FR 2686184 A1 19930716 FR 9200215 A 19920110 L'invention concerne un dispositif de refroidissement de l'enceinte de sécurité d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent une cuve renfermant le coeur du réacteur nucléaire constitué par des assemblages combustibles et un circuit primaire en communication avec le volume interne de la cuve dans lequel circule l'eau de refroidissement sous pression du réacteur nucléaire. Le circuit primaire du réacteur comporte plusieurs boucles reliées à la cuve par des canalisations de grand diamètre et sur chacune desquelles est placé un générateur de vapeur assurant le refroidissement de l'eau sous pression et l'échauffement et la vaporisation d'eau d'alimentation, par échange de chaleur avec l'eau de refroidissement sous pression du réacteur. La cuve du réacteur nucléaire ainsi que les composants du circuit primaire sont disposés à l'intérieur d'une enceinte de sécurité en béton qui est généralement à double enveloppe et qui présente une forme générale cylindrique à axe vertical. La pression à l'intérieur de l'enceinte de sécurité est maintenue à un niveau proche de la pression atmosphérique et la température dans 1 enceinte de sécurité reste modérée pendant le fonctionnement normal du réacteur nucléaire. Certains accidents survenant pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire peuvent conduire à une augmentation notable de la pression et de la température dans l'enceinte de sécurité. Il en est ainsi en particulier dans le cas d'une fuite ou d'une évacuation de réfrigérant primaire à l'intérieur de l'enceinte de sécurité. L'eau sous pression du circuit primaire se vaporise instantanément à l'intê- rieur de l'enceinte de sécurité et se répand dans toute l'enceinte dont la température et la pression interne augmentent alors très rapidement. L'enceinte de sécurité a pour fonction d'assurer un confinement des produits de fission. Si la pression et la température dans l'enceinte augmentent de manière excessive, il apparaît un risque de fissuration et de rupture de 1 ' enceinte et donc il peut se produire, dans ce cas, une libération des produits de fission à l'extérieur de l'enceinte. On a donc prévu des systèmes de refroidissement et de dépressurisation de l'enceinte de sécurité des réacteurs nucléaires à eau sous pression qui sont utilisés lors d'un accident conduisant à une augmentation de pression et de température dans l'enceinte, par exemple par relâchement de vapeur provenant du circuit primaire. On utilise en particulier un système d'aspersion de l'enceinte de sécurité (système EAS) qui permet, dans le cas d'un accident par rupture d'un élément du circuit primaire ou d'une tuyauterie de vapeur reliée à un générateur de vapeur, de faire parvenir dans 1 ' enceinte étanche de sécurité et de pulvériser de manière sensiblement uniforme dans le volume interne de cette enceinte, de l'eau contenant de l'acide borique et différents autres additifs chimiques destinés à neutraliser les substances libérées dans l'enceinte de sécurité lors de l'accident. Le circuit d'aspersion, qui est mis automatiquement en service lorsqu'un signal représentatif de la pression dans l'enceinte de sécurité est émis à un niveau supérieur à un niveau déterminé, permet de maintenir la pression et la température dans l'enceinte en-dessous de valeurs de sécurité calculées et de condenser les vapeurs d'iode radio-actif libérées dans l'enceinte, dans le cas d'une fuite sur le circuit primaire. Le système d'aspersion comporte deux circuits d'aspersion identiques montés en parallèle, comportant chacun, à l'extérieur de l'enveloppe de sécurité, deux pompes reliées à un réseau électrique de secours et, à l'intérieur de l'enveloppe de sécurité, des rampes annulaires munies de buselures d'aspersion réparties sur les rampes et orientées de manière à assurer une pulvérisation d'eau dans le volume interne de l'enceinte. Un réservoir relié au circuit à l'extérieur de l'enceinte permet de réaliser une addition de soude à l'eau contenant de l'acide borique mise en