EP4639583A1 - Installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire modulaire (smr) et un puits de cuve délimitant un bassin d'eau dans lequel le bloc réacteur smr est immergé - Google Patents

Installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire modulaire (smr) et un puits de cuve délimitant un bassin d'eau dans lequel le bloc réacteur smr est immergé

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Publication number
EP4639583A1
EP4639583A1 EP23836430.1A EP23836430A EP4639583A1 EP 4639583 A1 EP4639583 A1 EP 4639583A1 EP 23836430 A EP23836430 A EP 23836430A EP 4639583 A1 EP4639583 A1 EP 4639583A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
reactor
water
primary
basin
heat
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
EP23836430.1A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Franck Morin
Clément LIEGEARD
Jean-Baptiste DROIN
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of EP4639583A1 publication Critical patent/EP4639583A1/fr
Pending legal-status Critical Current

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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D9/00—Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings

Definitions

  • Nuclear installation comprising at least one modular nuclear reactor (SMR) and a vessel well delimiting a water basin in which the SMR reactor block is immersed.
  • SMR modular nuclear reactor
  • the present invention relates to the field of nuclear power plants, in particular those comprising pressurized water nuclear reactors (PWR). More particularly, it concerns the field of so-called small or medium power reactors or SMRs in English (acronym for “Small Modular Reactor”), with a calogenic vocation.
  • PWR pressurized water nuclear reactors
  • the main objective of the invention is thus to greatly simplify the operation and improve the safety of a heat-producing PWR reactor which operates at low pressure, typically less than 6 bar and which is intended to provide a relatively low thermal power, of the order of a few tens of MWth, typically between 5 and 200MWth.
  • SMR reactor we mean here and in the context of the invention, the usual technological meaning, namely a nuclear fission reactor, of smaller size and power than those of conventional REL reactors, a block of which is manufactured in factory and transported to a nuclear installation site for installation.
  • reactor block we mean here and in the context of the invention, the tank, called the reactor tank as well as all the components and part of the fluidic circuit, in particular the core of the reactor creating heat by reactions nuclear fission, which is housed inside the reactor vessel.
  • heat-producing we mean here and in the context of the invention, a nuclear installation, a nuclear power plant or a nuclear reactor whose power is mainly dedicated to the supply of heat.
  • the power of a heat-producing reactor can be 100% to provide heat. A small part of its power can still be used to provide electricity.
  • electrical-generating is meant here and in the context of the invention, a nuclear installation, a nuclear power plant or a nuclear reactor whose power is mainly dedicated to the supply of electricity.
  • the power of a purpose-built reactor generator can be at 100% to provide electricity. A small part of its power can still be used to provide heat.
  • pressurized water reactors are the most suitable for providing heat at relatively low temperatures.
  • boiling water reactors are intended to produce steam in a primary circuit directly operated in a turbo-alternator group in order to produce electricity.
  • FNR Fast neutron reactors
  • graphite moderator and gas coolant reactors are intended to provide heat at relatively high temperatures.
  • a pressurized water nuclear reactor includes three cycles (fluidic circuits) whose general principle of normal operation is as follows.
  • High pressure water from a primary circuit draws the energy provided, in the form of heat, by the fission of uranium nuclei, and where applicable plutonium, in the reactor core.
  • this water under high pressure and high temperature, typically 155 bars and 300 °C, enters a steam generator (GV) and transmits its energy to a secondary circuit, which also using pressurized water as heat transfer fluid.
  • GV steam generator
  • the water from the secondary circuit is then condensed via a condenser using a third cycle, the tertiary or cooling cycle, as a cold source.
  • the envelope of the reactor 1 building can be made up of several thicknesses.
  • a reactor building 1 can consist of an exterior wall of reinforced concrete 12, an interior wall of prestressed concrete 10 separated from the exterior wall 12 by an annular space 13 devoid of material, and a metal skin 11 on the inside of the prestressed concrete wall 10, for a 1650 MWe reactor.
  • primary circuit 2 is made up of the following main components:
  • the mechanisms of control rods of the reactor core and control clusters 25 can be three for a 900MWe reactor or 4 for a reactor of 1300 MWe and more.
  • reactor 1 The building of reactor 1 is therefore sized, among other things, to house all of the components of primary circuit 2.
  • Figure 3 illustrates the energy transfer cycle (heat then electricity) of a PWR reactor.
  • the fluid connections between the interior and exterior of the reactor building 1 are provided by lines 30, 31 of the external circuit of the steam generators 23 towards the secondary circuit 3 comprising a turbine 32 connected to the electric generator 33, a condenser 34, a food pump 35 and a heater not shown.
  • the reactor building 1 is crossed by a line called the hot line 30 which evacuates the steam from the steam generator 23 to evacuate the power and bring it to the turbine 32, and by a so-called cold line 31 which supplies liquid water to the steam generator 23.
  • the pool reactors implemented to date have been on an experimental basis with a low power, typically 10 MWth: the pressure in the primary circuit can be close to atmospheric pressure, implying both moderate neutron fluences within of the core, and the temperature of the primary circuit is limited and close to 100°C maximum.
  • the height of liquid water above the core allows the primary pressure within the fissile core to be slightly increased, while remaining in the order of magnitude of a few bars.
  • the advantage of such a reactor lies in the simplicity of design, the reactor vessel not being considered as an enclosure subject to pressure, the concrete vessel well and its watertight internal casing forming the reactor vessel. reactor surrounding the primary circuit.
  • the reactor also has significant thermal inertia, due to the importance of the water inventory in the primary circuit in relation to the power of the reactor, which also brings a gain in general safety with respect to -vis incidental transients, and driving. Finally, the thickness of the tank well and its absence of lateral or lower crossings ensures by design that it is impossible to drain the primary circuit, nor its depressurization. Such a swimming pool reactor therefore meets many criteria of simplicity of design, safety in design, and ease of control. On the other hand, it has a major drawback: the manufacturing quality of the casing and the maintenance of the performance of the concrete forming the reactor shaft are difficult to demonstrate respectively initially and over time.
  • An example of a heat-producing loop reactor is the Chinese HAPPY 200 reactor from the company SPIC, dedicated to district heating in the city of Beijing. With a unit power of 200 MWth, it is designed in batches of two units, thus equaling the performance of the aforementioned CNNC DHR400 project.
  • the reactor vessel is a self-supporting steel structure, designed in the factory and assembled on site, although with complete welding of the primary loop, thus requiring heavy site work.
  • the thermal power is evacuated from the core via two primary loops supplying plate exchangers, by forced convection using two pumps.
  • a pool of water surrounds the entire reactor vessel, but without direct contact due to a double envelope. In an accidental transient situation, this double envelope is flooded by the cold water present in the pool.
  • This loop reactor configuration thus has the advantage of being able to provide heat at a temperature relatively close to that leaving the core, thanks to forced convection to the primary circuit, which facilitates the extraction of thermal power, and due to the presence of plate exchangers between primary and secondary circuits, which also allows a low thermal gradient between temperatures of the primary circuit and the secondary circuit.
  • the major disadvantages of this loop configuration lie in the forced convection in the primary circuit for reasons of simplicity of study of electricity loss transients, and of maintenance costs associated with the operation of these pumps.
  • Another significant disadvantage is the factory constructability of the loops and the reduction in the phases of their assembly on site (construction site time).
  • the last category is that of so-called integrated reactors, which include a block delimited by a reactor vessel entirely produced in the factory and transported to site, and which houses the primary circuit in its entirety, and in particular the exchangers between primary and secondary circuits.
  • This type of integrated reactor has the same configuration as the main concepts of so-called SMR reactors currently existing, with an electrogenerating function, namely a configuration based on the integration of the steam generator, or even of all the components of the primary circuit in particular the pressurizer and the primary pumps, inside the reactor vessel.
  • SMRs are called integrated SMRs.
  • SMR reactors allow simplification of systems, mainly for safety purposes, and an increased capacity for modularity through significant manufacturing of components in the factory for transport to the construction site.
  • integrated SMRs have the advantage of no longer requiring overhead fluid lines in pressurized water with the exception of control circuit lines of very limited diameter, typically a few cm, which considerably reduces the risks of accident and associated consequences linked to the rupture of the primary circuit lines (APRP type accidents).
  • APRP type accidents APRP type accidents.
  • the nuclear power plant project with the acronym NUWARDTM is a power plant with an electrical generating vocation made up of two integrated SMRs, with a unit power equal to 170MWe, each of which includes a block housing all the components of the primary circuit at the inside the reactor vessel.
  • FIG. 4 shows an example of an integrated SMR currently in project.
  • Such an integrated SMR reactor whose block is generally designated under the numerical reference 4 comprises a fixed compartment 40 and a removable compartment 41 in the form of a cover, for the fuel handling or maintenance phases of the reactor internals.
  • a precursor concept for an integrated heat-producing reactor is the THERMOS project carried out jointly by the Applicant and the Technicatome company: [4].
  • the reactor according to this project had a thermal power of 100 MWth and was intended to supply urban heat to the city of Grenoble.
  • the reactor vessel integrates the entire primary circuit, thus allowing operation under a pressure higher than that of a tank reactor, necessary to provide urban heat close to 120°C.
  • the reactor vessel which was proposed was thus entirely assembled in the factory, and notably housed the exchangers between primary and secondary circuits in its upper part.
  • the low temperature gradient in the core required the presence of primary fluid pumping groups, arranged in the hot part, which is not ideal in terms of safety and ease of maintenance.
  • the thermal inertia of the primary and secondary circuits is relatively limited, the basin in which the reactor is immersed being thermally disconnected from the normal operation of the reactor, which is detrimental to operational safety and the smoothing of power call transients. power of the customer heating network.
  • the IRWST pool includes a pit forming the vessel well inside which the assembly consisting of the reactor vessel and the containment vessel is partially immersed.
  • This IRWST pool also serves as a cold source for sizing accidents.
  • This type of integrated reactor presents the same advantages of factory buildability and modularity, as those of integrated SMRs with generator function, in particular from the company NuScale Power.
  • it has a major disadvantage of lack of thermal inertia in the secondary circuit, inertia which is necessary to have operating stability with respect to a load demand.
  • the permanent thermal leaks linked to the IRWST pool configuration favoring thermal conduction through the reactor vessel lead to the need to permanently cool said pool, which induces unexploited waste heat.
  • integrated SMR type reactors seem to be the best candidates as heat-producing reactors, insofar as they make it possible to guarantee optimal safety (due to the simplification of the systems and the elimination of lines aerial fluidics) and increased modularity capacity allowing factory manufacturing of components and their assembly on site.
