FR 2684792 A1 19930611 FR 7301899 A 19730119 La présente invention concerne un ensemble de production d'énergie nucléaire compact et refroidi à l'eau dont le système primaire cède son énergie thermique à un système secondaire et dans lequel le coeur du réacteur, l'échangeur thermique entre primaire et secondaire, les pompes de circulation primaires et les barres de commande forment un seul bloc avec la cuve sous pression. De tels ensembles nucléaires compacts sont surtout destinés à des navires, mais peuvent aussi faire partie d'une installation d'alimentation en énergie fixe ou transportable. On peut citer comme exemple caractéristique du niveau atteint dans cette technique l'ensemble de propulsion nucléaire du premier navire atomique allemand, l'Otto Hahn. Quoique déjà vraiment compact par rapport à ceux des navires atomiques plus anciens, cet ensemble nten nécessite pas moins, pour une puissance thermique de 38 MW, un compartiment refondu d'environ 300G m3, abstraction faite de l'ensemble classique des machines. M8eme en se contentant d'une puissance thermique plus faible, on ne peut diminuer notablement ce volume, car les installations auxiliaires, par exemple les dispositifs de traitement d'eau et de changement d'éléments combustibles ou circuits d'eau usée et de gaz brûlés et dispositifs de sécurité nécessaires à ces installations secondaires ne sont pas réductibles dans la même proportion que la puissance thermique. L'invention a pour objet un ensemble de production d'énergie nucléaire compact et refroidi à l'eau, qui, conjointement à son enceinte de sécurité, soit le moins encombrant possible. Cet ensemble de production d'énergie nucléaire est caractérisé par le fait qu'il est séparable de sa station de service et capable de fonctionner indépendamment de celle-ci pendant un temps relativement prolongé et que ladite station de service renferme des installations de traitement et d'échange d'eau primaire. Toutes les installations auxiliaires dont il n'est pas absolument nécessaire de disposer constamment sur le réacteur, par exemple celles de traitement et/ou d'échange d'eau et de gaz primaires et secondaires et les dispositifs de changement d'éléments combustibles, sont avantageusement incluses dans cette station de service. Ces installations dites auxiliaires, qui mobilisent, avec leurs dispositifs de sécurité, un grand volume disproportionné surtout par rapport à de relativement petits ensembles de production d'énergie nucléaire et doivent rester disponibles, mais n'ont à fonctionner que par intermittence et pour peu de temps, sont en fait rassemblées selon l'invention, indépendamment de l'ensemble de production d'énergie nucléaire, dans la station de service, fixe ou transportable. Une telle séparation est particulièrement profitable en face de plusieurs ensembles de production d'énergie nucléaire d'un même type. Une station de service unique comportant toutes les installations auxiliaires peut être établie dans ce cas beaucoup plus rationnellement, et son coût se répartit sur les divers ensembles en question. I1 est essentiel pour ladite séparation que l'ensemble de production d'énergie nucléaire soit parfaitement étanche pendant son fonctionnement, qu'il nty ait donc à s'attendre à aucune fuite d'eau ni aucune entrée de gaz de l'extérieur, et que tous les systèmes primaires radio-actifs soient placés dans une enceinte de sécurité fermée de façon étanche aux gaz. On s'affranchit ainsi également du système de ventilation spécial qu'exigent généralement les ensembles de production d'énergie nucléaire ainsi que des installations de circulation et de filtration correspondantes. I1 est, sans nul doute,avantageux de disposer aussi le système usuel d'autopressurisation dans la cuve sous pression. En extension particulièrement intéressante à bord de navires ou embarcations, le bloc formé avec la cuve sous pression par le coeur du réacteur, l'échangeur thermique entre primaire et secondaire, les pompes de circulation primaires et les barres de commande est placé dans une seule enceinte de sécurité à paroi épaisse qui isole toutes les act-ivités--du circuit primaire et les-enferme aussi bien en cas de détérioration dudit bloc que sl le navire-vient à sombrer ou entre en collision avec un autre, Dans les ensembles connus de production d'énergie nucléaire à bord de- navires, la cuve sous pression est entourée au moins partiellement d'un volume à sec et celui-ci, à son tour, d'une enceinte de sécurité emplie, en totalité ou en partie, d'eau. Cette enceinte. de sécurité est doublée d'une autre capacité fermée représentant une très forte augmentation de poids et de volume et destiné à la protéger en cas