FR 2985841 A1 20130719 FR 1250513 A 20120118 Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau sous pression La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à eau sous pression et se rapporte plus particulièrement à l'évacuation de la puissance résiduelle du coeur de ce réacteur après arrêt de ce dernier. D'une façon générale, lorsqu'on arrête un réacteur en introduisant 5 une forte anti-réactivité dans le coeur, le nombre de fissions dans ce dernier devient très rapidement négligeable au bout d'un temps de l'ordre de quelques secondes. En revanche, la radioactivité des produits de fission qui se sont développés dans le coeur pendant la période de fonctionnement normal, continue à dégager une puissance importante qui peut représenter 10 au moment de son arrêt 6-7% de la puissance de fonctionnement du réacteur. Au bout de quelques heures post-arrêt, la puissance résiduelle représente encore 1-2% de la puissance de fonctionnement du réacteur, la diminution étant ensuite relativement lente : une telle puissance résiduelle 15 doit être impérativement évacuée. Il est donc nécessaire de disposer de moyens d'évacuation de cette puissance résiduelle en toute situation sous peine de risque de fusion du coeur. Pour ce faire, il est connu d'utiliser des dispositifs d'évacuation de la puissance résiduelle du coeur spécifiques prenant le relai des générateurs de vapeur en cas de situations 20 accidentelles, les générateurs de vapeurs étant utilisés lors d'un arrêt normal du réacteur. L'évacuation de la puissance résiduelle des coeurs de réacteurs nucléaires en cas d'accident est classiquement assuré par des systèmes de secours utilisant des moyens actifs dont le principe est par exemple de 25 refroidir le fluide primaire à partir de décharges vapeur disposées sur le secondaire, avec ré-alimentation en eau vers le générateur de vapeur par des moyens actifs (pompes). De tels systèmes de réfrigération de sureté avec des moyens actifs de type pompes nécessitent l'apport d'énergie extérieure notamment pour faire fonctionner les pompes. Le réacteur étant à l'arrêt, il ne produit plus d'électricité et il est donc nécessaire de faire appel à des sources d'énergie de secours (par exemple diesel générateur) pour permettre le fonctionnement des pompes. On comprend donc aisément que ces sources actives sont de nature à réduire la fiabilité de la fonction de ces systèmes de réfrigération de sureté. Dans une logique de perte totale de l'alimentation électrique, on 10 connait également des dispositifs entièrement passifs d'évacuation de la puissance résiduelle. Ainsi, le document US6795518 décrit les caractéristiques d'un réacteur à eau pressurisée intégré (i.e. le générateur de vapeur est dans la cuve réacteur) comprenant un dispositif passif d'évacuation de la puissance 15 résiduelle utilisant la vapeur issue du côté secondaire du générateur de vapeur de la cuve réacteur. La vapeur issue du générateur de vapeur se condense sur les tubes d'un condenseur par refroidissement avec de l'eau contenue dans une capacité inertielle ; l'eau provenant de la capacité inertielle circule par circulation naturelle de même que la vapeur qui circule 20 naturellement entre le GV et le condenseur externe. Le déclenchement de ce système est réalisé de manière passive par une valve s'ouvrant sans apport d'énergie extérieur. Une telle architecture pose toutefois certains problèmes. Le système passif d'évacuation de la puissance résiduelle selon le 25 document US6795518 utilise des vannes d'isolement permettant d'isoler le condenseur de l'enceinte de confinement pour éviter tout risque de dispersion de la radioactivité hors de l'enceinte. Pour mémoire, l'enceinte de confinement abrite les principaux équipements de la chaudière nucléaire, les protège des accidents externes (séismes, projectiles, inondations,...) et 30 constitue la troisième barrière empêchant le relâchement des produits radioactifs dans l'environnement après la gaine du combustible et la cuve réacteur. Si une brèche intervient sur les liaisons reliant l'enceinte de confinement et le condenseur, il convient d'activer la fermeture des vannes d'isolement pour éviter que de l'eau secondaire ne se déverse hors de l'enceinte de confinement (notamment dans la capacité inertielle). Une telle fermeture entraîne de facto le non fonctionnement du système d'évacuation de la puissance résiduelle. De même, en l'absence d'alimentation d'électrique, les vannes d'isolement sont fermées par défaut (de façon à assurer l'isolement du confinement) : dès lors que les vannes sont fermées, le système d'évacuation de la puissance résiduelle ne peut plus fonctionner. Dès lors que le système d'évacuation de puissance résiduelle nécessite une phase de démarrage, même passive, il est nécessaire de mettre en en place des systèmes de surveillance dédiés permettant de tester périodiquement le système d'évacuation de puissance de manière à s'assurer de son bon fonctionnement en cas de perte d'alimentation électrique des systèmes de refroidissement du coeur. D'autre part, la phase de démarrage du système conditionne une incertitude