FR 2840100 A1 20031128 FR 0206352 A 20020524 REACTEUR NUCLEAIRE EDUIPE D'UN DISPOSITIF PASSIF DE MAINTIEN DU CUR EN CAS D'ELEVATION DE TEMPERATURE DESCRIPTION Domaine de l' invention L' invention concerne les reacteurs nucleaires, et en particulier les reacteurs a eau sous pression ou a eau bouillante. Wile propose d'equiper ceux-ci d'un dispositif qui peut etre utilise en cas d' accident de fonctionnement, notamment lors d'une elevation importante, voire brutale, de la temperature dans le cxur du reacteur. Art anterieur et probleme pose Dans l' etude des accidents susceptibles de survenir sur des reacteurs nucleaires, notamment a eau sous pression ou a eau bouillante, le cahier des charges impose d'evaluer les consequences d'un accident conduisant a une perte de l'eau contenue dans la cuve du reacteur, allant jusqu'a l'assachement de celle-ci. En effet, le circuit primaire apporte et evacue l'eau necessaire a vehiculer les calories produites par le reacteur. Une elevation intempestive et brutale de la temperature du cmur produisant l'assechement de la cuve pourrait conduire a la fusion partielle ou complete du cur. Un tel cur fondu est appele B 14056 JB graves degats, tels que le percement de la cuve, si aucune disposition specifique n'est prise lors de la conception de celle-ci. Il est facile de concevoir que si ce cur fondu n'est pas maintenu dans la cuve, les consequences potentielles pour l'environnement vent bien plus importantes que si la retention dans la cuve de celui-ci est assuree. On eprouve done le besoin de mettre en place des dispositifs permettant de garantir la retention de ce cmur fondu a l'interieur de la cuve du reacteur nucleaire. Concernant les solutions a ce type de probleme, il existe de nombreuses publications sur les differents modes de retention d'un tel cxur fondu, en cas d' accident grave. Les differentes techniques alors exposees font, en general, appel a des cendriers constitues de materiaux refractaires places dans la cuve ou dans le racier externe de la cuve. On y associe parfois des creusets. Ces strategies vent basees sur une refrigeration externe ou interne de la cuve, permettant l' evacuation de la puissance residuelle, le fluide caloporteur etant, en general, de l'eau. En l'etat actuel des techniques mises en uvre, tous les modes de retention du cur fondu dans le reacteur nucleaire font appel a des composants specifiquement dedies a la retention du cur fondu et presentent l' inconvenient d'etre bases sur des systemes actifs, dont le fonctionnement, en cas d' accident grave, doit etre garanti. Le but de l' invention est done de palier a un tel inconvenient. B 14056 JB Resume de l' invention Le principe de l' invention consiste a utiliser un systeme constituent un complement passif vis-a-vis de l'equipement de la cuve et du cmur du reacteur et dont la mise en muvre ne depend que des conditions de temperature de la cuve. En d'autres termes, on fait l'analogie avec un fusible, qui est passif en situation normale et devient actif, de maniere naturelle, en cas de surtension electrique d'un systeme. L'objet principal de l' invention est done un reacteur destine a etre place dans une piscine et comprenant principalement une cuve fermee, a l'interieur de laquelle se trouve une circulation d'eau par un circuit primaire et un cur ou a lieu la reaction nucleaire fournissant des calories. Selon l' invention, on utilise un dispositif passif de maintien du cmur dans la cuve, en cas de la fonte de celui-ci, lors d'une hausse de temperature. Ceci est obtenu par la fusion d'un fusible, faisant alors ecran et pont thermique entre le cur fondu et la piscine. Dans la realisation preferentielle de ['invention, la cuve est equipee d'une enveloppe placee autour de la cuve, menageant un espace intermediaire entre la cuve et elle-m8me, dans lequel est place le fusible realise sous la forme diune couche de metal sur au moins une paroi de cet espace, mais pas sur toute l'epaisseur de l'espace. B 14056 JB Dans ce cas, on choisit de placer le fusible sur la paroi interne de l'enveloppe. Le materiau devant 8tre utilise pour constituer le fusible est. de preference, un alliage binaire dont la temperature