  • a simplification of the safety architecture to make a heat-producing SMR very robust to all accidental events would be desirable to the extent that such a reactor must be located in areas close to the place to be supplied with heat.
  • the heat-producing SMR reactors planned to date in the form of integrated SMRs, with secondary and tertiary circulation loops to send the heat produced to a network present insufficient flexibility to the extent that the operating conditions of the primary circuit vary greatly during variations in power demands, which makes the operation of such reactors complex.
  • the heat exchangers between primary and secondary circuits as designed to date present integration difficulties and manufacturing complexity which do not sufficiently facilitate the construction and maintenance of the reactor.
  • the limitation of thermal losses is not optimal and relies on heat insulators arranged around the tank. It would be necessary to manage thermal leaks through the vessel, and the temperature protection of the vessel shaft and more generally of the concrete surrounding the nuclear island.
  • the aim of the invention is therefore to respond at least in part to these need(s).
  • the invention relates, in one of its aspects, to a nuclear installation comprising:
  • At least one SMR reactor block with a heat-producing purpose delimited by a reactor vessel the reactor block comprising all the components and part of the fluidic circuit, including the core of the reactor creating heat by nuclear fission reactions, which is housed inside the reactor vessel;
  • the pressure of the water in the secondary circuit in the basin is greater than or equal to that prevailing in the reactor vessel.
  • the water pressure in the pool is less than or equal to 20 bar.
  • the SMR reactor is configured to, when in operation, circulate the water of the primary circuit in natural convection between the exchanger(s) and the interior of the tank. reactor passing through the fuel assemblies defining the reactor core.
  • the water basin is configured to, when the SMR reactor is in operation, carry out vertical thermal stratification resulting in the formation of a thermocline delimited between the bottom of the basin at a so-called cold temperature in which the SMR reactor vessel and F(es) exchanger(s) between primary and secondary circuits are submerged and the top of the basin at a so-called hot temperature, the water in the basin circulating in natural convection between F(es) exchanger(s) and the thermocline.
  • the water at cold temperature comes from at least one heat exchanger between the secondary circuit and the tertiary circuit.
  • the installation further comprises an envelope arranged around the reactor vessel and adapted to guide a flow of water from the basin around the reactor vessel, by natural convection.
  • the level of the thermocline is set so as to be above the reactor vessel.
  • the heat exchanger is fixed outside the reactor vessel, the reactor vessel pierced with inlet and outlet openings opening respectively into the inlet and outlet collector of the part of the primary circuit in the exchanger.
  • the heat exchanger comprises an inlet collector and an outlet collector of the basin water, the level of the thermocline being fixed so as to be located above the outlet of the outlet collector .
  • the installation comprises a pool for reloading fuel assemblies, intended to be inserted into the core of the SMR reactor, the tank well being arranged below the bottom of the pool by being closed by a removable metal cover forming the separation wall with the bottom of the pool.
  • the installation comprises at least one heat exchanger suspended by the removable cover of the tank well, adapted to exchange heat between a closed circuit of water coming from the bottom of the swimming pool and the water from the secondary circuit of the pool, the water coming from the bottom of the pool flowing by gravity into the suspended exchanger and rising by natural convection to reach the pool.
  • the reactor block comprises a plate with holes, a part of which individually houses a control rod for reactivity control bars and at least one hole of which houses a valve for regulating the flow of primary water circulating in the reactor.
  • the structure delimiting the water basin comprises a bottom configured to support the reactor vessel.
  • the invention also relates to an assembly comprising a heat network and a nuclear installation as described above, the SMR reactor with heat generation vocation is connected to the heat network.
  • the invention essentially consists of immersing an SMR type reactor block as well as the heat exchangers between the primary and secondary circuits in a pool of liquid water which is part of the secondary circuit.
  • an integrated SMR reactor involves a block with exchangers between primary and secondary circuits inside the reactor vessel, which makes the assembly and assembly phases more complex, and also complicates the general sizing. of the tank and the exchanger components themselves.
  • the inventors analyzed that by considering a heat-generating reactor with a secondary water circuit comprising a secondary water basin, contained inside the tank well forming the third containment barrier, and with a primary circuit subjected to a pressure of a few bars, typically 3 to 6 bar, the risks of a breach in the primary circuit were greatly reduced and any risk of core flooding was eliminated in the event of a breach. Indeed in such a case, the secondary circuit can be close to the primary pressure, thus eliminating any significant loss of primary inventory in the event of a breach.
  • the inventors wisely thought about arranging the exchangers between primary and secondary circuits outside the reactor vessel. This makes it possible to overcome the aforementioned integration constraint of known integrated SMR reactors, a constraint which makes the assembly and assembly phases more complex, and also complicates the general dimensioning of the reactor vessel and the exchanger components. .
  • This so-called secondary water basin which surrounds the reactor vessel is advantageously at a slightly higher pressure than the latter to prevent the flow of the primary circuit from leaving in the event of a breach.
  • the secondary water basin thus constitutes a passive defense barrier for radiological containment.
  • an advantage is that the secondary water basin is used as a buffer storage basin, offering great thermal inertia and making it possible to absorb a large part of the power variations on the heat network in which the heat-producing SMR reactor is connected.
  • a subsequent advantage with a secondary water basin which does not require connection/disconnection of secondary water circulation pipes, lies in the possibility of replacing or moving easily the entire reactor block, particularly for the fuel reloading phases.
  • the reactor block can be entirely moved, in order to greatly facilitate the handling of the fuel assemblies, in particular avoiding long lengths of handling poles as according to the state of the art and the risks of blocking or falling associates.
  • the absence of connection by primary or secondary piping between the reactor vessel and the installation greatly simplifies the accident studies associated with this type of accident. Indeed, in this configuration, the reactor vessel is fixed to the base of the vessel well, submerged freely. in the secondary water basin, without fixed fluid transport links to evacuate the thermal power.
  • a vertical thermal stratification is established in the secondary basin so as to constitute a thermocline, the water at the hot temperature being at the top of the basin while the Cold temperature water is at the bottom of the basin.
  • This cold water advantageously comes from at least one exchanger between secondary circuit and tertiary circuit.
  • This natural convection can be improved by the presence of an envelope arranged around the reactor vessel which makes it possible to guide a flow of pool water in natural convection around the latter.
  • the arrangement of the envelope can be made a few centimeters around the reactor vessel. This flow will make it possible to exchange thermal power between the primary circuit and the secondary circuit through the reactor vessel. This additional exchange surface makes it possible to reduce the size of the submerged heat exchangers and to enhance thermal losses through the reactor vessel.
  • the envelope guiding the flow guarantees that the thermal power thus exchanged through the reactor vessel does not destabilize the thermocline of the basin.
  • the residual power will be able to be evacuated by natural convection through the exchangers between the primary and secondary circuits immersed in the basin and through the reactor vessel.
  • the design of safety systems dedicated to core cooling are thus greatly simplified compared to the state of the art, due to the sole need to cool the volume of water in the secondary circuit. Due to the possibility of a large thermal inertia due to the volume of secondary water which can be significant, typically several days before any external intervention, the evacuation of the residual power from the reactor core is facilitated and simplified at the same time. through the exchangers dedicated to normal operation, but also directly by conduction by secondary water through the walls of the reactor vessel.
  • the envelope guiding the flow of water around the reactor vessel also allows, under conditions extreme accidents, to cool the core by direct thermal conduction with the tank thanks to the secondary volume of cold water surrounding this envelope.
  • This ultimate power evacuation mode makes it possible to compensate for a possible common mode fault concerning evacuation through the exchangers, by judiciously using the submerged situation of the reactor vessel in the secondary cold source.
  • lamination valves are planned and judiciously arranged.
  • the primary water rolling valve is advantageously integrated into the reactor vessel and its control mechanism is slaved to the reactivity control rod control system.
  • the primary water flow adjustment is thus dependent on that of the neutron and therefore thermal power level of the core.
  • the height adjustment of the position of the lamination valve makes it possible to adjust the primary water flow and thereby the heat exchange between the primary circuit and the secondary circuit, using bar followers and mechanical bar positioning systems identical to those dedicated to reactivity control.
  • the passive safety system makes it possible to release all of the reactivity control bars at the same time to ensure the gravity descent of the bars into the core and that of the rolling valve. In its extreme low position, the opening of the primary water flow is maximum, thus favoring the evacuation of the residual power towards the secondary water volume.
  • the operation of the reactor by natural convection in primary water and secondary water meets the need for adaptability to the customer's heat network to the extent that this makes it intrinsically stable with respect to thermal power demands from the heat network. for which the installation is intended.
  • This contributes to operational safety, and therefore simplifies control and management constraints.
  • the supply of secondary water at its hot temperature by the exchangers between primary and secondary circuits quickly leads to thickening of the secondary water layer at its hot temperature compared to the layer of water at its cold temperature which surrounds the reactor block. This leads to a drop in the altitude of the thermocline, thereby causing a drop in flow through natural convection in the secondary side exchangers.
  • the heat exchange between primary and secondary circuits therefore decreases, this which actually induces an increase in the average temperature of the primary fluid.
  • the neutron counter-reactions induced by the expansion of the primary fluid in the core on the one hand, and in the nuclear fuel by the Doppler effect on the other hand generate an immediate drop in the reactivity of the heart, thus counteracting the rise in average core temperature.
  • the supply of thermal heat around 90 to 110°C for a heating network leads to sizing the cold and hot temperatures of the primary circuit between 110 and 140°C, and a little lower for the hot temperature of the secondary circuit.
  • the return to the cold shutdown of the primary circuit and to atmospheric pressure is therefore relatively fast.
  • the pressure of the secondary water volume is also limited to a few bars, and a sudden return to atmospheric pressure, for example due to a rupture in the pipes or the tank well cover cap, cannot lead to massive boiling. secondary water and a significant loss of water inventory.
  • the average temperature of the secondary water which is the equilibrium temperature of the volume at its cold temperature and that at its hot temperature, is less than 100°C, and cannot therefore boil spontaneously in the event of sudden depressurization, thereby preventing the risk of dewatering of the reactor core.
  • the invention can be implemented with secondary water pressures in the basin of up to approximately 12 bars, subject to appropriate sizing of the walls of this basin and in certain specific configurations for confinement of the secondary volume explained by the following.
  • the solution according to the invention has the advantage of primary circuit design in the factory (SMR reactor) and brought to the site, for better mechanical production in accordance with the rules for the construction of nuclear equipment (RCCM).
  • SMR reactor primary circuit design in the factory
  • RCCM nuclear equipment
  • an advantageous configuration consists of installing the reactor vessel well below the bottom of a pool for reloading fuel assemblies, intended to be inserted into the core of the SMR reactor.