que les systèmes de surveillance même aussi efficaces qu'ils soient ne peuvent pas totalement lever. Enfin, le déclenchement passif d'un tel système d'évacuation de puissance est réalisé lorsque plusieurs de conditions (température, pression, ...) sont atteintes. Ainsi, il existe un délai d'activation du système d'évacuation de puissance entre l'arrêt du réacteur et l'instant où les conditions d'activation sont réunies. Ce délai d'activation peut être de l'ordre de plusieurs dizaines de minutes durant lesquelles aucun refroidissement ne permet d'évacuer la puissance résiduelle du réacteur. Dans ce contexte, la présente invention propose de fournir un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée permettant d'évacuer la puissance résiduelle y-compris en cas de brèche en eau secondaire dans le générateur de vapeur alimentant la turbine, ledit système ne comprenant pas de vanne d'isolement entre l'enceinte de confinement et le condenseur, étant susceptible d'être testé lors du fonctionnement en puissance du réacteur et ne nécessitant ni de délai d'activation ni d'action d'un opérateur. A cette fin, l'invention propose un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire comportant une enceinte de 5 confinement intégrant une enceinte primaire incluant le coeur du réacteur, ledit système comportant : une réserve d'eau ; au moins une source de vapeur adaptée pour être logée dans l'enceinte de confinement du réacteur dans laquelle l'eau primaire 10 chauffée par le coeur circule et réchauffe l'eau secondaire circulant dans ladite source de vapeur ; au moins un condenseur adapté pour être logé dans l'enceinte de confinement incluant : ^ un récupérateur apte à récupérer l'eau secondaire 15 condensée par le condenseur et ; ^ une liaison condenseur reliée à un circuit d'eau intermédiaire et apte à assurer la circulation de ladite eau intermédiaire en circuit fermé entre la réserve d'eau et le condenseur ; 20 une liaison chaude assurant la circulation naturelle de la vapeur issue de la source de vapeur vers ledit au moins un condenseur, ledit au moins un condenseur étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant dans ladite liaison condenseur ; 25 une liaison froide assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur du condenseur vers l'entrée d'eau secondaire de la source de vapeur ; - au moins un récupérateur de chaleur positionné sur le circuit d'eau intermédiaire, ledit au moins un récupérateur de chaleur étant 30 traversé par un circuit d'eau alimentaire, ladite eau alimentaire étant apte à s'échauffer par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant au travers dudit récupérateur de chaleur. Le système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, 5 considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : ledit au moins un récupérateur de chaleur est un condenseur ou un échangeur de chaleur ou un échangeur de chaleur en forme de U ; ledit au moins un récupérateur de chaleur est adapté pour être logé à 10 l'extérieur de l'enceinte de confinement ; ledit au moins un récupérateur de chaleur est logé dans la réserve d'eau ; ledit au moins un récupérateur de chaleur comporte des parois calorifugées ; 15 ledit condenseur est agencé à une hauteur plus élevée que ladite source de vapeur pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau secondaire ; ledit récupérateur de chaleur est agencé à une hauteur plus élevée que ledit condenseur pour la réalisation d'une circulation naturelle de 20 l'eau intermédiaire ; ladite source de vapeur est un générateur de vapeur simple passe et/ou un générateur de vapeur de type méthodique et/ou un générateur de vapeur à micro-canaux ; ledit système est adapté pour fonctionner en permanence dès lors 25 que le réacteur est en fonctionnement en engendrant une perte de rendement thermodynamique inférieure à 3% de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur et avantageusement inférieure à 1% de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur. 30 La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant une enceinte de confinement intégrant une enceinte primaire incluant le coeur du réacteur et un système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'invention, ledit réacteur étant caractérisé en ce que ledit condenseur est logé à proximité des parois latérales de ladite enceinte de confinement. Le réacteur nucléaire selon l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - ladite source de vapeur est agencée dans l'enceinte primaire au- dessus du coeur pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau primaire ; ladite réserve d'eau est agencée sur le côté ou au-dessus de ladite enceinte de confinement ; ladite source de vapeur est logée dans l'enceinte primaire du réacteur ; - ladite source de vapeur est une source dédiée ; ledit système est dimensionné de manière à pouvoir dissiper une puissance résiduelle inférieure ou égale à 3% de la puissance nominale du réacteur.D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif : la figure 1 représente schématiquement un premier mode de réalisation d'un système d'évacuation