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Grâce ce réservoir de sel inerte, cela permet d’évacuer la puissance résiduelle du réacteur de manière passive, uniquement par conduction à travers la cuve de réacteur, qui est de petites dimensions, de type modulaire SMR, ce qui correspond typiquement à des puissances inférieures à 300 MWth.
Selon un autre mode de réalisation avantageux, le réacteur nucléaire comprend une deuxième virole agencée de manière concentrique à l’intérieur de la première virole, de sorte à guider le liquide combustible qui s’élève entre les deux zones où il est dévié.
Par « réacteur à sel(s) fondu(s)», on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire dans lequel le combustible nucléaire se présente sous forme liquide, dissous dans un sel fondu, à une température typiquement comprise entre 500 et 900 °C, qui joue à la fois le rôle de caloporteur et de première barrière de confinement à fission.
Bien que décrite en relation avec une architecture de circuit primaire par convection naturelle, l’invention s’applique à tout réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides dont la cuve de réacteur est axisymétrique et comprend une portion cylindrique sur la majeure partie de la hauteur.
Les réacteurs à sel(s) fondu(s) reposent sur l'utilisation d'un sel fondu, par exemple de fluorure de lithium (LiF) et de fluorure de béryllium (BeF2), ou encore de chlorure de sodium (NaCl) et de magnésium (MgCl2), servant à la fois de fluide caloporteur et de modérateur en tant que fluide primaire au sein de la cuve de réacteur, qui est métallique ou céramique, telle qu’en SiC.
La cuve contient le sel fondu à haute température, typiquement entre 600 à 900 °C, généralement à pression ambiante.
Le combustible fissile peut être de l'uranium 235, du plutonium ou de l'uranium 233, issus de la conversion du thorium. Un réacteur à sel(s) fondu(s) peut assurer lui-même sa surgénération à l'aide d'une couverture fertile contenant l'isotope fertile à irradier.
La réaction nucléaire est déclenchée par la concentration en matière fissile du combustible au sein de la cuve de réacteur ou par le passage dans un bloc modérateur en graphite.
Un réacteur à sel(s) fondu(s) peut donc être modéré par du graphite, produisant des neutrons thermiques, ou sans modérateur produisant neutrons rapides.
La présence ou non de modérateurs définit ainsi les deux grandes familles de réacteurs à sel(s) fondu(s), respectivement à neutrons thermiques et à neutrons rapides.
À partir des années 2000, les réacteurs à sel(s) fondu(s), ont été évalué, puis retenus dans le cadre du Forum international Génération IV. Ils font l’objet désormais de recherches en vue d'un déploiement comme réacteurs de quatrième génération, notamment en tant que petits réacteurs modulaires (SMR) qui sont des réacteurs nucléaires avancés (acronyme anglo-saxon AMR pour « Advanced Nuclear Reactors »), dont la capacité de puissance peut aller jusqu'à 300 MWe par unité: [1].
Dans les réacteurs nucléaires, les fonctions fondamentales de sûreté qui doivent être assurées en toutes circonstances (fonctionnement normal, incidentel et accidentel) sont le confinement, la maîtrise de la réactivité et l'évacuation de la puissance thermique du cœur.
Pour l’évacuation de la puissance résiduelle en situation accidentelle, il est constamment recherché l’amélioration de la passivité et la diversification des systèmes pour garantir une meilleure fiabilité globale. L’objectif est de préserver l’intégrité des structures et de leur géométrie en toutes circonstances, à savoir les première et deuxième (cuve principale) barrières de confinement, et ce même en cas de manque de tension électrique généralisée sur une longue durée, qui correspond à un scénario de type Fukushima.
Plus particulièrement, l’évacuation de la puissance résiduelle d’un réacteur à métal liquide de manière totalement passive au travers la cuve principale est actuellement envisagée. Si cet objectif apparaît non atteignable en totalité pour un réacteur de grosse taille, à cause de la puissance trop élevée, il peut être considéré de manière réaliste pour les réacteurs AMR de petite puissance afin de garantir une amélioration intrinsèque de la sûreté et des systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle, ci-après dénommés systèmes d’EPuR, au travers de la cuve principale.
Les réacteurs de type à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides sont également concernés par une évacuation de leur puissance résiduelle. Différentes solutions ont déjà été envisagées. On pourra se référer à la publication [2] propose une solution. Aucune d’entre elles n’est complètement satisfaisante.