  • the tank well is closed by a removable metal cover forming the separation wall with the bottom of the pool.
  • This configuration is designed to allow the handling of fuel assemblies at the bottom of the pool, with the reactor vessel open.
  • the water height of the IRWST pool of approximately 8 to 10 meters, ensures biological protection during the handling of fuel assemblies which requires dismantling of the tank to access the reactor core and submerged storage in a pool.
  • the removable part of the tank 41, 45 This configuration is also provided in cases where resistance to secondary water pressure at its maximum temperature can no longer be ensured solely by the prestressed concrete wall covered with a metal liner forming the tank well.
  • This configuration allows a natural flow by gravity of part of the water present in this fuel reloading pool, to achieve cooling of the secondary metal tank detached from the tank well and itself ensuring resistance to the secondary pressure .
  • the installation as planned with its heat reactor is intended to supply urban heat networks, industrial processes such as desalination, desiccation, processing of food products.
  • a complementary electrical production unit can also be added, using an organic Rankine cycle, to obtain local emergency electrical production in the event of ultimate need, complementary to the conventional battery park solutions generally used.
  • active means classified as emergency of the diesel combustion type.
  • Figure 1 is a schematic perspective and partial section view of an existing PWR type nuclear reactor.
  • Figure 2 is a schematic view of a primary circuit of a PWR type nuclear reactor according to the state of the art in a configuration with three primary loops.
  • Figure 3 is a schematic view of the three cycles of a PWR type nuclear reactor according to the state of the art.
  • FIG 4 is a schematic perspective view of an integrated type SMR reactor as it is currently envisaged.
  • FIG 5 is a schematic perspective view of a heat-producing SMR reactor according to the invention.
  • Figure 5A is an exploded perspective view of the parts of the calogen SMR reactor vessel according to the invention.
  • Figure 6 is a longitudinal sectional view of the reactor according to Figure 5, and which illustrates the circulation by natural convection of the water of the primary circuit and the secondary circuit.
  • Figure 6A is a detailed schematic view of a control cluster assembly, the control rod, and the rod control mechanism of a heat-producing SMR reactor according to the invention.
  • FIGs 7 and 8 are detailed perspective views showing the primary circuit flow control valve respectively in an intermediate position and the fully open position.
  • Figure 9 is a perspective view of part of the reactor according to Figure 5, and which shows in detail the installation of a valve for regulating the water flow of the secondary circuit.
  • FIGS. 10A, 10B and 10C are perspective views showing an example of a valve for regulating the water flow of the secondary circuit and its integration into an exchanger outlet collector , the valve being respectively in the fully open position, an intermediate position and the fully closed position.
  • Figure 11 is a partial view in longitudinal section of the upper part of the reactor according to Figures 5 and 6 showing a pressurizer according to the invention.
  • Figure 12 is a schematic view in longitudinal section and in transparency of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6 in a sealed reactor well.
  • Figure 13 is a schematic representation of the primary circuits in natural convection, secondary in natural and forced convection and tertiary in forced convection of a nuclear installation with a reactor according to Figures 5 and 6.
  • FIG 14 is a schematic perspective and transparency view of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6 in a sealed tank well and the different components (piping, heat exchangers heat, pumps, valves, hydraulic distribution block) of the primary, secondary and tertiary circuits.
  • Figure 15 shows the hydraulic distribution block part with the two exchangers between secondary and tertiary circuit which can be connected in series or in fluid parallel.
  • Figure 16 is a perspective view showing a variant of the hydraulic components of Figure 14.
  • FIG 17 is a schematic perspective and transparency view of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6 in a watertight tank well, arranged on the bottom of a swimming pool handling equipment (IRWST) whose water constitutes the safety cold source.
  • IGWST swimming pool handling equipment
  • FIG 17A is a schematic perspective and transparency view of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6, during the handling phase, open tank well, and with the top of the reactor block dismantled and moved to an IRWST pool storage station.
  • FIG 18 is a schematic and transparent view of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6, comprising two redundant heat exchangers dedicated to the evacuation of residual power, which are fixed to the upper wall of the reactor well.
  • FIG 19 is a schematic perspective and transparency view of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6, with a metal tank well cover also integrating two heat exchangers dedicated to the evacuation of residual power, in the form of cooling panels immersed in the volume of secondary water at its hot temperature.
  • FIG 20 is a schematic perspective and transparency view of a nuclear installation according to the invention with a heat-generating reactor according to Figures 5 and 6, comprising a thick metal tank filled with secondary water, which is separated from the reactor well, and is dedicated to applications with higher secondary water pressure and temperature.
  • Figure 20A is a schematic view of the thick metal tank filled with secondary water according to Figure 20.
  • primary water By “primary water”, “secondary water”, “tertiary water”, we mean the water which constitutes the fluid respectively of the primary, secondary and tertiary circuit.
  • This reactor 4 has a unit power of 20 MW thermal, for heat generation purposes, that is to say dedicated to the supply of hot water, typically at 90°C. Its unit power can, however, vary upwards or downwards, in a range of approximately 10 MW to 100 MW, and the hot water supply temperature can also change depending on the customer heating network.
  • the reactor 4 with central axis and formed of a hemispherical tank bottom and a vertical cylinder.
  • This reactor vessel consists of a fixed compartment 40 and a removable compartment 45 and 41 as indicated in Figure 5A, above the reactor core for the fuel handling or maintenance phases of the reactor internals.
  • the compartment formed by the bodies 41 and 45 is removable to allow the handling of the assemblies contained in the tank body 40.
  • the removable compartment 41 is a cover in the form of a dome 6 whose central chimney integrates a valve 64, adapted for cooling of the reactor pressurizer as detailed below.
  • Core C of the reactor includes a set of fuel assemblies such as those conventionally used in PWR type reactors but with a fissile height adapted to obtain the desired total thermal power.
  • Each fuel assembly has several missing fuel rod locations, replaced by absorbent rods which can move up or down in the assembly for controlling the reaction and forming the control rods 42.
  • Data from preliminary studies carried out by the Applicant consider a number of 52 assemblies and a cycle duration of 10 years, with a fissile height of 1.5 m.
  • the tank body 40 houses a cylinder 43, supporting a basket of assemblies usually designated under the name "core support basket”, dedicated to holding the fuel assemblies 42, and a separation envelope 40 with its peripheral neutron reflector 440 intended to ensure the maintenance of neutron flux in the core.
  • a set of flanges is bolted between the fixed compartments 40 and the removable compartment 45 and the dome 41.
  • the seal between the flanges of compartments 40 and 45 on the one hand, 45 and 41 on the other hand, is advantageously ensured by a metal seal. Dismantling the bolted flange located between compartments 40 and 45 allows full handling of the fuel assemblies during the core reloading phases.
  • the block formed by all of the compartments 45 and 41, with the exchangers 49 fixed, is completely removed to directly access the reactor core during the handling phase.
  • the purpose of dismantling the bolted flange connecting compartments 45 and 41 is to access the upper internals of the core, the control rod mechanisms and the flow rolling crown.
  • the pressurizer associated with compartment 41 and its internal elements can also be separated from the rest of the tank block for intervention and maintenance.
  • control rods 46 of the control cluster allow the insertion of nuclear reactivity control rods 42, in a manner similar to what is usually encountered in conventional PWR reactors.
  • the control bars 42 are rods made of neutron absorbing material.
  • the free volume above the reactor core C allows the completely extended positioning of the control rods 42, as well as the waiting position of so-called emergency absorbent rods, dedicated to the safety shutdown of the nuclear reaction.
  • the control rods 46 are controlled vertically individually using the bar control mechanisms 47.
  • a plate 48 with holes 480 is fixed which allow the passage of the hot primary fluid leaving the core in the central part called "riser". Peripheral holes also allow the passage of the control bars of the rolling valve 481.
  • a regulating valve 481 for the water flow of the primary circuit called flow lamination is arranged at the periphery of the plate 48 .
  • This valve 481 is in the form of a rolling ring 481 which matches the interior periphery of compartment 45 of the tank and extends over a height allowing it to cover the primary water outlet openings, which makes it possible to adjust the flow rate of the latter.
  • This rolling valve 481 has the function of regulating the natural circulation flow of the water from the primary circuit passing through the openings 400 which constitute the inlets of the primary water collectors of the exchangers 49 between primary and secondary circuit.
  • the positioning control of this regulating valve is carried out by a motor or bar control mechanism, with the control rod 482 linked to the crown 481, which is advantageously similar to those used by the control rods of the bar control bars. responsiveness 42.
  • the rolling ring 481 leaves the openings 400 partially clear, which determines the flow of primary water which passes through it to the exchangers 49.
  • the thermal power created by the nuclear chain reaction within the reactor core is evacuated by the fluid of the primary circuit which rises by natural convection in an upward manner, to arrive in the upper part, where it can then flow along the different outlet openings 400 corresponding to the inlet collectors of the exchangers 49 between primary and secondary circuit and in an upper central portion of the core, in the form of a chimney .
  • This non-detailed central chimney, called a riser contains in addition to the control rod control mechanisms, the core parameter instrumentation sensors.
  • the separation envelope 44 of the core C makes it possible to separate the water, the fluid of the primary circuit, in its so-called cold and hot temperatures.
  • the primary water at cold temperature surrounds the core C outside the envelope 44, while the primary water at hot temperature, heated by circulating upwards in the heart C, is found in the upper central portion of the heart.
  • a separation plate 7 separates the riser from the interior of the dome 41 of the tank containing a pressurizer.
  • This separation plate 7 is a plate with through holes to ensure the thermal insulation and pressure differences functions of the integrated pressurizer.
  • This separation plate can be of the type already described in patent application WO2012/158929 A3.
  • the water from the primary circuit passes through the openings 401 which constitute the primary water outlet collectors of the exchangers 49 then returns in a closed circuit towards the lower part of the reactor core for a new warm-up phase.
  • Circulation in a closed circuit P only by natural convection of the primary water is symbolized by the white arrows in Figure 6.
  • the driving force of the primary circuit in natural convection is controlled by the difference in height between the median altitude of the exchangers 49, and the average height of the fissile zone of the core defined by core C.
  • the adjustment of the primary pressure losses and therefore the flow rate are carried out by the rolling valve 481 whose positioning control rods are housed in one of the holes 480 of the plate 48.
  • the inlet and outlet temperature of the primary water is adjusted thanks to the neutron flux conditions, that is to say the thermal power of the core, by the positions of the reactivity control bars 42 in the core, and to the temperature and pressure conditions of saturation in the pressurizer.