de puissance résiduelle passif selon l'invention intégré dans un réacteur nucléaire ; la figure 3 représente schématiquement un deuxième mode de réalisation d'un système d'évacuation de puissance résiduelle passif selon l'invention, intégré dans un réacteur nucléaire. La figure 1 représente donc schématiquement un réacteur nucléaire 100 selon l'invention qui comprend deux éléments principaux : - une enceinte de confinement 101 ; - une réserve d'eau 102. La réserve d'eau 102 est ici représentée sur le côté de l'enceinte 101 mais il est entendu qu'elle peut être placée tout autour de l'enceinte 101 ou au-dessus de celle-ci. Dans ce premier mode de réalisation, la réserve d'eau 102 n'est pas directement accolée à l'enceinte de confinement 101. Cette 5 réserve d'eau 102 ordinaire doit comporter un grand volume d'eau 103, d'autant plus grand que l'on recherche à retarder toute action humaine. L'eau de la réserve d'eau 102 est de l'eau ordinaire de sorte que la réserve d'eau puisse être remplie lorsque celle-ci se vide ; à cet effet, des gaines sèches (non représentées) pourront être prévues pour assurer le 10 remplissage à distance. Il convient de noter que la réserve d'eau 102 n'est pas pressurisée de sorte que l'eau de cette réserve 102 au niveau le plus haut est sensiblement à la pression atmosphérique. L'enceinte de confinement 101 comporte : - une enceinte primaire 104 ; 15 - au moins un condenseur 105. Comme évoqué précédemment, l'enceinte de confinement abrite les principaux équipements de la chaudière nucléaire, les protège des accidents externes (séismes, projectiles, inondations,...) et constitue la troisième barrière empêchant le relâchement des produits radioactifs dans 20 l'environnement. Le condenseur 105 est formé par un récupérateur 106 (i.e. un réceptacle apte à recevoir l'eau condensée par le condenseur) et une liaison condenseur107 logée à l'intérieur du récupérateur 106. La liaison condenseur 107 est reliée à ses deux extrémités à des tubulures 110 et 111, 25 l'ensemble formant une boucle 210 de circulation d'eau intermédiaire dont les extrémités 109 et 108 pénètrent dans la réserve d'eau 102, l'extrémité 109 étant située au-dessus de l'extrémité 108. L'enceinte primaire 104 constitue l'enceinte de pression du réacteur nucléaire 100 ; le réacteur nucléaire 100 est indifféremment un réacteur de 30 type intégré, à boucles ou encore compact. Selon un premier mode de réalisation illustré à la figure 1, le réacteur nucléaire 100 est un réacteur de type intégré de sorte que la cuve réacteur 104 comporte de façon connue - le coeur du réacteur 113 formé d'assemblages de combustible nucléaire et logé dans le bas au milieu de l'enceinte primaire 104 ; - au moins un générateur de vapeur 114 placé au-dessus du coeur 113 sur la périphérie de l'enceinte primaire 104. En fonctionnement normal du réacteur 100 (i.e. lorsque le réacteur fonctionne en puissance pour produire de la vapeur), une circulation d'eau primaire, appelée "circuit primaire", est organisée à l'intérieur de l'enceinte primaire 104 pour évacuer la chaleur du coeur vers le générateur de vapeur 114. Il existe donc un mouvement ascendant central (flèches 115) du fluide qui passe successivement dans le coeur 113 puis entre dans le générateur de vapeur 114 via une entrée primaire 116 située sur la partie supérieure du générateur de vapeur 114, le fluide étant ensuite renvoyé dans l'enceinte primaire 104 à la périphérie de celle-ci pour retomber en-dessous du coeur central par un mouvement descendant périphérique (flèches 117). Des pompes primaires de circulation (non représentées) sont installées, dans ou autour de l'enceinte primaire 104, pour apporter l'énergie 20 nécessaire à l'eau primaire, de façon à assurer sa circulation dans l'ensemble de l'enceinte primaire 104. Un circuit secondaire 118 relie le générateur de vapeur 114 à une turbine qui entraîne un alternateur, pour transformer en courant électrique la chaleur en provenance du circuit primaire. Plus précisément, dans le 25 générateur de vapeur 114, cette chaleur transforme en vapeur de l'eau mise en circulation dans le circuit secondaire 118 par des pompes secondaires. La vapeur qui actionne la turbine est ramenée ensuite à l'état liquide dans un condenseur (non représenté). Conformément au premier mode de réalisation de l'invention, 30 l'enceinte primaire 104 comporte en outre une source de vapeur 119, telle que par exemple un générateur de vapeur (GV), également logée à la périphérie de l'enceinte primaire 104 et plus précisément en partie haute de celle-ci, au-dessus du coeur 113. Cette source de vapeur 119 présente, dans ce premier mode de 5 réalisation, la particularité d'être dédiée à l'évacuation de la puissance résiduelle ; en d'autres termes, la source de vapeur 119 dédiée ne participe pas à l'alimentation en vapeur de la turbine. Dans ce premier mode de réalisation, la source de vapeur 119 est de préférence un générateur de vapeur simple passe. On entend pas 10 générateur de vapeur simple passe un générateur de vapeur dans lequel l'eau secondaire (lorsqu'elle circule dans le générateur) traverse