de fusion est comprise entre 120 C et 150 C. On pense en particulier a un alliage eutectique, comportant environ 55,5 % de bismuth et 44,5 de plomb, est utilise. Dans le cas d'un reacteur nucleaire de taille normale, on choisit pour le fusible une epaisseur variant de 30 a 60 mm. Dans un mode d'utilisation du dispositif, il est choisi de mettre l'espace ainsi delimite sous vice partiel pour limiter l'echange thermique entre la cuve et l'exterieur de l'enveloppe. Il est egalement interessant de prevoir le dispositif d'injection d'helium dans l'espace, declenche en cas de mise en uvre du dispositif. Dans le but d'eviter le fluage du metal en service normal, on peut equiper celui-ci d'un armement, c'est-a-dire de l'armer. Il est egalement possible de prevoir une reserve de metal fusible autour de la cuve, en cas de necessite d'un volume de metal beaucoup plus important, il est alors preferable de prevoir egalement un dispositif de chauffage du metal constituent cette reserve. B 14056 JB Liste des figures L' invention et ses differentes caracteristiques techniques seront mieux comprises a la lecture de la description suivante. Wile est accompagnee de deux figures representant respectivement: - figure 1, en coupe, un reacteur nucleaire, selon l' invention, en fonctionnement normal; et - figure 2, en coupe, le meme reacteur en cas de surchauffe excessive du cur du reacteur. Description detaillee d'une realisation de l' invention La figure 1 represente done un reacteur nucleaire, selon l' invention, c'est-a-dire equipe d'un dispositif passif permettant de contenir le cmur en fusion et d'evacuer la chaleur excessive due a une importante surchauffe du coeur. Celui-ci est repere 7 et se trouve a l'interieur d'une cuve 1 constituent le centre d'une installation nucleaire de production d'energie, ['ensemble etant plonge dans une piscine 5. Une circulation d'eau, faisant partie du circuit primaire, est organisee a l'interieur de la cuve 1 par l' entree lOE et une sortie 105. L,eau circule done a travers le cmur 7. La cuve 1 est equipee d'une double paroi, c'est-a-dire qu'une enveloppe 2 est placee de facon B 14056 JB externe a sa paroi interne 8, de maniere a menager un espace 4 tout autour de la cuve, dans toute la partie inferieure et mediane. I1 est tres interessant de choisir, pour constituer l'enveloppe 2, le m8me materiau qui constitue la cuve 1, c'est-a-dire de l'acier. Par contre, son epaisseur peut 8tre beaucoup plus mince que celle de l'epaisseur de la cuve. De plus, une couche de 30 a 60 mm de metal, constituent un fusible 3, est placee sur la surface interne 21 de l'enveloppe 2, toutefois, sans 8tre en contact avec la surface externe 11 de la paroi interne 8 de la cuve 1. L'espace 4 subsiste done tout autour de la cuve, malgre la presence du fusible 3. Ce fusible 3 est choisi parmi des materiaux qui presentent une temperature de fusion relativement basse et associee a une bonne conductivite. Toutefois, la temperature de fusion ne doit pas etre atteinte lors du fonctionnement normal du cxur 7. Par contre, cette temperature de fusion doit 8tre choisie de maniere a ce qu'elle puisse etre atteinte par rayonnement, lors d'une fusion eventuelle du cur 7, c'est-a-dire lors d'une elevation importante de temperature a l'interieur de la cuve 1, sortant bien au-dela des conditions de fonctionnement normales du reacteur. On cite comme materiau pour constituer le fusible 3, un alliage contenant 55,5 % de bismuth et 44,5 % de plomb. D'autres materiaux binaires ou ternaires peuvent 8tre egalement utilises, contenant notamment du cadmium, de l'etain en proportion variable. En fait, on choisit un materiau dont la temperature de fusion est comprise B 14056 JB entre 120 et 150 C. Le premier exemple donne a une temperature de fusion d' environ 125 C. Lors du fonctionnement normal du reacteur, la temperature de la paroi externe 11 de la cuve 1 est comprise entre 200 et 300 C, suivant le type de reacteur considere et les conditions de fonctionnement. Wile peut trbs exceptionnellement atteindre 350 C. Dans ces conditions, le fusible 3, soumis principalement au rayonnement venant de cette paroi de la cuve 1, est. en temps normal, a