  • the rolling valve of the primary water flow and the thermo-hydraulic parameters hot and cold temperatures which set the conditions of circulation and exchange between primary and secondary circuits in relation to the power produced at the core.
  • the exchangers 49 between the primary and secondary circuits are preferably plate exchangers, advantageously made of stainless steel, and designed to withstand the water pressure of the primary circuit.
  • these exchangers 49 are manufactured by stacking consisting of grooved metal plates assembled together either by hot isostatic compression (CIC), or by hot uniaxial compression (CUC) so as to obtain diffusion welding between the metal plates, or by brazing.
  • the flow is downward for the primary water, and upward for the secondary water.
  • the secondary circuit of this reactor 4 is not a closed loop circuit as in conventional PWR reactors, but comprises a water basin B, as shown schematically in Figure 12.
  • This basin B is contained in the space of the reactor vessel well forming the third containment barrier, and the reactor vessel 4 is immersed therein.
  • This secondary circuit with liquid water basin B is an open environment delimited by the tank well, without a circulation pump.
  • the exchangers 49 are not integrated into the reactor vessel 40, 41 but arranged and fixed outside it.
  • Such an arrangement is possible because the improbable possibility of rupture of the primary water inlet or outlet pipes, thus causing a large diameter breach and loss of the latter, does not have significant accidental consequences for the reactor. , thanks in particular to primary and secondary pressures.
  • the liquid water pool B completely envelops the reactor vessel 4, and an accident of this type cannot lead to a risk of dewatering of the core, endangering the physical integrity of the reactor core.
  • thermocline The separation layer between a so-called cold temperature and the so-called hot temperature of secondary water is designated as a thermocline, as symbolized under the name thermocline in Figures 6, 11 and 12.
  • the water basin B when the SMR reactor is in normal operation, the water basin B is configured to achieve vertical thermal stratification resulting in the formation of a thermocline delimited between the bottom of the basin at a cold temperature in which the reactor vessel 4 is submerged and the top of the pool at the warm temperature. It is the height of the thermocline layer which will set the cooling flow rate of the secondary circuit through the exchangers 49.
  • the closed circuit circulation S only by natural convection of the secondary water is symbolized by the gray arrows in the figure 6.
  • the flow rate by natural convection of the secondary water is adjusted by control valves 5 integrated in each of the outlet collectors 491 of the exchangers 49, as illustrated in Figure 9.
  • the cold temperature of the secondary water is governed by the conditions of temperature of secondary water pool B.
  • the hot temperature is set by the regulation valves 5 in the outlet collectors 491, and by the heat exchange within the exchangers 49 themselves.
  • FIG. 10A, 10B, 10C An example of integration of a control valve 5 in the form of a butterfly valve 5 50 in an outlet manifold 491 is shown in Figures 10A, 10B, 10C which show the valve in a respectively fully open position in which the maximum secondary water flow of the basin can pass, intermediate, and a completely closed in which no flow can pass.
  • the butterfly 5 is rotated by the output shaft 51 of an electric motor 52.
  • the end of the shaft 51 opposite that linked to the butterfly 50 is linked to an offset flyweight 53.
  • the gravitational fall of the flyweight 53 places valve 5 in its fully open position so as to circulate the maximum flow of secondary water from basin B.
  • thermocline is completely merged with the upper free level of the secondary water basin B.
  • the driving height of secondary water circulation is then maximum due to the maximum weight of the cold water column supplying the inlets of exchangers 49.
  • the thermal power demand towards the primary circuit is then maximum, and the average temperature of the primary water drops.
  • the lowering of the primary water temperature leads to an average cooling of the moderator in the core, thereby inducing an increase in the reactivity of the core, and therefore an increase in its thermal power.
  • Maximum conditions for thermal heating of the secondary water volume are accompanied by a natural increase in core power, reactor 4 is therefore naturally stable.
  • the position of the primary water lamination valve 480 combined with the positions of the reactivity control bar 42, however, makes it possible to limit the increase in the reactivity of the core, to remain within the temperature rise range. of the entire reactor block 4 and its reactor well.
  • thermocline drops in level
  • the circulation of secondary water by natural convection decreases, thereby reducing the heat exchange between primary and secondary circuits.
  • core C the reduction in power evacuation leads to an increase in the average temperature of the primary water, and therefore to an increase in the average temperature of the moderator in the core. There is therefore a decrease in reactivity through expansion of the moderator, and the neutron and thermal power produced decreases.
  • the reactor is therefore naturally stable for evacuation and thermal storage towards the secondary water volume defined by basin B.
  • a difference in altitude between the median plane of the core C and the median plane of the exchangers 49 of approximately 4 meters allows the establishment of the natural circulation of a cold primary fluid at 80°C at the outlet of exchanger 49, and hot at 120°C at the outlet of core C, generating approximately 1100 Pascal of necessary driving pressure to overcome the pressure losses of the core C, the exchangers 49, and the rest of the primary circuit including the adjustable additional pressure loss formed by the rolling ring 480.
  • the volume of secondary water is dimensioned by the dimensions of the tank well on the one hand and by the height dedicated to the cold and hot zones of the secondary water on the other hand.
  • the volumes of secondary water are of the order of 200 to 300 m 3 for the cold zone, and 100 to 150 m 3 for the hot zone, i.e. a total volume for basin B of between 300 and 450 m 3 .
  • an altitude difference of approximately 4 meters between the median plane of the exchangers 49 and the position of the secondary thermocline separating a secondary cold water layer at 65°C from the hot water layer at 105°C allows the establishment of the natural circulation of a secondary fluid cold at 65°C at the inlet of exchanger 490, and hot at 105°C at the outlet of exchanger 491, generating approximately 1000 Pascal of pressure driving force necessary to overcome the pressure losses due to the crossing of the exchangers 49, from the inlet 490 to the outlet 491, including the pressure losses adjustable using the secondary flow control valves 5.
  • thermocline can only be maintained at a fixed position if there is a continuous withdrawal of a quantity of the secondary water at its warm temperature and replacement by the same quantity of secondary water at its cold temperature.
  • an adjustable pumping system making it possible to transport, to a heating network, the power corresponding to the customer's demand, that is to say required by the heating network.
  • the stability conditions described above make it possible to temporarily store the power produced by the reactor core by modifying the ratio between the secondary water at its cold temperature and its hot temperature, and by lowering the level of the thermocline.
  • a continuous thermal power of 20 MW with a tertiary water supply at 90°C and a return at 45°C by the customer heating network, requires a pumping of 123 liters per second, or 442 m 3 per hour from the hot water layer at 105°C above the secondary thermocline and a return of the same quantity to the bottom of the reactor well at 65°C.
  • this evacuation and this return can be implemented by means of piping coming from the upper part of the tank well, in order to avoid lateral connections likely to cause leaks or lateral mechanical strength problems restricting expansion.
  • the heat transfer of 20 MW thermal from the secondary water layer pumped to the tertiary water circuit of the customer network is carried out by means of one or more heat exchangers sized to transfer 20MW thermal with a hot pinch of 15°C (from 105°C to 90°C) and a cold pinch of 20°C (from 65°C to 45°C).
  • Pumping of this secondary water is carried out using pumping groups, preferably installed in parallel, in order to have operating redundancy in the event of a breakdown or need for intervention.
  • the presence of this piping must not harm the transport of the entire reactor block, as detailed below for its exit from the reactor shaft using heavy handling means.
  • the primary circuit of the reactor operates only by natural convection, that is to say without a pumping group.
  • the inventors then thought of modulating the thermal losses by conduction through the dome 6, to control the depressurization of the primary steam of the pressurizer, taking advantage of the fact that the metal envelope 60 of the cover 41 is thin, typically between 10 and 20 mm.
  • the steam cooling and condensation part comprises a dome 6 with double walls 60, 61 spaced apart from each other forming a space E inside which can circulate liquid water from basin B from the bottom to the top of the dome forming a central evacuation chimney 62.
  • the space E has a constant height of the order of 0.5 to 2 cm.
  • thermocline In normal operation, the level of the thermocline is set sufficiently above the pressurizer, in particular so as to be located above the central exhaust chimney 62, as illustrated in Figures 11 and 12.
  • the liquid water which thus circulates solely by natural convection in the space E delimited by the two walls 60, 61, from a cold temperature below the thermocline, will condense the steam at saturation of the primary circuit at the inside the tank and thus reduce the pressure within the tank.
  • the cold temperature of liquid water entering the space E at the bottom of the dome 6 is around 65°C, which allows effective and rapid cooling of the dome 6, and in particular of the internal wall 60 forming the enclosure of mechanical resistance to the pressure of the primary circuit, and hence the primary water vapor underlying it, and at a saturation temperature of the primary pressure around 3.5 bar, or approximately 140 °C.
  • such a device makes it possible to extract by natural circulation of the order of 0.3 MW thermal, and thus to condense approximately 0.15 kg/s of steam at saturation.
  • the saturation steam inventory in the pressurizer in normal operation, is of the order of a few kilograms, depending on the volume of the pressurizer required.
  • the primary depressurization power is therefore entirely compatible with the primary pressure control requirements.
  • the central chimney 62 incorporates within it a regulation valve 64 which makes it possible to adjust the flow of secondary liquid water which circulates in space E and therefore to regulate the liquid cooling as such. Indeed, in a completely closed position of the valve 64, the layer of water is trapped and stratified in the space E. Conversely, in a position of opening, in particular completely, of the valve 64, the water hot rises naturally in space E then through the central chimney 62 and will join the upper hot water layer of basin B, while the cold water from basin B is sucked in through the entry in the low position of the double wall 60, 61.
  • the valve 64 can be a butterfly valve like the secondary flow valve 5 illustrated in Figures 10A, 10B, 10C.
  • the two walls 60, 61 of the dome 6 are metallic, preferably stainless steel.
  • the external wall 61 of the dome 6 is advantageously covered with a cap 63 housing within it a thermal insulator to prevent the dome from cooling when the valve 64 is in the closed position.
  • the reactor 4 comprises, as a passive heat sink, a plurality of cooling fins 65 arranged inside the internal wall, preferably being distributed uniformly over the surface of the latter, preferably by being welded or brazed.
  • These fins 65 thus increase the contact surface with the steam of the primary circuit and therefore make it possible to improve the heat exchange by conduction between said steam and the dome 6.
  • these fins 65 are rectilinear and extend over a major part of the height of the dome.
  • These fins 65 are preferably made of the same material as the walls 60, 61 of the dome 6, and typically have a thickness of a few cm and a length of a few tens of cm along the inside of the wall 60.