le générateur en une fois ; en d'autres termes, l'ensemble de l'eau secondaire (sous forme vapeur et/ou liquide) rentre et sort du générateur en une fois sans avoir la possibilité de re-circuler dans le générateur de vapeur ; ce type 15 de générateur simple passe est par exemple à opposer aux générateurs constitués d'un faisceau de tubes en U et entourés d'une enveloppe cylindrique qui comporte des cyclones de séparation : dans le cas d'un générateur de vapeur multi-passe (ou à re-circulation), une partie de l'eau secondaire située entre l'enveloppe et les tubes se vaporise tandis que 20 l'autre partie non vaporisée retourne dans l'espace annulaire de l'enveloppe. Ce type de générateur mufti-passe présente l'immense inconvénient d'être très encombrant et donc peu adapté à une utilisation pour un générateur dédié uniquement à l'évacuation de la puissance résiduelle. Le générateur de vapeur simple passe 119 est de préférence un 25 générateur de vapeur méthodique ; on entend par générateur de vapeur méthodique un générateur dont les courants d'eau primaire et secondaire sont des courants circulant dans des sens opposés. Nous reviendrons par la suite sur l'intérêt d'avoir un générateur de vapeur méthodique. Le générateur de vapeur 119 est de préférence un générateur de vapeur à micro-canaux formé par un assemblage de plaques gravées soudées entre-elles par diffusion. Lors du fonctionnement normal en puissance du réacteur, l'eau 5 primaire chauffée par le coeur 113 suit son mouvement ascendant (flèches 115) puis entre également dans la source de vapeur dédiée 119 via une entrée primaire 120 située sur la partie supérieure de la source de vapeur 119, le fluide étant ensuite renvoyé dans l'enceinte primaire 104 à la périphérie de celle-ci pour retomber en-dessous du coeur 113 par un 10 mouvement descendant périphérique (flèches 117). A la différence du générateur de vapeur 114, la boucle secondaire 122 traversant la source de vapeur 119 n'est pas reliée à la turbine. En revanche, cette boucle secondaire 122 relie la source de vapeur 119 et le condenseur 105 et dans lequel l'eau secondaire se trouvant dans le 15 récupérateur 106 peut circuler en boucle fermée. La boucle secondaire 122 est formée par une branche chaude 123 et une branche froide 124. Selon un autre mode de réalisation de l'invention, la source de vapeur 119 est obtenue par la réalisation de piquages sur la branche chaude et la 20 branche froide du circuit secondaire 118 reliant le générateur de vapeur 114 à la turbine (non représentée). Dans ce mode de réalisation, les piquages de la branche chaude et de la branche froide du circuit secondaire 118 sont reliés au condenseur 105 de manière à former la boucle intermédiaire. On notera que le récupérateur 106 du condenseur 105 est situé au-25 dessus (i.e. plus haut) que la source de vapeur 119 de sorte que lorsque l'eau du récupérateur 106 chute par gravité à-travers la branche froide 124 dans la source de vapeur 119. Ainsi, lors du fonctionnement en puissance du réacteur, l'eau primaire chauffée par le coeur 115 traverse la source de vapeur 119 et échange de la 30 chaleur avec l'eau secondaire circulant à l'intérieur de ladite source. L'eau secondaire « froide » provenant du récupérateur 106 et circulant dans la branche froide 124 pénètre dans la source de vapeur 119 et s'évapore au contact de l'eau primaire chauffée par le coeur 115. La vapeur secondaire remonte alors dans la branche chaude 123. La vapeur provenant 5 de la source de vapeur 119 vient se condenser au contact de la liaison condenseur 107 par contact thermique avec de l'eau intermédiaire provenant de la réserve d'eau 102 et circulant dans la liaison condenseur 107 via le circuit d'eau intermédiaire 210 ; la vapeur condensée est récupérée dans le récupérateur 106 puis réinjectée dans la source de 10 vapeur 119. La vapeur étant à une température élevée (dépendant de la température de l'eau primaire qui est de l'ordre de 3000, elle va déclencher une ébullition partielle de l'eau intermédiaire provenant de la réserve 102 et circulant dans la liaison condenseur 107. Cette ébullition 15 partielle va permettre de réaliser une circulation de l'eau intermédiaire par convection naturelle dans la boucle intermédiaire 210, formée par les tubulures 108, 110, la liaison condenseur 107, et les tubulures 111, 109, dans laquelle circule l'eau intermédiaire. L'eau intermédiaire circulant dans la tubulure 111 (i.e. à la sortie du 20 condenseur 105) est de l'eau sous forme diphasique. Elle traverse un récupérateur de chaleur 140 qui permet d'échanger de la chaleur avec de l'eau circulant dans une quatrième boucle 148, dite boucle d'alimentation. Dans ce premier mode de réalisation illustré à la figure 1, le récupérateur de chaleur 140 est un condenseur comportant un récupérateur 25 146 (i.e. un réceptacle apte à recevoir l'eau intermédiaire condensée par le condenseur) et une liaison condenseur 147 logée à l'intérieur du récupérateur 146. La liaison condenseur 147 est reliée à ses deux extrémités à des tubulures 141 et 142, l'ensemble formant la quatrième boucle 148, dite boucle