une temperature variant entre 40 et C. En effet, le materiau constituent le fusible 3 est refroidi ou refrigere par l'eau contenue dans la piscine et qui est en contact avec l'enveloppe externe 2. En reference a la figure 2, si un accident survient a l'interieur de la cuve, ctest-a-dire une elevation brutale et intempestive de la temperature du cmur 7, celui-ci peut venir a fondre et un risque de percement de la cuve 1 menace ['ensemble de ['installation. La paroi de la cuve 1 montre done tres rapidement en temperature, jusqu'a 800 C. Dans ces conditions, le fusible 3 est porte a une temperature dont la valeur est superieure a sa temperature de fusion. Il s'ensuit un ecoulement de celui-ci, alors reference 6, et son rassemblement dans le fond de ltespace 4, par gravite, en occupant toute lepaisseur de celui-ci. Il constitue ainsi un pont thermique entre la base de la cuve 1 et la partie inferieure de ltenveloppe 2. Il se produit alors une forte evacuation de la puissance residuelle par conduction, du cmur B 14056 JB fondu -7 vers la piscine 5. On garantit ainsi le maintien du cur fondu 7 dans la cuve 1. De cette facon, la cuve 1 est en partie refrigeree par la piscine 5 et sa temperature est maintenue a une valeur telle que le maintien du reacteur fondu 7 dans cet etat est assure. Le volume du fusible fondu 6 doit done etre calcule pour que la surface d'echange entre la cuve 1 et l'enveloppe 2 soit suffisante. On note qu'une source froide peut etre utilisee et reliee a la partie superieure de la piscine pour eviter l'ebullition de l'eau contenue dans celle-ci. Sans etre necessaire, les dispositions suivantes permettent d'ameliorer ou de securiser le fonctionnement de ['ensemble. En effet, il peut etre envisage de mettre sous vice, dit , l'espace 4 entre la cuve 1 et l'enveloppe 2 pour minimiser les pertes thermiques entre la cuve 1 et la piscine 6. Par ailleurs, cette disposition reduit la temperature en surface du materiau constituent le fusible 3, ce qui reduit le risque de fluage de celui-ci en fonctionnement normal. Il est egalement possible d'envisager d'injecter l 'helium dans l'espace 4, au moment ou le dispositif passif, equipant le reacteur nucleaire pour maintenir le cmur dans la cuve, est utilise. Une telle injection d'helium augmente le transfert thermique entre la cuve 1 et la surface du materiau constituent le fusible 3, dans le cas d'une elevation de temperature de la cuve 1, ce qui favorise la fusion du B 14056 JB fusible 3 et la reaction du pont thermique entre la cuve 1 et la piscine 5, au moyen du materiau fondu constituent le fusible 3 (reference 6 sur la figure 2). On envisage egalement d'armer l'alliage constituent le fusible 3 a l' aide de soles percees de trous ou de grillage en acier, de facon a prevenir le fluage de ce materiau, en service normal. La temperature du fusible 3, en service normal, est de l'ordre de 50 a 60 C. L'armement de l'alliage, avec une structure en acier, permet done d'eviter le risque de deformation lente par fluage. Enfin, on envisage egalement de disposer d'une reserve supplementaire du meme materiau constituent le fusible 3, autour de la cuve. Une telle mise en place de reserve d'alliage a proximite de la cove 1 permet de disposer, en cas de necessite, dun volume d'alliage fondu beaucoup plus important et done d'une puissance echangee maximisee. On peut egalement envisager de coupler cette reserve en un dispositif de chauffage supplementaire permettant la fusion du materiau fusible sur commande directe d'un operateur. Avantages de l' invention Le systeme utilise dans le reacteur, selon l' invention, est un dispositif entierement passif. Sa mise en muvre et son fonctionnement vent simplex, mais requierent le fonctionnement d'aucun autre systeme composant actif, ni aucune action ou decision d'un operateur. Il ne necessite done aucun moyen moteur supplementaire pour le reacteur nucleaire. B 14056 JB Compte tenu de la merge importante entre la temperature du fusible 3 en fonctionnement normal, a savoir entre 50 et 60 C, et sa temperature de fusion, C, le systeme ne peut materiellement pas etre mis en uvre ou etre declenche de facon intempestive durant tout