  • the heating part of the pressurizer comprises a plurality of electrical resistances 8 wrapped in an electrical insulator and powered by electrical cables, arranged inside the dome, preferably on the separation plate 7 which in its center includes a portion with holes 70 to ensure the functions of thermal insulation and pressure difference of the integrated pressurizer.
  • a portion with holes 70 is for example as according to the device described in patent application WO 2012/158929A3.
  • the electrical resistors 8 can be of the type described in patent US4135552.
  • the reactor vessel 40, 41, 45 of the reactor block 4 with the exchangers 49 is supported by a metal base 102, preferably made of stainless steel, or of black steel coated with an anti-corrosion deposit.
  • this base is held in the bottom of the tank well 100 by a mechanical locking system, not shown, adapted to prevent its movement and its lifting in the event of an earthquake.
  • the base 102 and the reactor block 4 which it supports can be lifted and brought to the top of the reactor well.
  • the mechanical locking system of the base must be able to be unlocked in a simple manner using tools accessible from the top of the tank well 100.
  • the base 102 which supports the reactor block 4 is rigidly connected to a foundation raft 103, and the metal covering with which the prestressed concrete wall 101 is covered, is fixed rigidly and watertight to the raft 103.
  • the reactor 4 has a total physical impossibility of occurrence of a serious accident, with significant melting of the core and perforation of the primary circuit vessel. There is therefore no specific corium recovery device at the bottom of the reactor well, the latter being confined in all imaginable physical configurations inside the reactor vessel, in total immersion in a liquid permanently.
  • the tank well 100 is closed by a removable and waterproof cover cap 104, adapted to resist the pressure of the secondary circuit.
  • the cover cap 104 is a metal slab, mechanically welded, more preferably cellular or formed of boxes.
  • a gas sky 105 preferably nitrogen, is delimited by the free level of the volume of secondary water in the tank well 100.
  • This gas sky 105 makes it possible to control the secondary water pressure and to adapt the free level variations and secondary water expansion.
  • the mechanical connection between the metal coating of the tank well and the cover plug is made up of a metal seal or a high temperature elastic seal, in order to maintain total tightness.
  • a pipe not shown with water circulation within it can be embedded in the concrete wall 101, at a distance close to the interior and the lining metal forming the third barrier.
  • the reactor block 4, 102 only has instrumentation type connections and control of the reactivity of the heart, in the form of electrical connectors, easily removable. Complementary flexible or semi-rigid connections, also removable, allow the permanent withdrawal and return of a small fraction of the primary circuit water, for chemical treatment and adjustment of the total volume of the primary water. Thus, the reactor block 4, 102 is easy to disconnect and move for its possible total replacement.
  • forced convection can be used.
  • the tertiary water circuit intended to supply heat to a heat network comprises at least one exchanger 200 with the secondary circuit of which an inlet 201 is fluidly connected to an inlet pipe 210 and an outlet 202 is fluidly connected to a pipe output 220.
  • the part of the secondary circuit which is connected to the exchanger 200 includes:
  • thermocline a pipe 240 connected to an outlet 204 of the exchanger 200 which opens directly into the secondary water of the tank well 100 at the cold temperature Tl below the thermocline.
  • a pump 250 ensures the closed loop forced circulation of the secondary water from the hot temperature T2 through respectively the pipe 230, the exchanger 200, the pipe 240 up to the cold temperature TL
  • Figures 14 and 15 show an advantageous embodiment of the configuration according to Figure 13.
  • two exchangers 200.1, 200.2 are implemented between the secondary and tertiary circuit with a hydraulic distribution block 260 which makes it possible to fluidly connect these two exchangers 200.1, 200.2 either in series or in parallel.
  • the exchangers 200.1, 200.2 are of the plate type and counter-current circulation.
  • Series operation of the exchangers 200.1, 200.2 makes it possible to divide the thermal exchange power in two in order to reduce the supply of power to a heating network while maintaining the same operating parameters in temperature, or for maintenance intervention. of one of these two exchangers, operating at half power.
  • Parallel operation of the exchangers 200.1, 200.2 makes it possible to maintain nominal power evacuation operation, with one of the two exchangers 200. or 200.2 fluidically isolated on which intervention can be carried out.
  • exchangers 200.1 or 200.2 are sized at 100% of the thermal power each, while exchangers 200.1 and 200.2 in series are sized at 50%.
  • the block 260 includes a series of isolation valves and connections between the secondary inlet and outlet pipes 210 and 220 on the one hand, and the pipes 261.1, 262.1, 261.2, 262.2 on the other. somewhere else.
  • a series of isolation valves and connections exist between the tertiary pipes 230 and 240 on the one hand, and the pipes 263.1, 264.1, 263.2, 264.2 on the other hand.
  • block 260 connects piping 220 to piping 261.1, piping 262.1 to piping 261.2, and piping 262.2 to piping 210.
  • Block 260 also connects piping 240 to piping 263.1, piping 264.1 to piping 263.2, and piping 264.2 to piping 230.
  • block 260 connects one or the other of the exchangers, while the other is isolated.
  • block 260 connects piping 220 to the hot inlet piping of exchanger 261.1.
  • Block 260 also connects outlet 262.1 to piping 210.
  • block 260 connects piping 240 to cold inlet piping 263.1, and block 260 connects hot outlet 264.1 to piping 230.
  • a pump 270 can be installed, for example on the cold inlet pipe 210 of the tertiary circuit, and it can be placed on each individual pipe 210, 220, 230, 240 an isolation valve 212, 222, 232, 242.
  • Figure 16 illustrates a variant with a duplication of the pumps of the secondary and tertiary circuits which are placed in fluid parallel for intervention and maintenance of operation during this intervention.
  • two pumps 250.1, 250.2 each with an associated isolation valve 242.1, 242.2 are placed in parallel on the pipe 240.
  • two pumps 270.1, 270.2 each with an associated isolation valve 212.1, 212.2 are placed in parallel on the pipe 210.
  • FIG 17 illustrates an advantageous configuration in which the tank well 100 is arranged on the bottom 90 of a pool 9 called IRWST intended for the fuel handling phases as presented in Figure 17A.
  • the tank well 100 containing the secondary water basin is closed in a watertight manner by a removable metal cover 104 forming the separation wall with the bottom 90 of the swimming pool 9.
  • the exchangers shown in Figure 14, 15, and 16 between the secondary and tertiary circuits are housed in the nuclear installation near the IRWST swimming pool.
  • the secondary suction piping 230, and secondary discharge 240, are also illustrated in Figure 17 and 17A.
  • the pool 9 contains a volume of water necessary to completely cover the reactor block 4 in the open handling position, as illustrated in Figure 17A, for the cooling of the fuel assemblies on the one hand, and the biological protection and radiological containment of somewhere else.
  • the quantity of cold water contained in the swimming pool 9 and which is protected from external attacks serves as a safety cold source for accidental situations where the normal cooling systems, when stopped, cannot operate.
  • FIG 18 Another system is illustrated in Figure 18, with two redundant safety exchangers 500, of the drum exchanger type, fixed in the upper part of the tank well 100 at the level of the secondary hot water layer.
  • the cold water from the pool 9 descends by gravity to the inlet collector 501 of each exchanger, heats up through the tubes of the exchanger in contact with the volume of water secondary B at its hot temperature, and exits into the pool 9 through the outlet collector 502 forming a discharge chimney.
  • an isolation valve 503, 504 is arranged between each of the inlet 501 and outlet 502 collectors and the exchanger 500 to which they are connected.
  • an isolation valve 503, 504 is arranged. in order to isolate the exchanger systems 600 in normal operation and therefore to dedicate their operation only to accidental phases. The positioning of these exchangers 500 in the tank well 100 does not prevent handling or the complete removal of the reactor block 4.
  • Another system that can be considered consists of two redundant exchangers 600 in the form of panels, which are each suspended, directly by the cover plug 104 of the tank well, with a closed circuit of water coming from the bottom 90 of the swimming pool 9, as shown in Figure 19.
  • the water from the swimming pool 9 flows by gravity into each suspended exchanger 600, from an inlet collector 601 configured for a lateral sampling at the bottom 90 of swimming pool 9, then through a central coaxial pipe 605, and rises by natural convection towards an outlet collector 602 forming a central discharge chimney, after heating to reach the swimming pool 9.
  • an isolation valve 603, 604 is arranged in order to isolate the exchangers 600 in normal operation and therefore, to dedicate their operation of these exchangers only to phases accidental.
  • a thermal insulator, not shown, inside the metal dome 104 insulates the bottom of the pool 9 from the temperature conditions of the secondary water. During the handling phases, all of the components 600 to 605 and the dome 104 to which they are suspended are removed, which does not harm the cooling of the volume of secondary water in direct contact with the water of the IRWST swimming pool. 9.
  • Another ultimate complementary system consists of a direct connection by opening a valve in order to directly flow the swimming pool water 9 into the secondary water volume of the pool B, after depressurization and bringing the latter into equilibrium with the pressure of the swimming pool 9.
  • This ultimate complementary system is intended to be implemented only for ultimate accident sequences where all the other previous systems are not operational, the swimming pool 9 then having to be kept watertight by a watertight closing cover, in order to maintain the integrity of the third containment barrier. In place of or in addition to the pool cover, it is possible to plan to waterproof the building housing the pool 9.
  • the tank well 100 is delimited by a prestressed concrete wall 101 coated with a liner-type metal covering. This This configuration is suitable when the maximum secondary water temperature is less than 100-110°C and the pressure is less than 5 bar.
  • a thick-walled metal tank type structure 300 independent of the concrete structure of the tank well 100, can be considered, as shown in Figure 20.
  • This thick metal tank 300 then forming the third containment barrier of the reactor, is separated from the internal concrete wall 101 of the tank well 100 but placed on the bottom of the latter, and fixed by welding or bolting with a metal flange 301 installed directly in the invert of the reactor well.
  • the tank 300 is also welded to the upper flange 302, and this flange 302 is placed on the flange 303 installed directly on the upper face of the tank well 101. Sealing is also done by bolting with crushing of 'a metal joint, not shown.
  • An entry airlock 106 at the bottom of the tank well allows during installation, and during ten-yearly inspection visits, that the sealing of the tank bottom connection between 300 and 301 is correctly achieved. In normal operation, the airlock 106 must be perfectly sealed in order to avoid a loss of inventory of the swimming pool 109.
  • An intermediate space between the internal wall of the tank well 100 and the external diameter of the tank 301 allows flow by gravity of a part of the water from the swimming pool 9, as indicated in Figure 20 by the arrows of the circulation loop R.