d'alimentation. Selon un autre mode de réalisation, le récupérateur de chaleur est un échangeur de chaleur comportant une pluralité de tuyaux dans lesquels circulent l'eau intermédiaire, lesdits tuyaux étant plongés dans l'eau alimentaire traversant l'échangeur de chaleur. Ainsi, lors du fonctionnement en puissance du réacteur, l'eau intermédiaire diphasique chauffée par l'eau secondaire via le condenseur 105 traverse le condenseur 140 et échange de la chaleur avec l'eau alimentaire, circulant à l'intérieur de la liaison condenseur 147. L'eau intermédiaire diphasique vient se condenser au contact de la liaison condenseur 147 par contact thermique avec de l'eau alimentaire circulant dans la boucle alimentaire 148. L'eau intermédiaire condensée, donc refroidie, est récupérée dans le récupérateur 146 puis réinjectée dans la réserve d'eau 102 via la tubulure 109 formant l'extrémité de la boucle intermédiaire 210. L'eau alimentaire à la sortie du récupérateur de chaleur 140 (i.e. dans la tubulure 141) est donc de l'eau chauffée qui va pouvoir être valorisée et utilisée pour diverses applications. On notera que le niveau d'eau 103 de la réserve d'eau 102 est au-dessus de la tubulure 108 basse et de la tubulure 109 haute de la boucle d'eau intermédiaire 210 de manière à disposer d'un volume d'eau maximal et garantir ainsi l'alimentation en eau intermédiaire de la boucle intermédiaire 210 le plus longtemps possible en cas d'arrêt du système de refroidissement normal du réacteur. Au fonctionnement normal du réacteur, il n'y aura pas ébullition partielle de l'eau 103 contenue dans la réserve 102 puisque l'eau 25 intermédiaire réinjectée dans la réserve 102 est de l'eau refroidie. Le système d'évacuation de la puissance résiduelle fonctionne donc avec quatre boucles dont trois sont à circulation naturelle : une boucle primaire dans laquelle circule l'eau primaire à-travers le coeur et le côté primaire du générateur de vapeur 119, une boucle secondaire dans laquelle 30 circule l'eau secondaire à travers le côté secondaire du générateur de vapeur 119 et le condenseur 105 et une boucle tertiaire, dite boucle intermédiaire, dans laquelle circule l'eau intermédiaire de la réserve 102. La quatrième boucle est la boucle d'eau alimentaire dont la circulation est assurée au moyen d'une pompe (non représentée). Pour résumer, en fonctionnement normal en puissance, de l'eau primaire circule dans l'enceinte primaire 104, cette eau primaire est échauffée par échanges thermiques avec le coeur 113 du réacteur. L'eau primaire échauffée est refroidie par échanges thermiques avec le générateur de vapeur 114, dont la vapeur produite est utilisée pour actionner des turbines et produire de l'électricité, ainsi qu'avec le générateur de vapeur 119 du système d'évacuation de puissance résiduelle fonctionnant de manière permanente. Un tel système d'évacuation de puissance, fonctionnant de façon permanente lors du fonctionnement normal en puissance du réacteur, occasionne par conséquent une perte de rendement de la turbine puisqu'une partie de la chaleur produite par le coeur 113 du réacteur est évacuée par le système d'évacuation de la puissance résiduelle et non utilisée pour la production d'énergie électrique. Le système d'évacuation de puissance selon l'invention est dimensionné de manière à occasionner une perte de rendement limitée, par exemple de l'ordre de 2 à 3 % de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur. Cette perte de rendement est toutefois minimisée par l'utilisation du récupérateur de chaleur 140 qui permet de valoriser la puissance dissipée par le système d'évacuation de la puissance résiduelle lors du fonctionnement du réacteur. Ainsi, la valorisation de la puissance dissipée par le système selon l'invention permet d'obtenir une perte de rendement négligeable, i.e. inférieure à 1% de la puissance nominale du réacteur. En cas d'indisponibilité du système de refroidissement normal du coeur (non détaillé dans la description), par exemple en cas de perte 30 d'alimentation électrique suite à un incident , l'arrêt du coeur est enclenché par la chute des barres de contrôle en introduisant une forte anti-réactivité dans le coeur : le nombre de fissions dans ce dernier devient très rapidement négligeable au bout d'un temps de l'ordre de quelques secondes. En revanche, la radioactivité des produits de fission qui se sont développés dans le coeur pendant la période de fonctionnement normal, continue à dégager une puissance importante que l'on désigne par la terminologie de « puissance résiduelle du coeur » (ou « decay heat » selon la terminologie en langue anglaise). Cette puissance résiduelle, au moment de l'arrêt du réacteur, représente 6 à 7% de la puissance de fonctionnement du réacteur. Grâce au système d'évacuation passif de puissance résiduelle selon l'invention, dès l'arrêt du réacteur (i.e. sans délai d'activation), le système est en mesure d'évacuer de la chaleur, de l'ordre de 2 à 3 % de la puissance de fonctionnement du réacteur par phénomène de circulation naturelle de l'eau primaire, secondaire et intermédiaire. En cas de perte