circulation dans le système d'aspersion. Les pompes des circuits d'aspersion peuvent aspirer l'eau boriquée, soit dans le réservoir d'eau de la piscine du réacteur, pendant une première phase de l'aspersion, soit dans le puisard de l'enceinte de sécurité recueillant l'eau répandue dans l'enceinte par le système d'aspersion, par l'intermédiaire de drains, pendant une seconde phase de l'aspersion. L'eau récupérée dans le puisard de l'enceinte est mise en circulation par les pompes et refroidie dans des échangeurs de chaleur. Le système d'aspersion d'eau boriquée à l'intérieur de l'enceinte constitue un moyen efficace pour abaisser la pression et la température dans l'enceinte, après un accident se traduisant par un échappement de vapeur dans l'enceinte de sécurité. Cependant, un tel système d'aspersion présente des inconvénients. Tout d'abord, dans le cas d'un accident grave, il est nécessaire de mettre en circulation à l'extérieur de l'enceinte de sécurité, du fluide contaminé provenant du puisard de l'enceinte, dans la seconde phase de l'aspersion. Le puisard de l'enceinte recueille en effet l'eau introduite dans l'enceinte par le système d'aspersion qui réalise l'entraînement de matières radio-actives et certains rejets radio-actifs pouvant provenir du circuit primaire. Dans le cas où le système d'aspersion est activé de manière intempestive, par exemple au cours d'essais périodiques des systèmes de protection du réacteur, cette activation intempestive peut entraîner des dégâts sur le matériel et les composants contenus dans l'enceinte de sécurité qui peuvent nécessiter une remise en état longue et coûteuse. En outre, il n'est pas possible de réaliser des essais en vraie grandeur sur le système d'aspersion afin de s'assurer du bon fonctionnement de cette installation, de manière à augmenter la sécurité du réacteur. On a proposé des dispositifs de refroidissement ou d'absorption d'énergie utilisables dans une enceinte de sécurité d'un réacteur nucléaire en cas d'accident. De tels dispositifs peuvent être constitués par exemple par un circuit fermé renfermant un liquide dont la vaporisation assure une absorption d'énergie et un refroidissement de l'enceinte de sécurité. Le circuit de refroidissement comporte également des moyens de condensation du liquide, de manière à permettre un fonctionnement continu du dispositif de refroidissement. De tels dispositifs de type passif ne permettent cependant pas d'absorber de grandes quantités d'énergie et d'assurer un refroidissement et une dépressurisation efficaces de l'enceinte, dans le cas d'accidents graves. Le but de l'invention est donc de proposer un dispositif de refroidissement de l'enceinte de sécurité d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve renfermant le coeur du réacteur et le circuit primaire dans lequel circule l'eau de refroidissement du coeur, disposés à l'intérieur de l'enceinte de sécurité en béton ayant une forme générale cylindrique à axe vertical, le dispositif de refroidissement étant destiné à maintenir la pression et la température dans l'enceinte de sécurité à des valeurs les plus faibles possibles, dans le cas d'un accident s'accompagnant d'un échappement de vapeur sous pression dans l'enceinte de sécurité, ce dispositif entièrement passif ayant un fonctionnement extrêmement sûr et permettant d'assurer de manière efficace le refroidissement de l'enceinte, même dans le cas d'accidents graves tels qu'une rupture d'une partie du circuit primaire. Dans ce but, le dispositif de refroidissement suivant l'invention comporte au moins un élément d'échange de chaleur fixé sur la paroi interne de l'enceinte de sécurité dans sa partie supérieure dont la surface externe est exposée à l'atmosphère de l'enceinte de sécurité et des moyens d'alimentation du volume interne de l'élément d'échange de chaleur en eau de refroidissement reliés à un circuit d'eau de refroidissement extérieur à l'enceinte de sécurité. 