  • the water from the swimming pool 9 can flow around the secondary water volume to maintain an acceptable temperature for the concrete of the wall 101 of the tank well but with a flow rate to be limited so as not to have too much thermal loss. This flow rate can be increased in an accident situation to serve as a means of evacuating residual power.
  • shutters for regulating the circulation flow of the water of the swimming pool 9 at the entrance or exit of the space between the thick metal tank and the internal wall of the tank well, at the level of the penetrations 105 of the tank well, in order to to be able to regulate the cooling flow of the thick tank, protecting the concrete wall from excessive temperatures.
  • a coating on the internal wall 101 of the tank well makes it possible to avoid direct contact between the water of the swimming pool 9 and the concrete of the tank well.
  • a coating can be paint or epoxy resin.
  • a thermal insulator can be added to the internal wall of the thick tank 300, provided that it does not prevent the control and inspection of the tightness of the thick tank.
  • the thick tank should not be more than 7 meters wide, in order to allow its transport by road or sea, road transport by exceptional convoy.
  • This thick tank is manufactured in the factory and assembled either in one module or in several modules to be assembled vertically on site, in a simple manner, for example by automatic welding at the periphery.
  • the vertical and horizontal expansion of the thick tank is ensured by the flexibility of its walls, with a thickness of 10 to 20 mm, and whose geometric shape is optimized so as not to exceed the maximum thermo-mechanical constraints at the level of the connection welds. rigid.
  • the thermal protection of the tank well may only concern its part facing the secondary water at its hot temperature, its cold temperature being compatible with the strength of the concrete of the wall 101 of the tank well, and in particular the bottom of the well. .
  • the circulation of the cooling flow of the thick tank by part of the water taken from the bottom of the pool can be adjusted according to two modes:
  • a low flow of water from the pool 9 flows by gravity along the thick tank, and returns by natural convection once heated, into the pool.
  • a flow rate of around 2 m 3 /h is sufficient to ensure thermal protection of the reactor well;
  • the normal refrigeration system of the swimming pool is sized to evacuate to the outside the thermal input resulting from the minimum cooling flow rate during normal operation of the reactor.
  • the overall thermal inertia of the pool 9 is sufficient to ensure cooling of the reactor for at least 7 days, and infinitely in extreme conditions where boiling of the pool 9 is authorized.
  • the primary water within the reactor vessel is then also cooled by the volume of secondary water surrounding it, both by direct conduction through the reactor vessel, but also by the exchangers 49 which continue their exchange function.
  • valve 481 for regulating the primary water flow as well as each valve 5 for regulating the secondary flow are then automatically by gravity falling respectively of the crown 481 and the flyweight 53 placed in their fully open position in order to maximize this exchange.
  • the aforementioned regulation shutters can allow a flow of water from the swimming pool 9 to pass in natural convection greater than 0.5 1/s, up to approximately 100 1/s.
  • the thermal power evacuation is then approximately 3 to 5 MW at the level of the metal wall of the thick tank 300, a value much higher than the residual power released by the reactor 4. Consequently, we obtain a rapid decrease in temperature average of the total volume of secondary water, i.e. from basin B.
  • This type of cooling by direct thermal conduction of the metal tank 300 is similar to the system presented in Figure 18, with cooling panels installed in the upper wall of the tank well 100, with the difference that the wall of the tank 300 acts as a exchanger in place of the exchangers 500 shown in Figure 18.
  • the performances, in terms of exchange surface and thermal extraction, are substantially equivalent.
  • thermo-hydraulic pre-sizing calculations on all of the primary, secondary and tertiary circuits of the installation according to Figure 12 using thermomechanical calculation software. It can be classic software, such as the presizing code known under the name CATHARE: [6].
  • an exchanger pinch 49 is the minimum temperature difference between the primary water and the secondary water at a given point of the exchanger.
  • thermo-hydraulic operating parameters making it possible to presize the exchangers 49, and an estimate of the positioning of the latter vis-à-vis of the heart.
  • an estimated volume of exchangers 49 can be established, with installation at a minimum height of 3.16 m relative to the average altitude of the fissile zone.
  • a sizing margin of 4 m is recommended in order to maintain the possibility of adding additional pressure losses through the rolling valve 481.
  • the primary water pressure of 4 bars is determined such that the boiling margin vis -with respect to the average temperature at the core outlet is 20°C.
  • the reactor vessel 40, 41 of the reactor block 4 has an overall height of approximately 9 m, with an overall diameter of 3 m integrating the main shell 42 with a diameter of the lower compartment 40 of the vessel of 2.74 m and a diameter of the upper compartment 41 of 2.15 m.
  • a number of three identical exchangers 49 are retained, each with a useful heat exchange volume of approximately 1.2 m 3 and an exchange height between primary and secondary circuits of 2 m.
  • the three exchangers 49 are fixed with their collectors 400, 401, 490, 491 at 120° from each other to compartment 45 of the reactor vessel as illustrated in Figure 5A.
  • the thickness of the reactor vessel is not dictated by considerations of resistance to pressure since it is immersed in the secondary water of basin B, but rather by constraints of mechanical rigidity, resistance to buckling and heart support. We recall here that the primary pressure is lower than the secondary pressure.
  • the material envisaged for the reactor vessel 4 and the exchangers 49 is stainless steel.
  • CAD Computer-aided design
  • the average temperature of secondary water is around 80°C, which is lower than the boiling temperature of water in the atmosphere.
  • the volume of primary water is of the order of 30 m 3 , or approximately a factor of 10 lower than that of the volume of secondary water. This therefore results in a very significant thermal inertia contributing significantly to the operational safety of the reactor block 4, both in terms of absorption of possible heating of the primary water, but also with regard to the rise in pressure. of primary water in the event of a failure to evacuate the residual power.
  • thermo-hydraulic sizing of the secondary and tertiary and quaternary circuits heat network
  • the operating conditions are therefore substantially identical to those governing primary water circulation.
  • a number of two identical exchangers 200.1 and 200.2 is retained with for each a useful heat exchange volume of approximately 2.4 m 3 and an exchange height between secondary and tertiary circuits of 2m, for the parallel configuration, this is i.e. each dissipating 100% of the nominal power.
  • each exchanger 200.1 and 200.2 is sized at 50% of the nominal power, and the exchange length is then divided by two, or approximately 1m.
  • the secondary hydraulic pumping power, corresponding to pumping groups 250.1 and 250.2 in Figure 16 is estimated at approximately Ikw, which leads to an electrical power of approximately 1.7 to 2kw electric per pump. This power is very dependent on the dimensioning in diameter and length of the pipes 230 and 240 considered.
  • the power of the tertiary pumping group is very dependent on the quaternary circuit, i.e. the customer heating network, and cannot be estimated.
  • the driving height of natural convection of the secondary water is at least 4 m, which sets the maximum altitude position of the thermocline.
  • the level of invert 103 of the reactor well is approximately 25 m from the ground.
  • the bottom of pool 9 is 10 m from the ground surface.
  • the reactor building is therefore entirely buried, with the top of the IRWST pool corresponding to ground level.
  • IAEA-TECDOC-463 Small Reactors for Low-temperature Nuclear Heat Applications.

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Abstract

Installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire modulaire (SMR) et un puits de cuve délimitant un bassin d'eau dans lequel le bloc réacteur SMR est immergé. L'invention concerne une installation nucléaire comprenant : - au moins un bloc réacteur SMR (4) à vocation calogène délimité par une cuve de réacteur (40, 41, 42); - un puits de cuve (100) délimitant un bassin rempli d'eau (B) formant une partie d'un circuit secondaire, dans lequel la cuve de réacteur est immergée; - au moins un échangeur de chaleur (49) entre le circuit primaire du réacteur SMR et le circuit secondaire, agencé à l'extérieur de la cuve de réacteur et dans le bassin d'eau.figure pour l'abrégé :

Description

Description
Titre: Installation nucléaire comprenant au moins un réacteur nucléaire modulaire (SMR) et un puits de cuve délimitant un bassin d’eau dans lequel le bloc réacteur SMR est immergé.
Domaine technique
La présente invention concerne le domaine des centrales nucléaires, en particulier celles comprenant des réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP). Plus particulièrement, elle concerne le domaine des réacteurs dits de petite ou moyenne puissance ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), à vocation calogène.
L’invention a ainsi pour objectif principal la simplification forte de l’exploitation et l’amélioration de la sûreté d’un réacteur REP à vocation calogène qui fonctionne à basse pression, typiquement inférieure à 6 bar et qui est destiné à fournir une relativement faible puissance thermique, de l’ordre de quelques dizaines de MWth, typiquement comprise entre 5 et 200MWth.
Par « réacteur SMR », on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire à fission, de taille et puissance plus faibles que celles des réacteurs conventionnels REL, dont un bloc est fabriqué en usine et transporté sur un site d'implantation nucléaire pour y être installé.
Par « bloc réacteur », on entend ici et dans le cadre de l’invention, la cuve, dite cuve de réacteur ainsi que l’ensemble des composants et partie de circuit fluidique, notamment le cœur du réacteur créant de la chaleur par des réactions nucléaires de fission, qui est logé à l’intérieur de la cuve de réacteur.
Par « à vocation calogène », on entend ici et dans le cadre de l’invention, une installation nucléaire, une centrale nucléaire ou un réacteur nucléaire dont la puissance est dédiée majoritairement à la fourniture de chaleur. La puissance d’un réacteur à vocation calogène peut être à 100% pour fournir de la chaleur. Une faible part de sa puissance peut tout de même servir à fournir de l’électricité.
Par « à vocation électrogène », on entend ici et dans le cadre de l’invention, une installation nucléaire, une centrale nucléaire ou un réacteur nucléaire dont la puissance est dédiée majoritairement à la fourniture d’électricité. La puissance d’un réacteur à vocation électrogène peut être à 100% pour fournir de l’électricité. Une faible part de sa puissance peut tout de même servir à fournir de la chaleur.
Technique antérieure
Un des sujets actuels de développements pour les réacteurs nucléaires concerne les réacteurs dits calogènes destinés à fournir un niveau de puissance thermique de quelques dizaines de MWth, à des fins principalement de fourniture de chaleur dite urbaine, c’est-à-dire dans des réseaux urbains, pour des villes/agglomérations de plusieurs centaines de milliers d’habitants.
Parmi les différentes solutions technologiques qui fournissent de la chaleur à partir d’une fission nucléaire, il est communément admis qu’à ce jour, les réacteurs à eau pressurisée (REP) sont les plus adaptés pour fournir de la chaleur à relativement basse température.