d'avaries du navire par naufrage ou collision. Selon l'invention, l'enceinte de sécurité, ne renfermant presque plus d'installations secondaires, est réduite à des dimensions qui permettent de la réaliser à un prix acceptable avec une épaisseur de paroi importante par rapport à son diamètre. Ces faibles dimensions et cette forte épaisseur de paroi de ladite enceinte de sécurité rendent sa destruction improbable aussi bien en cas de détérioration de l'ensemble de production d'énergie nucléaire qu'elle renferme que sous une influence extérieure. Même en cas de collision avec un autre navire, cette enceinte de sécurité sera peut astre arrachée de ses fixations et déportée latéralement, mais elle restera étanche au tEal. la forte épaisser de paroi nécessaire à cet effet aure enoube pnrum bonne part la protection biologique de l'entourage. En vertu de la séparation de l'ensemble de production d'énergie nucléaire d'avec la station de service et de sa disposition dans l'enceinte de sécurité, il est rationnel de rendre la cuve démontable en bloc. Les traversées, peu nombreuses, de l'enceinte de'sécurité, à destination de ladite cuve, peuvent etre amovibles. Suivant une autre particularité de l'invention, le ou les échangeurs thermiques entre primaire et secondaire sont placés à hauteur du coeur du réacteur et peuvent l'entourer concentriquement. Dans un tel ensemble compact de production d'énergie nucléaire, le poids et le volume nécessaires à la protection biologique revêtent une grande importance, mais il résulte des dispositions selon l'invention qu'une part considérable de cette protection est déjà assumée par les masses d'eau et d'acier requises pour d'autres raisons. On cherchait à diminuer, dans les ensembles connus, la dose d'irradiation du circuit secondaire en évitant de placer les échangeurs thermiques au voisinage du coeur. Dans ensemble compact selon l'invention, on peut au contraire considérer que le circuit secondaire est capable de- fonctionner presque sans entretien et que l'on n'azura à y accéder que pour peu de temps. I1 résulte de recherches effectuées à ce propos que l'irradiation du personnel d'entretien ne sort pas des limites admissibles. L'activité du circuit secondaire n'éiait guère le fait que de nuclides N16 de faible période, on peut accéder tout à fait librement au compartiments renfermant l'installation secondaire peu de temps déjà après l'arrêt du réacteur; En son extrémité supérieure, la cuve sous pression peut en outre astre entourée d'une matière assurant une particulièrement bonne protection contre les rayonnements neutronique et gamma. Cette protection spéciale du couvercle de la cuve importe particulièrement, car les radiations sortant du coeur du réacteur vers le haut, dans la région dudit couvercle, ne peuvent pas être atténuées dans la même mesure que dans -les autres directions, par suite des moindres masses d'eau et d'acier qui se trouvent dans cette région. On peut utiliser comme matière particulièrement appropriée l'hydrure de zirconium ou un mélange de plomb et d'une substance organique renfermant de l'hydrogène et absorbant les neutrons. La protection biologique peut être renforcée particulièrement > dans la région des dispositifs d'entrainement des pompes primaires,sur sur le pourtour de la cuve et/ou de l'en- ceinte de sécurité, région en laquelle fait défaut la protection habituellement apportée par liteau. I1 est possible d'agencer les dispositifs d'entralnement en question de façon telle que leur protection supplémentaire n'augmente pas sensiblement l'en- combrement global. L'ensemble de production d'énergie nucléaire selon l'invention peut se loger, indépendamment de l'installation secondaire, dans un volume d'environ 110 m3 > et sa puissance thermique est de l'ordre de 24 MW pour un temps de fonctionnement voisin de 1000 jours à pleine charge. L'augmentation de sa puissance à 40 MW n'exige qu'un accroissement de volume de 15%. L'invention sera mieux comprise à l'aide de la description détaillée d'un mode de réalisation pris comme exemple non limitatif et illustré par le dessin annexé, sur lequel la figure 1 est une coupe verticale longitudinale d'un ensemble de production d'énergie nucléaire selon ladite invention; la figure 2 est une coupe verticale suivant AB de la figure 1. Le coeur 1 du réacteur est réglé par les barres de commande disposées dans la région 2 et leurs entratnements 3. Il est entouré concentriquement par un échangeur thermique 4. Les pompes de circulation primaires 5 sont fixées à la cuve 6, fermée par un couvercle 7 sur lequel sont fixés de manière étanche à la pression les dispositifs d'entratnement 3 des barres de commande. La cuve