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 refroidissement de l'enceinte de sécurité d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, suivant l'invention. La figure 1 est une vue en élévation et en coupe de l'enceinte de sécurité d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant un dispositif de refroidissement suivant l'invention. La figure 2 est une vue en coupe suivant 2-2 de la figure 1. La figure 3 est une vue partielle en élévation et en coupe du dispositif de refroidissement de l'enceinte de sécurité représenté sur les figures 1 et 2. La figure 4 est une vue en élévation d'un élément constitutif du dispositif de refroidissement réalisé sous forme modulaire. La figure 5 est une vue en coupe suivant 5-5 de la figure 4. Sur les figures 1 et 2, on voit l'enceinte de sécurité 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression qui est constituée par une structure en béton à double paroi de forme générale cylindrique disposée avec son axe vertical et fermée à sa partie supérieure par un toit en forme de dôme. L'enceinte de sécurité 1 repose sur un radier en béton 2 et renferme, dans sa partie centrale, la cuve 4 du réacteur contenant le coeur constitué par des assemblages combustibles. L'enceinte de sécurité 1 renferme également le circuit primaire du réacteur qui comporte quatre boucles sur chacune desquelles est disposé un générateur de vapeur 5. Chacune des boucles comporte des canalisations de grand diamètre telles que les canalisations 6 et 7 permettant de relier la partie primaire d'un générateur de vapeur 5 au volume intérieur de la cuve 4. De l'eau sous pression de refroidissement de la cuve circule dans le circuit primaire, lorsque le réacteur est en fonctionnement. L'eau sous pression de refroidissement du coeur pénètre dans la partie primaire des générateurs de vapeur 5 et assure l'échauffement et la vaporisation d'eau d'alimentation. Dans le cas d'un accident tel qu'une rupture d'une partie du circuit primaire, se traduisant par une fuite d'eau primaire de refroidissement dans l'enceinte de sécurité, la vaporisation de cette eau primaire à l'intérieur de l'enceinte de sécurité produit une élévation de la température et de la pression à l'intérieur de l'enceinte. Selon l'invention, on utilise un dispositif de refroidissement et de dépressurisation constitué par des éléments d'échange de chaleur fixés sur la paroi interne de l'enceinte de sécurité 1, dans sa partie supérieure, pour réaliser le refroidissement et la condensation de la vapeur qui se dégage dans l'enceinte de sécurité 1 en cas d'accident. Sur les figures 1 et 2, on a représenté des éléments d'échange de chaleur désignés de manière générale par le repère 8 et qui sont tous sensiblement identiques et réalisés sous forme modulaire. Les échangeurs de chaleur modulaires 8 qui seront décrits plus en détail en se référant aux figures 4 et 5 sont disposés à la partie supérieure de l'enceinte de sécurité et répartis à la périphérie interne de cette enceinte, comme représenté sur la figure 2. Les éléments modulaires d'échange de chaleur 8 sont fixés sur des supports 14 en forme de portions d'anneaux solidaires de la paroi intérieure de l'enceinte de sécurité 1, à un niveau situé au-dessus de la partie supérieure des générateurs de vapeur. Sur la figure 3, on a représenté un élément d'échange de chaleur 8 qui est disposé au voisinage de la surface intérieure de la paroi de l'enceinte de sécurité 1. Les éléments d'échange de chaleur 8 qui constituent des parois froides sont destinés à assurer le refroidissement et la condensation de vapeur s'échappant dans l'enceinte de sécurité en cas d'accident. L'eau condensée au contact des éléments d'échange de chaleur 8 est recueillie, pour chacun des éléments d'échange de chaleur 8, par une goulotte 15 disposée à l'aplomb et endessous de l'échangeur de chaleur modulaire. Les goulottes 15 sont placées dans une disposition radiale par rapport à l'enceinte et sont inclinées vers le bas en direction de la paroi intérieure de l'enceinte de sécurité 1 contre laquelle est fixé un collecteur 16 de récupération des condensats dont la partie inférieure non