d'alimentation électrique, le système d'évacuation selon l'invention va continuer à fonctionner suivant le même principe que décrit précédemment, lors du fonctionnement normal du réacteur, à l'exception de l'eau alimentaire qui ne circulera plus dans la boucle alimentaire suite à la perte d'alimentation de la pompe de circulation de l'eau alimentaire. Dès lors, l'eau intermédiaire réinjectée dans la réserve 102 ne sera plus refroidie, ce qui peut conduire à une ébullition partielle de l'eau 103 de la réserve, et donc à une baisse du niveau d'eau 103. Lorsque le niveau de la réserve d'eau 102 baisse, il convient de remplir simplement la réserve 102 avec de l'eau ordinaire (traitée ou non) de manière à s'assurer que le niveau d'eau reste au-dessus du condenseur 105. Ainsi, une alimentation en eau intermédiaire du condenseur 105 par gravité est préservée. Ainsi, au moment de l'arrêt du réacteur, le système ne sera pas en mesure d'évacuer la totalité de la puissance résiduelle (équivalente à 6-7% 30 de la puissance de fonctionnement du réacteur). Par conséquent, la température du coeur va augmenter pendant quelques heures, c'est-à-dire tant que la puissance résiduelle du réacteur sera supérieure à la capacité d'évacuation de puissance résiduelle du système selon l'invention. En revanche, au bout de quelques heures post-arrêt, la puissance résiduelle ne représente plus que 1 à 2% de la puissance de fonctionnement du réacteur. A partir de cet instant, le système d'évacuation de puissance résiduelle selon l'invention va permettre d'assurer le refroidissement continu du coeur de façon passive. Durant les quelques heures post-arrêt, la température du réacteur va 10 augmenter de façon limitée et va rester très inférieure aux différentes seuils critiques. Selon une variante de réalisation de ce premier mode de réalisation, la perte de rendement du réacteur peut être davantage minimisée notamment par une amélioration des échanges thermiques au sein du 15 récupérateur de chaleur 140. La figure 2 illustre cette variante. Pour améliorer les échanges thermiques entre l'eau alimentaire et l'eau intermédiaire, l'eau intermédiaire peut être mise sous pression dans la boucle intermédiaire 210 au moyen de pompes 301, par exemple de type hélico-centrifuge ou encore de type 20 pompe hélice. Une telle pompe 301 permet d'obtenir une pressurisation du circuit intermédiaire de l'ordre de 2 à 3 bars, voire davantage, de manière à obtenir une température d'ébullition de l'eau intermédiaire supérieure à 100cC. L'eau intermédiaire peut ainsi emmagasiner p lus de chaleur au contact de l'eau secondaire et donc en restituer davantage à l'eau 25 alimentaire via le récupérateur de chaleur 140. Un diaphragme 302 placé en aval de l'échangeur récupérateur 140 permet d'assurer la pressurisation souhaitable pour élever la température du fluide au-dessus de 100 C. Cette variante d'utilisation est particulièrement intéressante dans le cadre d'une application permettant d'effectuer de la cogénération électricité/chaleur. En cas d'accident et de perte d'alimentation électrique de la pompe 301 de mise sous pression de l'eau intermédiaire, le système d'évacuation de la puissance résiduelle retrouve la même configuration que celle décrite précédemment (i.e. à la figure 1) et la circulation de l'eau intermédiaire dans la boucle intermédiaire s'établit par phénomène de thermosiphon (i.e. sans pressurisation). La figure 3 illustre un deuxième mode de réalisation du système d'évacuation de puissance selon l'invention. Le système d'évacuation de la puissance résiduelle 200 illustré à la figure 3 est identique au système d'évacuation de la puissance résiduelle 100, décrit précédemment en référence à la figure 1, à l'exception des caractéristiques qui vont être décrites ci-après. Les éléments communs avec le premier mode de réalisation décrit précédemment portent les mêmes numéros de référence sauf précision contraire. Dans ce deuxième mode de réalisation, l'eau 103 de la réserve d'eau 102 est en contact avec l'enceinte de confinement 101. De façon similaire au mode de réalisation précédent, la réserve d'eau 102 est représentée sur le côté de l'enceinte 101 mais il est entendu qu'elle peut être placée tout autour de l'enceinte 101 ou au-dessus de celle-ci. Dans ce deuxième mode de réalisation, le récupérateur de chaleur 240 est un échangeur de chaleur plongé directement dans l'eau 103 de la réserve d'eau 102. Il comporte à cet effet, une paroi calorifugée permettant d'éviter toute dissipation thermique de l'eau intermédiaire circulant à l'intérieur de l'échangeur 240 avec l'eau 103 de la réserve d'eau 102, le but étant de récupérer au maximum la chaleur de l'eau intermédiaire. De façon similaire, la partie de la tubulure 111 plongée dans l'eau 102 de la réserve est également calorifugée. L'échangeur de chaleur 240 est formé par une pluralité de tubes dans lesquels circule l'eau alimentaire. Ces tubes baignent dans l'eau 30 intermédiaire traversant l'échangeur de chaleur 240. Les tubes 246 adaptés pour recevoir l'eau alimentaire sont reliés aux tubulures 241 et 241 et forment ainsi la