le fonctionnement normal ou perturbe de l' installation. La fusion de l'alliage constituent le fusible 3 ne peut resulter que d'une anomalie grave, ayant conduit la cuve 1 a atteindre une temperature anormalement elevee, qui va tres clairement au-dela de la gamme des temperatures dans laquelle le fonctionnement du reacteur peut etre autorise ou repris posterieurement, a l' occurrence de cet evenement. Une fois le pont thermique realise entre la cuve 1 et la piscine 5, la puissance evacuee par le systeme est tres elevee, du fait de l'excellente conductivite thermique de l'alliage, notamment si celui-ci contient du plomb, comme dans l'exemple cite precedemment. Dans cette situation, la cuve 1 est refrigeree quasiment dans les memes conditions que si l'eau de la piscine 5 etait en contact avec elle. Dans ces conditions, la refrigeration de la cuve 1 et son maintien a une temperature nettement inferieure a 600 C garantissent le maintien a long terme, dans la cuve 1, du cur fondu 7 (figure 2). De plus, contrairement a une solution utilisant une refrigeration directe de la cuve 1 par de l'eau, necessitant une boucle de recirculation, l' appoint en plomb fondu n'est pas necessaire, puisque sa temperature d'ebullition est d' environ 1 700 C. En effet, l'eau s'evapore au contact de la cuve, se B 14056 JB condense, puis est reinjectee sous celle-ci. Il n'y a done pas d' evaporation du plomb, et done aucune necessite de reinjecter du plomb au cours de l' accident. L'alliage utilise dans l'exemple decrit, constitue de bismuth et de plomb, est un alliage deja utilise dans les reacteurs nucleaires. En effet, le plomb est classiquement utilise comme ecran de protection biologique dans une configuration tres similaire a celle des dispositifs decrits dans le present document. De plus, l'alliage bismuth/plomb a deja ete utilise comme fluide refrigerant primaire dans certains types de reacteurs nucleaires. B 14056 JB REVENDICATIONS 1. Reacteur nucleaire fonctionnant dans une piscine (5) comprenant une cuve (1), a l'interieur de laquelle est organisee une circulation d'eau par un circuit primaire et dans laquelle se trouve un cmur (7), caracterise en ce qu'il comprend un dispositif passif de maintien du cur (7) dans la cuve (1), en cas de fonte de celui-ci lors d'une hausse de temperature, au moyen de la fusion d'un fusible (3) pour faire ecran et pont thermique entre la cuve (1) et la piscine (6). 2. Reacteur nucleaire selon - la revendication 1, caracterise en ce que le dispositif passif est realise par le fait que la cuve (1) possede une enveloppe (2) qui l'entoure, menageant un espace (4) intermediaire, le fusible (3) etant realise sous la forme d'une couche de materiau fusible sur au moins une paroi (21) de cet espace (4), mais pas sur toute ltepaisseur de l'espace (4). 3. Reacteur nucleaire selon la revendication 2, caracterise en ce que le fusible (3) est place sur une paroi interne (21) de l'enveloppe (2). 4. Reacteur nucleaire selon la revendication 3, caracterise en ce que le fusible (3) est constitue d'un alliage binaire dont la temperature de fusion est comprise entre 120 et 150 C. 5. Reacteur nucleaire selon la revendication 4, caracterise en ce que l'alliage binaire constituent le fusible (3) est un alliage B 14056 JB eutectique contenant environ 55,5 % de bismuth et 44,5 % de plomb. 6. Reacteur nucleaire selon la revendication 3, caracterise en ce que l'epaisseur du fusible est comprise entre 30 et 60 mm. 7. Reacteur nucleaire selon la revendication 2, caracterise en ce que l'espace (4) est mis sous vice. 8. Reacteur nucleaire selon la revendication 1, caracterise en ce qu'il comprend un dispositif d'injection d'helium dans l'espace (4), en cas d'utilisation du dispositif passif, c'est-a-dire en cas de fusion du fusible (3). 9. Reacteur nucleaire selon la revendication 4, caracterise en ce que l'alliage constituent le fusible (3) est arme. 10. Reacteur nucleaire selon la revendication 1, caracterise en ce qutil utilise une reserve de fusible supplementaire a proximite du reacteur. 11. Reacteur nucleaire selon la revendication 10, caracterise en ce qu'il comprend un dispositif de chauffage de la reserve de fusible.