Il existe donc un besoin pour améliorer les réacteurs de type à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, notamment lorsqu’ils sont envisagés en tant que réacteurs AMR, afin de pouvoir évacuer leur puissance résiduelle de manière satisfaisante.
Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, comprenant : une cuve de réacteur axisymétrique autour d’un axe central, délimitant intérieurement un circuit primaire de combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, l’intérieur de la cuve étant dénué de matériau modérateur; une autre cuve, agencée autour de la cuve de réacteur en définissant un espace inter-cuves (E) rempli d’un sel liquide inerte.
Dans l’exemple représenté, l’unité de surveillance 10 comprend en outre une attache 44.
L’attache 44 est adaptée pour être saisie, de sorte à manipuler l’unité de surveillance.
L’attache 44 est, par exemple, un câble souple ou rigide ou un crochet.
L’attache 44 est, par exemple, fixée à la plaque de flottaison 16.
L’attache 44 est ici adaptée pour être fixée à une attache complémentaire 46, ici un crochet, reliée à un appareil de levage 48, par exemple par un câble.
L’attache complémentaire 46 est à largage à déclenchement acoustique, c’est-à-dire qu’elle est adaptée pour libérer l’attache 44 en cas de réception d’un signal acoustique de libération.
L’appareil de levage 48 est adapté pour manipuler l’unité de surveillance 10, en particulier, à la déplacer proche d’un emplacement donné des fonds marins.
L’attache complémentaire 46 est pourvue d’un système de positionnement sous-marin, par exemple d’un système de positionnement acoustique sous-marin, par exemple un système USBL (pour Ultra-Short BaseLine en anglais) ou SSBL (pour Super Short BaseLine en anglais).
Alternativement, l’unité de surveillance est pourvue d’un tel système.
Le système de positionnement sous-marin comprend ici un transpondeur ou un récepteur sur l’élément à positionner, ici l’attache complémentaire 46 ou l’unité de surveillance, une unité de surface étant pourvue d’un émetteur-récepteur correspondant, la position du système de positionnement étant mesurée par rapport à l’émetteur-récepteur par transmission d’ondes acoustiques.
Un procédé de surveillance d’un sous-sol sous-marin d’une étendue d’eau selon un mode de réalisation va maintenant être décrit, en particulier en regard des figures 4 à 7.
- déploiement d’au moins une unité de surveillance 10,
- émission d’ondes acoustiques 120 dans l’étendue d’eau par une source acoustique 122, et
Le procédé de surveillance comprend en outre une étape d’enregistrement de mesures acquises par l’au moins un capteur de l’au moins une unité de surveillance.
De préférence, l’espace entre paroi interne et externe est compris entre 0,5 et 5 cm.
Selon un autre mode de réalisation avantageux, la paroi externe du dôme est recouverte d’une coiffe logeant en son sein un isolant thermique.
De préférence, l’eau liquide du pressuriseur destinée à circuler entre les deux parois du dôme est inférieure d’au moins 10°C à la température d’eau liquide du circuit primaire.
Selon une autre variante de réalisation avantageuse, la partie de chauffage du pressuriseur comprend une pluralité de résistances électriques enveloppées dans un isolant électrique, agencées à l’intérieur du dôme.
Selon une configuration avantageuse, l’eau liquide du pressuriseur destinée à circuler entre les deux parois du dôme est l’eau du circuit secondaire du réacteur.
Selon un mode de réalisation avantageux, le circuit secondaire comprend un bassin rempli d’eau, contenu dans l’espace du puits de la cuve de réacteur et alimentant le bas de l’espace entre les parois du dôme.
Selon ce mode, et une variante de réalisation avantageuse, le bassin d’eau est configuré pour, lorsque le réacteur SMR est en fonctionnement normal, réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le bas du bassin à une température dite froide dans lequel la cuve de réacteur SMR est immergé et le haut du bassin à une température dite chaude, la thermocline étant positionnée au-dessus du dôme de sorte que la circulation de l’eau liquide depuis le bassin dans l’espace entre parois du pressuriseur est réalisée par convection naturelle.
L’invention a encore pour objet une installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire SMR tel que décrit précédemment.
Ainsi, l’invention consiste essentiellement en un pressuriseur dont la partie de refroidissement et de condensation de vapeur est intégrée directement dans le couvercle sous la forme d’un dôme à double-paroi à l’intérieur de laquelle peut circuler de préférence par convection naturelle de l’eau liquide depuis le bas vers le haut du dôme à travers une cheminée centrale logeant une vanne de régulation du débit de l’eau circulant et donc le refroidissement de la vapeur d’eau primaire à l’intérieur du dôme.