boucle d'eau alimentaire 248. Les tubulures 241 et 242 sont plongées dans l'eau 103 de la réserve 102 et sont reliées à un circuit d'alimentation à l'extérieure de la réserve d'eau 102. Les 5 tubulures 241 et 242 comportent avantageusement des moyens d'isolement permettant d'éviter des échanges thermiques entre l'eau alimentaire circulant dans les tubulures 241, 242 et l'eau 103 environnante de la réserve 102. Les moyens d'isolement sont par exemple une tubulure d'isolement (non représentée) formant une conduite sèche autour de chaque tubulure ou 10 autour des deux tubulures. Le nombre de tubes 246, la longueur ainsi que le diamètre des tubes 246 sont déterminés de manière à ce que l'eau alimentaire circulant à l'intérieur des tubes 246 ne présente pas un débit de circulation trop important de manière à optimiser les échanges thermiques avec l'eau 15 intermédiaire. Selon un exemple de réalisation non limitatif, le nombre de tubes ainsi que le diamètre sont définis de manière à ce que l'eau alimentaire circule avec un régime d'écoulement à la limite du régime d'écoulement turbulent de l'eau. Selon un mode de réalisation de l'échangeur de chaleur 240, les 20 tubes 246 présentent une forme en U. Une telle forme permet de maximiser la surface d'échange thermique tout en minimisant l'encombrement et plus particulièrement la hauteur de l'échangeur 240 dans la réserve d'eau 102. Comme mentionné plus haut, la source de vapeur 119 est préférentiellement un générateur de vapeur méthodique. En utilisant les 25 courants croisés, la vapeur est surchauffée en sortie du générateur de vapeur puisque les fluides primaire et secondaire se croisent à leur maximum de température. Un tel agencement permet d'améliorer l'efficacité d'échange du système. Selon un mode de réalisation de l'invention, le générateur de vapeur 114 présente une structure identique à celle de la source de vapeur dédiée 119. On placera préférentiellement le condenseur 105 au plus près de la 5 paroi de l'enceinte de confinement 101 de manière à limiter les risques de brèches sur les tubulures 110 et 111 par agressions externes. En outre, les diamètres de ces tubulures 110, 111 seront choisis de manière à permettre un débit suffisant pour évacuer la puissance résiduelle ainsi que pour favoriser l'amorçage et l'entretien de la circulation naturelle de la boucle 10 secondaire. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit. Ainsi, même si un seul condenseur a été décrit, il est entendu que l'invention s'applique au cas de plusieurs condenseurs se trouvant dans 15 l'enceinte de confinement permettant ainsi de traiter les situations accidentelle en appliquant une défaillance forfaitaire ou une situation d'entretien d'une ligne. De même, le réacteur selon l'invention peut comporter plusieurs sources de vapeur dédiées et plusieurs générateurs de vapeur. 20 L'invention a été particulièrement décrite pour un réacteur nucléaire intégré. Toutefois, l'invention est également applicable à un réacteur nucléaire à boucles. Le principe réalisation est identique à celui décrit précédemment à l'exception du fait que la ou les source(s) de vapeur du système d'évacuation de puissance résiduelle ainsi que les générateurs de 25 vapeur du système de refroidissement normal du réacteur sont situés à l'extérieur de l'enceinte primaire. De façon similaire aux modes de réalisation décrits précédemment, la source de vapeur du système d'évacuation de puissance résiduelle peut être une source dédiée ou formée au moyen de piquages réalisés sur les branches chaude et les branches froide du circuit 30 secondaire des générateurs de vapeur utilisés pour la production de vapeur. Pour résumer les avantages de l'invention, la solution proposée est basée sur la une réfrigération permanente (i.e. en fonctionnement et à l'arrêt du réacteur) en boucle fermée en circulation naturelle entre une source de vapeur simple passe et méthodique dédiée (ou non) à la fonction 5 d'évacuation de la puissance résiduelle (et implanté dans ou à l'extérieure de l'enceinte primaire du réacteur) et un condenseur externe au bloc chaudière et implanté dans l'enceinte de confinement. Ce condenseur est lui-même réfrigéré en circulation naturelle au moyen d'un grand volume d'eau (lac latéral par exemple) externe à l'enceinte de confinement. Le fluide 10 secondaire reste confiné entre la source de vapeur et le condenseur. La fonction d'évacuation de puissance résiduelle est réalisée de manière passive et permanente. Ainsi, le système selon l'invention permet de s'affranchir : - d'un délai d'activation du système ; 15 - d'une incertitude quant à l'activation du système, laquelle peut relever d'une décision de l'opérateur de conduite potentiellement capable d'une erreur, ou d'un automatisme potentiellement capable d'une défaillance ; - et plus généralement d'une incertitude sur le bon fonctionnement du 20 système. De plus, grâce au fonctionnement permanent du système selon l'invention, il n'est pas nécessaire de procéder à des tests périodiques spécifique ni de prévoir de dispositif pour tester le système, celui étant en fonctionnement permanent une éventuelle panne du système est rapidement 25 identifiée; dans cette hypothèse : - le réacteur est arrêté ; - le système est remis en état ; - le fonctionnement normal du réacteur est repris à l'issue. REVENDICATIONS1. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) comportant une enceinte de confinement (101) intégrant une enceinte primaire (104) incluant le coeur du réacteur, ledit système comportant : - une réserve d'eau (102) ; - au moins une source de vapeur (119) adaptée pour être logée dans l'enceinte de confinement (101) du réacteur (100) dans laquelle l'eau primaire chauffée par le coeur (113) circule et réchauffe l'eau secondaire circulant dans ladite source de vapeur (119) ; au moins un condenseur (105) adapté pour être logé dans l'enceinte de confinement (101) incluant : ^ un récupérateur (106) apte à récupérer l'eau secondaire condensée par le condenseur (105) et ; ^ une liaison condenseur (107) reliée à un circuit d'eau intermédiaire (210) et apte à assurer la circulation de ladite eau intermédiaire en circuit fermé entre la réserve d'eau (102) et le condenseur (105) ; une liaison chaude (123) assurant la circulation naturelle de la vapeur issue de la source de vapeur (119) vers ledit au moins un condenseur (105), ledit au moins un condenseur (105) étant apte à condenser la vapeur d'eau circulant dans la liaison chaude (123) par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant dans ladite liaison condenseur (107) ; une liaison froide (124) assurant la circulation par gravité de l'eau issue du récupérateur (146) du condenseur (105) vers l'entrée d'eau secondaire de la source de vapeur (119) ; - au moins un récupérateur de chaleur (140, 240) positionné sur le circuit d'eau intermédiaire (210), ledit au moins un récupérateurde chaleur étant traversé par un circuit d'eau alimentaire (148, 248), ladite eau alimentaire étant apte à s'échauffer par contact thermique avec l'eau intermédiaire circulant au travers dudit récupérateur de chaleur. 2. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon la revendication précédente caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur est un condenseur (140) ou un échangeur de chaleur (240) ou un échangeur de chaleur en forme de U. 3. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur (140, 240) est adapté pour être logé à l'extérieur de l'enceinte de confinement (101). 4. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur (140, 240) est logé dans la réserve d'eau (102). 5. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon la revendication précédente caractérisé en ce que ledit au moins un récupérateur de chaleur comporte des parois calorifugées. 6. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit condenseur (105) est agencé à une hauteur plus élevée que ladite source de vapeur (119) pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau secondaire. 7. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit récupérateur de chaleur (140, 240) est agencé à une hauteur plus élevée que ledit condenseur (105) pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau intermédiaire. 8. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est un générateur de vapeur simple passe et/ou un générateur de vapeur de type méthodique et/ou un générateur de vapeur à micro-canaux. 9. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que ledit système est adapté pour fonctionner en permanence dès lors que le réacteur est en fonctionnement en engendrant une perte de rendement thermodynamique inférieure à 3% de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur et avantageusement inférieure à 1% de la puissance nominale lors de fonctionnement du réacteur. 10. Réacteur nucléaire (100) comportant : - une enceinte de confinement (101) intégrant une enceinte primaire (104) incluant le coeur du réacteur (100) ; - un système d'évacuation de la puissance résiduelle selon l'une des revendications 1 à 9, ledit réacteur (100) étant caractérisé en ce que ledit condenseur (105) est logé à proximité des parois latérales de ladite enceinte de confinement (101). 11. Réacteur nucléaire (100) selon la revendication précédente caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est agencée dansl'enceinte primaire (104) au-dessus du coeur (113) pour la réalisation d'une circulation naturelle de l'eau primaire. 12. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications 10 à 11 caractérisé en ce que ladite réserve d'eau (102) est agencée sur le côté ou au-dessus de ladite enceinte de confinement (101). 13. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications 10 à 12 caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est logée dans l'enceinte primaire (104) du réacteur (100). 14. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications 10 à 13 caractérisé en ce que ladite source de vapeur (119) est une source dédiée. 15. Réacteur nucléaire (100) selon l'une des revendications 10 à 14 caractérisé en ce qu'il est dimensionné de manière à pouvoir dissiper une puissance résiduelle inférieure ou égale à 3% de la puissance nominale du réacteur (100).20