représentée communique avec le puisard de l'enceinte de sécurité, afin de permettre l'évacuation des condensats dans le puisard. Comme il est visible sur les figures 4 et 5, chacun des échangeurs de chaleur modulaires 8 comporte un faisceau 20 de tubes parallèles et deux collecteurs 22 et 23 permettant d'assurer l'alimentation en eau de refroidissement des tubes parallèles 21 du faisceau 20. Les tubes 21 sont placés suivant des nappes successives parallèles entre elles et sensiblement horizontales également espacées suivant la direction verticale. Chacun des tubes 21 communique, à l'une de ses extrémités, avec le volume intérieur du collecteur 22 et, à son autre extrémité, avec le volume intérieur du collecteur 23. Des parois de séparation 25 sont placées à l'intérieur du collecteur 23 et des parois de séparation 26, dans des positions décalées suivant la direction verticale, dans le collecteur 22. Les parois 25 et 26 sont espacées entre elles, dans la direction verticale, à l'intérieur des collecteurs 22 et 23, de manière que les tubes de quatre rangées horizontales successives débouchent entre deux parois de séparation successives 25 ou 26. En outre, les parois de séparation 25 et 26 sont décalées les unes par rapport aux autres dans la direction verticale d'une distance telle que deux nappes horizontales de tubes 21 soient intercalées entre deux cloisons 25, 26 se faisant face à l'intérieur des collecteurs 22 et 23. Le collecteur 23 est relié à un circuit d'alimentation en eau de refroidissement 30, à chacune de ses extrémités, par des canalisations de liaison 31a et 31b. Dans le cas où le sens de circulation de l'eau de refroidissement imposé dans le circuit 30 est tel que l'eau pénètre dans le collecteur 23 par la canalisation inférieure 31b et sort du collecteur 23 par la canalisation supérieure 31a, la circulation de l'eau de refroidissement dans les tubes 21 de l'échangeur de chaleur modulaire 8 s'établit dans le sens indiqué par les flèches 32, du fait de la présence des parois de séparation 25 et 26. En considérant la figure 4, l'eau de refroidissement circule de la droite vers la gauche dans les tubes 21 des deux premières nappes horizontales du module 8 et de la gauche vers la droite dans les tubes 21 des deux nappes suivantes, la circulation de l'eau de refroidissement se produisant dans des sens alternés dans les groupes successifs de deux nappes horizontales suivant la hauteur de l'échangeur de chaleur 8. L'eau ayant circulé dans les tubes 21 des nappes successives de l'échangeur de chaleur est récupérée à la partie supérieure du collecteur 23 par la canalisation 31a de récupération du circuit 30. Les échangeurs de chaleur modulaires 8 sont placés à l'intérieur de l'enceinte de sécurité 1 du réacteur nucléaire, dans sa partie supérieure et au voisinage de sa paroi interne, de manière que la surface externe des tubes d'échange 21 soit en contact direct avec l'atmosphère régnant à l'intérieur de l'enceinte de sécurité. Dans le cas où de la vapeur s'échappe à l'intérieur de l'enceinte de sécurité et s'élève dans l'encein- te, cette vapeur vient au contact avec la paroi externe des tubes 21 des éléments d'échange de chaleur modulaires 8 disposés dans l'enceinte, comme décrit précédemment, cette paroi externe des tubes 21 qui est refroidie constituant une paroi froide. La vapeur venant au contact des tubes 21 constituant la paroi d'échange de l'échangeur de chaleur modulaire 8 se refroidit et se condense, ce qui permet d'abaisser la température et la pression à l'intérieur de l'enceinte de sécurité, après un accident. Comme il est visible sur la figure 3, des goulottes 15 permettent de récupérer les condensats formés au niveau de chacun des éléments d'échange de chaleur 8 et d'évacuer ces condensats vers un drain de récupération 16. Le circuit 30 d'alimentation en eau de refroidissement des éléments d'échange de chaleur 8 est disposé à l'extérieur de l'enceinte de sécurité, de sorte que les conduites de liaison 31 entre les collecteurs des éléments modulaires d'échange de