En effet, les réacteurs à eau bouillante (REB) ont pour vocation la production de vapeur dans un circuit primaire directement exploitée dans un groupe turbo-alternateur afin de produire de l’électricité.
Les réacteurs à neutrons rapides de quatrième génération (RNR), fournissent une chaleur à des niveaux de température au-delà des requis nécessaires, et ont principalement comme inconvénient un coût de construction et d’exploitation qui les rend incompatibles avec la fourniture exclusive de chaleur urbaine.
De même, les réacteurs à modérateur graphite et à caloporteur gaz sont destinés à fournir de la chaleur à relativement haute température.
Enfin, les concepts émergeants de type réacteurs à sels fondus n’ont pas la maturité technologique suffisante pour un déploiement à relativement court terme.
On rappelle qu’un réacteur nucléaire à eau pressurisée (REP) comprend trois cycles (circuits fluidiques) dont le principe général de fonctionnement normal est le suivant.
L’eau sous haute pression d’un circuit primaire, prélève l’énergie fournie, sous forme de chaleur, par la fission des noyaux d'uranium, et le cas échéant de plutonium, dans le cœur du réacteur.
Ensuite, cette eau sous haute pression et haute température, typiquement 155 bars et 300 °C, entre dans un générateur de vapeur (GV) et transmet son énergie à un circuit secondaire, lui aussi utilisant de l’eau sous pression comme fluide caloporteur. Cette eau sous forme de vapeur, à haute pression, typiquement à environ 70 bars, est ensuite détendue via un organe de détente transformant la variation d’enthalpie du fluide en travail mécanique puis électrique en présence d’une génératrice électrique.
L’eau du circuit secondaire, est ensuite condensée via un condenseur utilisant un troisième cycle, le cycle tertiaire ou de refroidissement, comme source froide.
Les principes de conception des réacteurs REP selon ces trois cycles sont sensiblement les mêmes depuis le début de la mise en service des premiers exploités.
Les principaux éléments d’un circuit primaire de REP sont montrés à la figure 1 :
- un bâtiment réacteur 1 assurant différentes fonctions dont notamment une contribution à la fonction de sûreté de confinement,
- une cuve de réacteur 20, implantée au centre du bâtiment 1, logeant le cœur C du réacteur,
- un circuit primaire 2 en eau pressurisée comprenant la cuve 20.
Ces principaux éléments sont donc communs, leur constitution et le nombre de composants variant selon la puissance du réacteur.
Typiquement, l’enveloppe du bâtiment du réacteur 1 peut être constitué de plusieurs épaisseurs. Par exemple, comme illustré à la figure 1, un bâtiment du réacteur 1 peut être constitué d’une paroi extérieure en béton armé 12, d’une paroi intérieure en béton précontraint 10 séparée de la paroi extérieure 12 par un espace annulaire 13 dénué de matière, et d’une peau métallique 11 sur l’intérieur de la paroi en béton précontraint 10, pour un réacteur de 1650 MWe.
Comme illustré sur la figure 2, issue de la publication [1], le circuit primaire 2 est constitué des principaux composants suivants :
- une cuve de réacteur 20,
- des boucles primaires 21 comprenant chacune une pompe primaire 22 et un générateur de vapeur 23,
- un unique pressuriseur 24.
En outre, on distingue sur cette figure 2, les mécanismes de barres de contrôle du cœur de réacteur et de grappes de contrôle 25. En fonction de la puissance du réacteur, le nombre de boucles peut être de trois pour un réacteur de 900MWe ou 4 pour un réacteur de 1300 MWe et plus.
Le bâtiment du réacteur 1 est donc dimensionné, entre autres, pour loger l’intégralité des composants du circuit primaire 2.
La figure 3 illustre le cycle de transfert d’énergie (chaleur puis électricité) d’un réacteur REP. Sur cette figure 3, on distingue notamment la répartition du positionnement des composants par rapport au bâtiment réacteur 1, qui assure la fonction de troisième barrière de confinement.
Les liaisons fluidiques entre l’intérieur et l’extérieur du bâtiment réacteur 1 sont assurées par les lignes 30, 31 du circuit externe des générateurs de vapeur 23 vers le circuit secondaire 3 comprenant une turbine 32 reliée au générateur électrique 33, un condenseur 34, une pompe alimentaire 35 et un réchauffeur non représenté.
Plus précisément, pour un générateur de vapeur 23 donné, le bâtiment du réacteur 1 est traversé par une ligne dite ligne chaude 30 qui évacue la vapeur du générateur de vapeur 23 pour évacuer la puissance et l’amener jusqu’à la turbine 32, et par une ligne dite froide 31 qui alimente en eau liquide le générateur de vapeur 23.
Parmi les solutions déjà étudiées de réacteurs REP à vocation calogène, on peut distinguer trois principales catégories correspondant aux architectures principales de conception du circuit primaire, à savoir respectivement les réacteurs dits de type « piscine », ceux à boucle(s) primaire(s), et ceux de type intégré généralement illustrés dans les réacteurs de petite puissance, désignés sous l’acronyme anglo-saxon SMR (« Small Modular Reactor »), à vocation électrogène. On pourra se référer aux publications [2] et [3].
Les réacteurs piscine mis en œuvre à ce jour l’ont été à titre expérimental avec une faible puissance, typiquement de 10 MWth : la pression dans le circuit primaire peut être proche de la pression atmosphérique, impliquant à la fois des fluences neutroniques modérées au sein du cœur, et la température du circuit primaire est limitée et voisine de 100°C maximum. Dans un réacteur piscine, la hauteur d’eau liquide au-dessus du cœur permet toutefois d’augmenter légèrement la pression primaire au sein du cœur fissile, tout en restant dans l’ordre de grandeur de quelques bars. L’avantage d’un tel réacteur réside dans la simplicité de conception, la cuve de réacteur n’étant pas considérée comme une enceinte soumise à la pression, le puits de cuve en béton et son cuvelage interne étanche formant la cuve de réacteur entourant le circuit primaire. C’est donc principalement le maintien de confinement radiologique, comme dans le cas d’une piscine de stockage du combustible, qui régit la qualité de conception de ce composant « sandwich » constitué du puits de cuve en béton et son cuvelage étanche interne. La cuve réacteur en elle-même est assemblée sur site, et doit bien sûr résister à toutes les agressions externes extrêmes, séisme majeur et chute d’avions notamment. De plus, le béton doit être soumis à des températures compatibles avec le maintien de ses caractéristiques mécaniques dans le temps. Ce type de conception n’est plus mis en valeur actuellement du fait des contraintes fortes de démonstration de qualité de réalisation et de contrôle sur site pour la réalisation de la deuxième barrière de confinement d’une chaudière nucléaire, règles fixées par le RCC-M, qui est le code français définissant les règles de conception et de construction des matériels mécaniques des îlots nucléaires des réacteur REP. Une cuve métallique autoportée, réalisée en usine, est privilégiée, et permet également de monter à des pressions primaires supérieures.
On peut citer comme exemple de réacteur piscine le projet SLOWPOKE mené dans les années 1970-1980 par le Canada (AECL) concernant les réacteurs NHP (acronyme anglo- saxon « Nuclear Heating Plants »). La figure en page 13 de la publication [3] illustre ce réacteur de démonstration, de puissance thermique fournie de 10 MWth, dont le puits de cuve rempli d’eau contient l’ensemble du circuit primaire et les échangeurs entre circuit primaire et circuit secondaire, le tout étant refermé par une dalle au niveau du sol. Dans ce réacteur piscine, la circulation du fluide primaire est réalisée par convection naturelle, ce qui simplifie ainsi les transitoires de perte électrique, et la maintenance générale des systèmes. Le réacteur dispose également d’une inertie thermique importante, du fait de l’importance de l’inventaire en eau du circuit primaire vis-à-vis de la puissance du réacteur, ce qui apporte également un gain dans la sûreté générale vis-à-vis des transitoires incidentels, et la conduite. Enfin, l’épaisseur du puits de cuve et son absence de traversées latérales ou inférieures assure par conception l’impossibilité de vidange du circuit primaire, ni sa dépressurisation. Un tel réacteur piscine remplit donc beaucoup de critères de simplicité de design, de sûreté à la conception, et de facilité de pilotage. Il présente en revanche un inconvénient majeur : la qualité de fabrication du cuvelage et le maintien des performances du béton formant le puits de cuve sont délicats à démontrer respectivement initialement et au cours du temps.
Un exemple plus récent de réalisation avec le projet chinois DHR 400 de la compagnie CNNC semble montrer sa reproductibilité, puisque la cuve de réacteur est constituée par un composant sandwich à enveloppe épaisse de béton précontraint, typiquement de l’ordre d’un mètre, revêtue en partie interne d’un liner en acier inoxydable de 5mm d’épaisseur, le tout étant enfermé dans un cylindre externe d’acier au carbone de 10mm d’épaisseur. Mais, ce réacteur ne peut être raisonnablement retenu qu’à la condition que les critères de modularité et de maximisation de fabrication des composants en usine, avec transport sur site, qui sont prépondérants, soient respectés.
Un exemple de réacteur piscine, avec un puits de cuve traditionnel et cuvelage associé, est présenté dans le projet de réacteur russe RUTA-70 de la société NIKIET.
Un exemple de réacteur à boucle(s) à vocation calogène est le réacteur chinois HAPPY 200 de la société SPIC, dédié au chauffage urbain de la ville de Pékin. D’une puissance unitaire de 200 MWth, il est conçu par tranche de deux unités, égalant ainsi les performances du projet précité DHR400 de CNNC. Contrairement à ce dernier, la cuve réacteur est une structure autoportante en acier, conçue en usine et assemblée sur place, avec toutefois un soudage complet de la boucle primaire, nécessitant ainsi des travaux lourds de chantier. La puissance thermique est évacuée du cœur par l’intermédiaire de deux boucles primaires alimentant des échangeurs à plaques, par convection forcée au moyen de deux pompes. Une piscine d’eau entoure l’ensemble de la cuve du réacteur, mais sans contact direct du fait d’une double enveloppe. En situation de transitoire accidentel, cette double enveloppe est noyée par l’eau froide présente dans la piscine. Cette configuration de réacteur à boucles présente ainsi l’avantage de pouvoir fournir une chaleur à température relativement voisine de celle sortant du cœur, grâce à la convection forcée au circuit primaire, ce qui facilite l’extraction de puissance thermique, et du fait de la présence d’échangeurs à plaques entre circuits primaire et secondaire, ce qui permet également un faible gradient thermique entre températures du circuit primaire et du circuit secondaire. Les inconvénients majeurs de cette configuration à boucles résident dans la convection forcée dans le circuit primaire pour les raisons de simplicité d’étude de transitoire de perte d’électricité, et de coût de maintenance associé aux fonctionnement de ces pompes. Un autre inconvénient important est la constructibilité en usine des boucles et la réduction des phases de leur assemblage sur site (délai du chantier de construction). En outre, en termes de compacité, de simplicité de génie civil et réduction des volumes en zone contrôlée et surveillée, une configuration à boucles n’est pas optimale du fait de l’étendue du circuit primaire dans le bâtiment réacteur. Enfin, avec une configuration à boucles, il existe un risque d’ Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP).
