une crépine (21) de forme tubulaire traversée par des ouver- tures (22). 6.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait que la partie supérieure du réservoir (14) assurant le recueil de gaz est reliée à un circuit (25) de séparation et de traitement de gaz disposé dans l'enceinte de sécurité (11) du réacteur nucléaire. 7.- Dispositif suivant la revendication 6, carac- térisé par le fait qu'une sortie du circuit de séparation et de traitement de gaz (25) est reliée par une ligne de balayage (28) à la canalisation de décharge (15). 8.- Dispositif de récupération suivant l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé par le fait qu'une partie inférieure du second réservoir (14) est reliée à un circuit (30) de purification de substan- ces liquides disposé dans l'enceinte de sécurité (11) du réacteur nucléaire. 9.- Dispositif suivant la revendication 8, carac- térisé par le fait qu'une sortie du circuit de purifica- tion (30) de substances liquides est relié à un disposi- tif d'aspersion (29) disposé à l'intérieur du second réservoir (14). 10.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 9, pour la récupération de fluide contenu dans le circuit de refroidissement primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant, à l'intérieur de l'enceinte de sécurité (11) du réacteur nucléaire, une bâche (13) de sauvegarde en cas d'accident et de remplissage d'une piscine du réac- teur, caractérisé par le fait que le premier réservoir (13) est constitué par la bâche de sauvegarde et de remplissage du réacteur nucléaire. 11.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 9, pour la récupération de fluide contenu dans le circuit de refroidissement primaire d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un pressuriseur assurant le maintien de la pression dans le circuit de refroidissement primaire dans un intervalle déterminé et comprenant des moyens de décharge (16), caractérisé par le fait que la canalisa- tion de décharge (15) est relié aux moyens de décharge (16) du pressuriseur.