chaleur 8 et le circuit 30 traversent l'enceinte de sécurité 1. Il est donc préférable de relier entre eux les éléments 8 d'échange de chaleur de manière à limiter le nombre de canalisations de liaison 31 et le nombre de passage de ces canalisations 31 à travers la paroi de l'enceinte de sécurité. Le circuit 30 d'alimentation en eau de refroidissement des éléments d'échange de chaleur 8 sera constitué de préférence par le circuit de refroidissement intermédiaire du réacteur (RRI) situé à l'extérieur de l'enceinte de sécurité 1. Pour permettre un refroidissement satisfaisant du volume intérieur de l'enceinte de sécurité, dans tous les cas, il est nécessaire de prévoir une surface d'échange totale des éléments d'échange de chaleur qui soit suffisante pour condenser et refroidir la quantité de vapeur qui se degage dans 1 'enceinte de sécurité, dans le cas de l'accident le plus défavorable, c'est-à-dire dans le cas d'une perte totale du réfrigérant primaire. Dans le cas d'un réacteur d'une puissance de 1450 MW, il est nécessaire de disposer d'une surface d'échange de 640 m2, pour assurer le refroidissement et la condensation de la vapeur produite dans le cas de l'accident le plus déforable. Dans la mesure où cette surface doit être augmentée pour des raisons de redondance, il faut donc disposer d'une surface d'échange totale des éléments modulaires de 900 m2. La surface d'échange des éléments modulaires est constituée par la surface externe des tubes parcourus intérieurement par l'eau de refroidissement du circuit RRI du réacteur. Chaque élément modulaire tel que l'élément 8 représenté sur les figures 4 et 5 comporte 684 tubes répartis suivant 18 nappes horizontales de 38 tubes. La surface externe totale des 684 tubes disposés horizontalement et ayant un diamètre d'un-demi pouce (12,7mm) est d'environ 30 m2. Pour disposer d'une surface d'échange totale de 900 m2, il est donc nécessaire de placer 30 éléments identiques à la périphérie de l'enceinte de sécurité, au voisinage de sa paroi, dans sa partie supérieure. Les 30 éléments peuvent être disposés tous au même niveau sur une partie substantielle de la périphérie de l'enceinte de sécurité, comme représenté sur la figure 2. L'encombrement de chacun des éléments 8 dont les tubes 21 ont une longueur d'un mètre est d'environ 2 m3. Le débit d'eau utilisé pour le refroidissement d'une surface d'échange de 640 m2 est de 250 kg/sec, cette eau étant fournie par le circuit de refroidissement intermédiaire du réacteur. Le dispositif de refroidissement suivant l'invention permet d'éviter les inconvénients des systèmes par aspersion qui ont été mentionnés plus haut. De plus, la partie du dispositif située à l'intérieur de l'enceinte de sécurité constitue un système entièrement passif et donc de fonctionnement extrêmement sûr. Ce dispositif peut être facilement installé à l'intérieur de l'enceinte de sécurité, dans la mesure où il se trouve placé contre la paroi de l'enceinte et dans sa partie supérieure au-dessus des structures de support et de maintien de la cuve et des générateurs de vapeur. Ce dispositif de refroidissement peut être réalisé à partir d'éléments modulaires dont la fabrication peut être standardisée. Ces éléments peuvent être identiques ou légèrement différents. On peut utiliser par exemple des éléments similaires ayant des caractéristiques dimensionnelles différentes. Le circuit d'alimentation des éléments d'échange de chaleur en eau de refroidissement peut être choisi parmi diverses possibilités, en fonction des conditions particulières d'exploitation du réacteur nucléaire. Ce circuit peut être constitué aussi bien par le circuit de refroidissement intermédiaire du réacteur que par le circuit d'eau intermédiaire diversifié ou par le circuit d'eau, pour la lutte contre les incendies dans la centrale. La mise en oeuvre du dispositif de refroidissement suivant l'invention dans une situation accidentelle ne nécessite que le recours à un nombre très limité de matériels. Par rapport au système d'aspersion suivant l'art antérieur, le dispositif de refroidissement suivant l'invention présente l'avantage d'éviter toute extraction à l'extérieur de l'enceinte de sécurité d'un fluide contaminé. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi qu'on peut utiliser un nombre quelconque d'échangeurs de chaleur réalisés ou non sous forme modulaire et fixés sur la paroi interne de l'enceinte de sécurité. Les échangeurs de chaleur peuvent être constitués par des faisceaux de tubes comme décrit ci-dessus ou par tout moyen équivalent. Ces éléments peuvent par exemple être constitués par des échangeurs à plaques. La réalisation d'un faisceau de tubes permet cependant d'obtenir plus facilement une structure tridimensionnelle et une grande surface d'échange dans un faible volume. Le ou les échangeurs de chaleur utilisés peuvent être fixés dans l'enceinte de sécurité d'une manière différente de celle qui a été décrite, ces échangeurs de chaleur étant toutefois placés dans tous les cas au voisinage de la paroi intérieure de l'enceinte de sécurité et dans sa partie supérieure. On peut envisager tout moyen de récupération de l'eau formée par condensation de la vapeur au contact de la surface des échangeurs de chaleur. Enfin, l'invention s'applique au cas de tout réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant une enceinte de sécurité renfermant la cuve et le circuit primaire du réacteur. REVENDICATIONS 1.- Dispositif de refroidissement de l'enceinte de sécurité (1) d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant une cuve (4) renfermant le coeur du réacteur et un circuit primaire dans lequel circule l'eau de refroidissement du coeur, disposés à l'intérieur d'une enceinte de sécurité (1) généralement constituée par une structure en béton ayant une forme générale cylindrique à axe vertical, le dispositif de refroidissement étant destiné à maintenir la pression et la température dans l'enceinte de sécurité (1) à des valeurs les plus faibles possibles, après un accident s'accompagnant d'un échappement de vapeur sous pression dans l'enceinte de sécurité (1), caractérisé par le fait qu'il comporte au moins un élément d'échange de chaleur (8) fixé sur la paroi interne de l'enceinte de sécurité (1) dans sa partie supérieure dont la surface externe est exposée à l'atmosphère de l'enceinte de sécurité (1) et des moyens (22, 23) d'alimentation du volume interne de l'élément d'échange de chaleur (8) en eau de refroidissement reliés à un circuit (30) d'eau de refroissement extérieur à 1 ' enceinte de sécurité. 2.- Dispositif suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'il comporte une pluralité d'éléments modulaires d'échange de chaleur (8) similaires disposés à la suite l'un de l'autre, à la périphérie de la paroi interne de l'enceinte de sécurité (1). 3.- Dispositif suivant la revendication 2, caractérisé par le fait que chacun des éléments modulaires (8) d'échange de chaleur comporte un faisceau de tubes (20) dans lequel les tubes (21) sont répartis suivant des nappes successives horizontales et deux collecteurs (22, 23) auxquels les tubes (21) sont reliés par leurs parties d'extrémité. 4.- Dispositif suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que des parois de séparation (25) sont disposées à l'intérieur des collecteurs (22, 23) dans des positions décalées suivant une direction verticale et que l'un des collecteurs (23) est relié à chacune de ses extrémités, par des conduites de liaison (31a, 31b) au circuit d'eau de refroidissement (30). 5.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que le circuit d'eau de refroidissement (30) situé à l'extérieur de l'enceinte de sécurité (1) est constitué par le circuit de refroidissement intermédiaire du réacteur nucléaire. 6.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait que des moyens (15) de récupération de condensats formés au contact des tubes de l'échangeur de chaleur (8) sont disposés en-dessous de l'échangeur de chaleur (8) et reliés à un moyen (16) d'évacuation des condensats vers le puisard de l'enceinte de sécurité du réacteur.