Au final, le réacteur nucléaire avec un pressuriseur intégré au sein du couvercle de la cuve de réacteur selon l’invention présente de nombreux avantages parmi lesquels on peut citer : la suppression des dispositifs d’aspersion/d’injection d’eau en tant que partie de refroidissement et condensation de la vapeur pour un pressuriseur de réacteur SMR intégré; l’amélioration de la sûreté par un refroidissement efficace uniquement par convection naturelle ; la simplification forte de la conception de réacteur SMR à fonction calogène ; la forte réduction des coûts associés que ce soit pour les dépenses d'investissement (CAPEX) ou pour les dépenses d'exploitation (OPEX).
la est une vue schématique en perspective d’un réacteur SMR calogène qui intègre un pressuriseur selon l’invention.
Une technologie actuellement émergente est celle des réacteurs de petite puissance, désignés sous l’acronyme anglo-saxon SMR (« Small Modular Reactor »). Ces réacteurs SMR ont pour avantages primordiaux par rapport aux REP existants, de permettre une simplification des systèmes, principalement à des fins de sûreté, une capacité de modularité accrue par une fabrication importante des composants en usine pour un transport sur site de construction.
En outre, les SMR sont flexibles par leur faible niveau de puissance et par leur capacité d’insertion territoriale.
Parmi les SMR en cours de développement, certains proposent une configuration basée sur l’intégration du générateur de vapeur, voire de tous les composants du circuit primaire notamment le pressuriseur et les pompes primaires, à l’intérieur de la cuve de réacteur. Ces SMR sont dénommés SMR intégrés.
Outre le gain de compacité, les SMR intégrés ont pour avantage de ne plus nécessiter de lignes fluidiques aériennes en eau pressurisée, à l’exception des lignes des circuits de contrôle de diamètre très limité, typiquement quelques cm, ce qui réduit considérablement les risques d’accident et conséquences associées liées à la rupture des lignes du circuit primaire.
D’autres projets de SMR intégrés sont en développement ou ont été étudiés, parmi lesquels on peut citer le projet SCOR d’une puissance de 150 à 200 MWe au nom de la Demanderesse ou le projet ACP100 de puissance égale à 100 MWe.
Si on se réfère à la , on voit que les boucles d’un circuit primaire 2 d’un REP usuel sont conçues pour permettre la maintenance sur chaque composant sans impacter, ou de manière très limitée, les autres composants et que les opérations de manutention du combustible se font par l’ouverture du couvercle de la cuve 20 sans impacter les boucles primaires 21.
On a représenté à la un exemple de SMR intégré actuellement en projet. Un tel réacteur SMR intégré globalement désigné sous la référence 4 comprend un compartiment fixe 40 et un compartiment amovible 41 sous la forme d’un couvercle, pour les phases de manutention du combustible ou de maintenance des internes du réacteur.
Les inventeurs ont analysé que les réacteurs SMR intégrés tels qu’actuellement envisagés ont plusieurs inconvénients, plus particulièrement liés à la complexité de leur pressuriseur.
En effet, tout comme pour un réacteur REP classique, le pressuriseur d’un réacteur SMR intégré comprend une partie de chauffage électrique qui permet de produire de la vapeur d’eau et par-là, d’augmenter la pression régnant dans le pressuriseur, et une partie de refroidissement et de condensation de la vapeur qui entraîne une chute de la pression.
À partir des années 2000, les réacteurs à sel(s) fondu(s), ont été évalué, puis retenus dans le cadre du Forum international Génération IV. Ils font l’objet désormais de recherches à l’international en vue d'un déploiement comme réacteurs de quatrième génération, notamment en tant que petits réacteurs modulaires (SMR) qui sont des réacteurs nucléaires avancés (acronyme anglo-saxon AMR pour « Advanced Nuclear Reactors »), dont la capacité de puissance peut aller jusqu'à 300 MWe par unité.
Bien que prometteurs en termes de potentiel de sécurité, les réacteurs à sel(s) fondu(s) peuvent nécessiter des systèmes et des composants coûteux et complexes.