est percée d'une tubulure de vapeur 8 et d'une tubulure d'eau d'alimentation 9 faisant partie, l'une et l'autre, du système secondaire. Le coeur 1 est maintenu par une grille d'espacement 10 qui n'appelle pas de description particulière. La cuve 6 s'appuie contre l'enceinte de sécurité 14 par un étayage 11. L'eau 12 que renferme ladite enceinte de sécurité sert aussi bien à la protection biologique qu'à la condensation de la vapeur survenant en cas de détérioration. La référence 13 désigne une chambre d'expansion non emplie d'eau. Un matériau de protection biologique 16, consistant par exemple en du stratifié de bois im prégné de bore, est appliqué extérieurement sur l'enceinte de sécurité. Les références 17 et 19 désignent respectivement le côté de celle-ci tourné vers le compartiment, non représenté, des machines, qui comprend l'installation secondaire, et le côté tourné vers le poste de commande, ce dernier protégé plus fortement eu égard au personnel. On a représenté, pour mémoire, ù sous la référence 20 un certain nombre de traversées de câbles électriques. Le système de purification primaire comporte une conduite d'amenée 21 et une conduite de retour 22. Le couvercle 7 de la cuve, dans la région duquel il n'existe à peu près pas d'eau de protection, bénéficie d'une protection 23 particulièrement bonne contre les r-ayonnements neutronique et gamma. Une pompe 24 peut refouler, en cas d'urgence, de l'eau de enceinte de sécurité 14 vers le circuit primaire. Le système de purification de l'eau prima-ire, séparé de l'ensemble de production d'énergie nucléaire pendant le fonctionnement, est reliable aux eonduites d'amenée et de retour 21 et 22 à travers des bouchons de fermeture 25. Un accumulateur de gaz sous pression 26 refoule, de façon connue, du gaz dans la chambre de vapeur plaeée au-dessus du coeur 1 du réacteur. Les dispositifs d'entralnement des pompes sont refroidis par une circulation d'eau 29. Une soupape de sécurité 30 assure, en cas de défaillance de l'une de plusieurs pompes primaires, le fonctionnement de l'ensemble du réacteur au moyen des autres pompes. La cuve 6 et~le*ipompes primaires 5 ainsi que leurs tubulures sont entourées enfin d'une isolation thermique 31. REVENDICATIONS 1. Ensemble de production d'énergie nucléaire refroidi à 1?eau et compact dont le système primaire cède son énergie thermique à un système secondaire et dans lequel le coeur du réacteur, l'échangeur thermique entre systèmes primaire et secondaire, les pompes de circulation primaires et les barres de commande forment un seul bloc avec la cuve sous pression, ensemble caractérisé par le fait qu'il est séparable de sa station de service et capable de fonctionner indépendamment de celleci pendant un temps relativement prolongé et que ladite station de service renferme des installations de traitement ou d'échange , ou les unes et les autres, pour l'eau primaire. 2. Ensemble de production d'énergie nucléaire selon la revendication 1, notamment pour navires, caractérisé par le fait que le bloc ainsi formé est placé dans une seule enceinte de sécurité à paroi épaisse qui sert de protection contre toutes les activités présentes dans le système primaire et les enferme de façon étanche aussi bien en cas de détérioration dudit bloc renfermé par elle que si le navire vient à sombrer ou entre en collision avec un autre, 3. Ensemble de production d'énergie nucléaire selon la revendication 2 caractérisé par le fait que le ou les échangeurs thermiques entre primaire et secondaire sont placés à hauteur du coeur du réacteur. 4. Ensemble de production d'énergie nucléaire selon la revendication 3 caractérisé par le fait que le ou les échangeurs thermiques entre primaire et secondaire entourent concentriquement le coeur du réacteur. 5. Ensemble de production d'énergie nucléaire selon la revendication 2 caractérisé par le fait que la cuve sous pression est entourée, en son extrémité supérieure, d'une matière assurant une protection particulièrement bonne contre les radiations neutroniques et gamma. 6. Ensemble de protection d'énergie nucléaire selon la revendication 2 caractérisé par le fait que la protection biologique est particulièrement renforcée sur le pourtour de la cuve sous pression ou de l'enceinte de sécurité ou des deux à la fois, dans la région des pompes primaires. 7. Ensemble de production d'énergie nucibire selon la revendication 2 caractérisé par le fait qu'il existe, sur la paroi de l'enceinte de sécurité ou à l'intérieur de la protection biologique, ou encore en ces deux emplacements, des tubes de refroidissement qui sont alimentés directement par l'eau de mer, sans passer par des pompes, en cas de détérioration.