En effet, dans un réacteur à sel(s) fondu(s), le circuit primaire de combustible, contenant de l’uranium ou du plutonium dissous, constitue la première barrière de sûreté, et doit donc répondre à des critères de conception très exigeants en termes d’étanchéité. Ce circuit primaire doit comporter une zone dite cœur, dans lequel les réactions nucléaires de fission se déroulent en chaîne et une zone d’échange thermique reliée fluidiquement au coeur, dans laquelle la chaleur générée dans le cœur est transmise à un circuit secondaire.
Dans les conceptions classiques, le cœur est relié à une pluralité de boucles de circulation fluidique comportant chacune un échangeur et une pompe adaptée pour assurer la circulation de et vers l’échangeur associé.
Par exemple, parmi les programmes retenus pour la génération IV, le réacteur homogène à refroidissement indirect issu des recherches du laboratoire LPSC de Grenoble, qui est désigné sous l’acronyme anglo-saxon MSFR (pour « Molten Salt Fast Reactor ») dont le combustible est un sel fluoré liquide avec une surgénération assurée par le Thorium, comprend un nombre de douze ou seize boucles de circulation fluidique. Chacun des composants des boucles ajoute une complexité à l’ensemble du circuit fluidique: [1].
Pour la conception d’un réacteur à sel(s) fondu(s), en particulier de type SMR, les inventeurs ont cherché à mettre au point une conception réduisant au maximum le nombre de conduites et de composants, notamment pour conserver l’avantage majeur inhérent aux SMR, à savoir la capacité de modularité accrue par une fabrication des composants en usine pour un transport sur site de construction, et en outre accroître la sûreté de fonctionnement.
La demande de brevet WO2018213669 A2 décrit un réacteur à sel fluorure et à combustible thorium/uranium fondus, de type à neutrons thermiques, dans lequel le circuit primaire est à circulation par convection naturelle. L’architecture proposée ne peut être dupliquée à un réacteur de type à neutrons rapides.
Il existe donc un besoin pour améliorer les réacteurs de type à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, notamment lorsqu’ils sont envisagés en tant que réacteurs AMR, afin de pallier les inconvénients évoqués ci-avant, plus particulièrement pour avoir une cuve de réacteur sous forme de module, que l’on peut fabriquer de manière standard en usine et transportable aisément.
Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, comprenant : une cuve de réacteur axisymétrique autour d’un axe central, délimitant intérieurement un circuit primaire de combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur; un bouchon-couvercle fermant la cuve de réacteur; au moins un échangeur de chaleur entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire, agencé à l’intérieur de la cuve de réacteur; une première virole sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, la première virole étant agencée dans la cuve de réacteur pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale où il est dévié vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur.
Dans le cadre de l’invention, on entend par « dénué de matériau modérateur », tout matériau qui permet de qualifier un réacteur nucléaire étant que réacteur nucléaire à neutrons thermiques. Au sens usuel, l’énergie cinétique d’un neutron rapide est supérieur à 1eV, tandis que celle d’un neutron thermique est inférieur à 1eV, typiquement de l’ordre de 0,025eV. On pourra se référer à la publication [2], et en particulier la , qui indique, pour plusieurs types de réacteurs, la fraction thermique et la fraction rapide du flux neutronique.
Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur nucléaire comprend une deuxième virole agencée de manière concentrique à l’intérieur de la première virole, de sorte à guider le liquide combustible qui s’élève entre les deux zones où il est dévié.
Avantageusement, le dispositif peut comprendre en outre des réservoirs de charge formés sur ou dans ledit bloc semi-conducteur, les réservoirs étant agencés de part et d’autre desdites grilles avant.
Avantageusement, le dispositif peut comprendre en outre une pluralité d’électrodes de réservoir de charge, chaque électrode de réservoir de charge contactant un réservoir de charge formé sur et/ou dans ledit bloc semi-conducteur.
Selon une possibilité de mise en œuvre, le substrat est un substrat de type semi-conducteur sur isolant, ledit bloc semi-conducteur étant alors formé dans une couche semi-conductrice superficielle du substrat.
Selon une autre possibilité de mise en œuvre, le substrat est un substrat semi-conducteur massif.
Le bloc semi-conducteur peut être formé par gravure d’une couche semi-conductrice superficielle du substrat ou par gravure d’une couche semi-conductrice déposée sur ce substrat, ou par croissance sur ce substrat.
Selon un autre aspect, la présente invention concerne un procédé de fabrication d’un dispositif électronique quantique tel que défini plus haut.
Selon un autre aspect, la présente invention concerne un procédé de fabrication d’un dispositif quantique comprenant, dans cet ordre, des étapes consistant à :
- former sur un substrat un bloc semi-conducteur, et des zones d’isolation de part et d’autre du bloc semi-conducteur, puis
- former des blocs de grille sur le bloc semi-conducteur, puis,
- former une ou plusieurs électrodes d’échange par : dépôt d’une couche isolante recouvrant le bloc semi-conducteur, les zones d’isolation et les blocs de grille réalisation d’une ou plusieurs ouvertures, au moins une première ouverture traversant la couche isolante et atteignant la première zone d’isolation ou un matériau isolant formé sur la première zone d’isolation dépôt d’au moins un matériau conducteur dans les ouvertures.
Le procédé peut comprendre en outre, préalablement à la formation de la couche isolante, des étapes de :
- dépôt d’au moins une couche diélectrique,
- gravure de la couche diélectrique sur des portions d’extrémité du bloc semi-conducteur agencées de part et d’autre de l’ensemble des blocs de grille et de sorte à conserver ladite couche diélectrique sur une portion centrale du bloc semi-conducteur et à former des espaceurs isolants contre les blocs de grille.
Selon une possibilité de mise en œuvre des ouvertures, ledit matériau isolant formé sur la première zone d’isolation est celui de ladite couche diélectrique.
Selon une possibilité de mise en œuvre, le procédé peut comprendre en outre, préalablement à la formation de la couche isolante et après la gravure de la couche diélectrique, la formation de régions dopées sur les portions d’extrémité du bloc semi-conducteur agencées de part et d’autre de l’ensemble des blocs de grille.
Selon une possibilité de mise en œuvre du procédé, parmi les ouvertures, au moins une autre ouverture dévoile une région dopée du bloc semi-conducteur.
A ce jour, cette partie de refroidissement et de condensation de la vapeur est constituée par un dispositif d’aspersion/d’injection d’eau liquide par pompage, à partir d’un prélèvement du circuit primaire.
Outre la complexité de fabrication, de pilotage et d’exploitation inhérente à un tel dispositif d’aspersion au sein d’un réacteur SMR, les inventeurs ont fait le choix de ne pas agencer de groupe de pompage primaire dans la cuve de réacteur, comme proposé dans la demande de brevet déposée ce jour et intitulée « Installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire modulaire (SMR) et un puits de cuve délimitant un bassin d’eau dans lequel le réacteur SMR et les échangeurs entre circuits primaire et secondaire sont immergés ».
Il existe donc un besoin pour trouver une solution qui permette de pallier les inconvénients précités liés à un dispositif d’aspersion/d’injection d’eau liquide en tant que partie de refroidissement et de condensation de la vapeur dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) de type SMR.
Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur à eau pressurisée (REP), de type réacteur modulaire (SMR) comprenant:
- une cuve de réacteur d’axe central (X) comprenant un couvercle sous la forme d’un dôme et logeant au moins une partie du circuit primaire ;
• deux parois du dôme, distantes l’une de l’autre en formant un espace (E) à l’intérieur duquel peut circuler de l’eau sous forme liquide depuis le bas vers le haut du dôme formant une cheminée d’évacuation centrale, de sorte à condenser la vapeur à l’état de saturation du circuit primaire à l’intérieur de la cuve et ainsi diminuer la pression au sein de la cuve;
• une vanne de régulation du débit d’eau liquide circulant dans l’espace, agencée dans la cheminée d’évacuation centrale.
Par « circuit primaire », on entend le sens usuel, à savoir le circuit de fluide qui évacue la chaleur dégagée dans le cœur du réacteur grâce à une circulation d'eau sous pression, dite eau ou réfrigérant primaire. La cuve de réacteur qui loge une partie du circuit primaire est la deuxième des trois barrières de confinement/sûreté qui empêche la dispersion des produits radioactifs.
Par « circuit secondaire », on entend soit le sens usuel d’un circuit fermé à boucle, soit un milieu ouvert comprenant un bassin d’eau secondaire, contenu dans l’espace du puits de cuve réacteur formant la troisième barrière de confinement.
De préférence, les deux parois du dôme sont métalliques, de préférence encore en acier inoxydable.
Selon une variante de réalisation avantageuse, la paroi interne forme l’enceinte de résistance mécanique à la pression du circuit primaire. De préférence, l’épaisseur de la paroi interne est comprise entre 10 et 20 mm.
Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend un dissipateur thermique passif agencé à l’intérieur du dôme pour refroidir la vapeur du circuit primaire.