La dernière catégorie est celle des réacteurs dit intégrés, qui comprennent un bloc délimité par une cuve de réacteur entièrement réalisée en usine et transportée sur site, et qui loge le circuit primaire dans sa totalité, et notamment les échangeurs entre circuits primaire et secondaire. Ce type de réacteur intégré a la même configuration que les principaux concepts de réacteurs dits SMR existants actuellement, à fonction électrogène, à savoir 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.
Les 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.
Outre le gain de compacité, des 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 liés à la rupture des lignes du circuit primaire (accidents de type APRP). Ainsi l’installation sur site est grandement facilitée en se limitant à des connexions de tuyauterie secondaires, hormis les piquages du système de volumétrie et de chimie du circuit primaire, qui sont de faibles diamètres.
A titre d’exemple, le projet de centrale nucléaire d’acronyme NUWARD™, est une centrale à vocation électrogène constituée de deux SMR intégrés, de puissance unitaire égale à 170MWe, dont chacun comprend un bloc logeant tous les composants du circuit primaire à l’intérieur de la cuve de réacteur.
D’autres projets de SMR intégrés à vocation électrogène 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 du constructeur chinois CNNC de puissance égale à 100 MWe.
On a représenté sur la figure 4 un exemple de SMR intégré actuellement en projet. Un tel réacteur SMR intégré dont le bloc est globalement désigné sous la référence numérique 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.
Un concept précurseur de réacteur intégré à vocation calogène est le projet THERMOS mené conjointement par la Demanderesse et la société Technicatome : [4]. Le réacteur selon ce projet avait une puissance thermique de 100 MWth et était destiné à alimenter en chaleur urbaine la ville de Grenoble. Selon ce projet, la cuve de réacteur intègre l’ensemble du circuit primaire, permettant ainsi un fonctionnement sous une pression supérieure à celle d’un réacteur bassin, nécessaire pour fournir une chaleur urbaine voisine de 120°C. D’un diamètre de 5 m et d’une hauteur de 9 m, la cuve de réacteur qui était proposée était ainsi entièrement assemblée en usine, et logeait notamment les échangeurs entre circuits primaire et secondaire dans sa partie supérieure. Le faible gradient de température dans le cœur imposait la présence de groupes de pompage du fluide primaire, agencés dans la partie chaude, ce qui n’est pas idéal en termes de sûreté et de facilité de maintenance. De plus, l’inertie thermique des circuits primaire et secondaire est relativement limitée, le bassin dans lequel le réacteur est immergé étant déconnecté thermiquement du fonctionnement normal du réacteur, ce qui nuit à la sûreté de fonctionnement et aux lissages des transitoires d’appels de puissance du réseau de chaleur client.
Des études récentes sont dédiées aux réacteurs calogènes en Finlande, menées principalement par l’organisme VTT, pour le chauffage urbain de la ville d’Helsinki : [5]. En particulier, il a été étudié un réacteur d’une puissance thermique de 50 MWTh de type à cuve intégrée, contenant les échangeurs entre circuits primaire et secondaire dans sa partie supérieure, la cuve de réacteur étant elle-même contenue dans une enceinte de confinement proche. La circulation du fluide primaire est par convection naturelle en fonctionnement nominal, et le circuit secondaire est un circuit liquide à boucle dont un échangeur avec le circuit tertiaire qui fonctionne par convection forcée au moyen d’une pompe. L’ensemble cuve et enceinte de confinement est plongé dans une piscine qui est celle de manutention des combustibles (IRWST acronyme anglo-saxon pour «In-containment Refueling Water Storage Tank »). Plus précisément, la piscine IRWST comprend une fosse formant le puits de cuve à l’intérieur duquel est partiellement plongé l’ensemble constitué par la cuve de réacteur et l’enceinte de confinement. Cette piscine IRWST fait en outre office de source froide pour les accidents de dimensionnement. Ce type de réacteur intégré présente les mêmes avantages de constructibilité en usine et de modularité, que ceux des SMR intégrés à fonction électrogène, notamment de l’entreprise NuScale Power. En revanche, il présente un inconvénient majeur de manque d’inertie thermique dans le circuit secondaire, inertie qui est nécessaire pour avoir une stabilité de fonctionnement vis à vis d’un appel de charge. De plus, les fuites thermiques permanentes liées à la configuration en piscine IRWST favorisant la conduction thermique par la cuve de réacteur conduisent à devoir en permanence refroidir ladite piscine, ce qui induit de la chaleur fatale inexploitée.
En résumé, les réacteurs de type SMR intégrés semblent être les meilleurs candidats en tant que réacteurs à vocation calogène, dans la mesure où ils permettent à la fois de garantir une sûreté optimale (du fait de la simplification des systèmes et de la suppression des lignes fluidiques aériennes) et une capacité de modularité accrue permettant la fabrication en usine des composants et leur assemblage sur site.
Toutefois, les inventeurs ont analysé que les réacteurs de type SMR intégrés qui ont été envisagés ou tels qu’ actuellement envisagés ont plusieurs inconvénients.
Tout d’abord, l’architecture des systèmes de sûreté permettant de maintenir l’inventaire en eau du circuit primaire pour éviter le dénoyage du cœur du réacteur, en situation accidentelle présente des points de fragilité. En effet, ces systèmes mettent en œuvre des réserves d’eau d’injection de sûreté dédiées qui sont directement connectées par des lignes fluidiques à la cuve réacteur. Ces lignes sont susceptibles d'être rompues, ce qui entraînerait de fait un APRP.
Une simplification de l’architecture de sûreté pour rendre un SMR à vocation calogène très robuste à tous les événements accidentels serait souhaitable dans la mesure où un tel réacteur devra être situé dans des zones proches du lieu à alimenter en chaleur.
Ensuite, les réacteurs SMR à vocation calogène prévus à ce jour sous la forme de SMR intégrés, avec des boucles de circulation secondaire et tertiaire pour envoyer la chaleur produite sur un réseau présentent une flexibilité insuffisante dans la mesure où les conditions de fonctionnement du circuit primaire varient fortement lors des variations d’appels de puissance, ce qui rend complexe l’exploitation de tels réacteurs.
Par ailleurs, les échangeurs thermiques entre circuits primaire et secondaire tels que conçus à ce jour présentent des difficultés d’intégration et une complexité de fabrication qui ne permettent pas de suffisamment faciliter la construction et la maintenance du réacteur. Enfin, la limitation des pertes thermiques n’est pas optimale et repose sur des calorifuges agencés autour de la cuve. Il serait nécessaire de gérer les fuites thermiques à travers la cuve, et la protection en température du puits de cuve et plus généralement du béton entourant l’ilôt nucléaire.
H existe donc un besoin pour améliorer les réacteurs de type SMR intégrés, notamment lorsqu’ils sont envisagés en tant que réacteurs à vocation calogène, afin de pallier les inconvénients évoqués ci-avant.
H existe donc un besoin pour une installation nucléaire avec réacteur(s) de type SMR pour une vocation calogène qui présente à la fois :
- un niveau de sûreté optimisé,
- un niveau de flexibilité et d’adaptabilité aux besoins du ou des réseaux,
- une simplicité de construction,
- une simplicité d’implantation et de retrait (minimisation des lignes fluidiques de connexion),
- une simplicité d’exploitation.
Le but de l’invention est donc de répondre au moins en partie à ce(s) besoin(s).
Exposé de l’invention
Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, une installation nucléaire comprenant :
- au moins un bloc réacteur SMR à vocation calogène délimité par une cuve de réacteur, le bloc réacteur comprenant l’ensemble des composants et partie de circuit fluidique, dont le cœur du réacteur créant de la chaleur par des réactions nucléaires de fission, qui est logé à l’intérieur de la cuve de réacteur ;
- un puits de cuve délimitant une piscine remplie d’eau formant une partie d’un circuit secondaire, dans lequel la cuve de réacteur est immergée ;
- au moins un échangeur de chaleur entre le circuit primaire du réacteur SMR et le circuit secondaire, agencé à l’extérieur de la cuve de réacteur et dans la piscine d’eau secondaire.
Avantageusement, la pression de l’eau du circuit secondaire dans le bassin est supérieure ou égale à celle régnant dans la cuve de réacteur. Avantageusement encore, la pression de l’eau dans le bassin est inférieure ou égale à 20 bar.
Selon un mode de fonctionnement avantageux, le réacteur SMR est configuré pour, lorsqu’il est en fonctionnement, faire circuler l’eau du circuit primaire en convection naturelle entre l’(es) échangeur(s) et l’intérieur de la cuve de réacteur en passant à travers les assemblages de combustible définissant le cœur du réacteur.
Selon un mode de réalisation avantageux, le bassin d’eau est configuré pour, lorsque le réacteur SMR est en fonctionnement, réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le fond du bassin à une température dite froide dans lequel la cuve de réacteur SMR et F (es) échangeur(s) entre circuits primaire et secondaire sont immergés et le haut du bassin à une température dite chaude, l’eau du bassin circulant en convection naturelle entre F (es) échangeur(s) et la thermocline.
De préférence l’eau à la température froide provient d’au moins un échangeur de chaleur entre le circuit secondaire et le circuit tertiaire.
Selon une variante de construction avantageuse, l’installation comprend en outre une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur et adaptée pour guider un écoulement d’eau du bassin autour de la cuve de réacteur, par convection naturelle.
De préférence, le niveau de la thermocline est fixé de manière à se situer au-dessus de la cuve de réacteur.
Selon une configuration avantageuse, l’échangeur de chaleur est fixé à l’extérieur de la cuve de réacteur, la cuve de réacteur percée d’ouvertures d’entrée et de sortie débouchant respectivement dans le collecteur d’entrée et de sortie de la partie du circuit primaire dans l’échangeur.
Selon un agencement avantageux, l’échangeur de chaleur comprend un collecteur d’entrée et un collecteur de sortie de l’eau du bassin, le niveau de la thermocline étant fixé de manière à se situer au-dessus de la sortie du collecteur de sortie.
Selon un mode de réalisation avantageux, l’installation comprend une piscine de rechargement d’assemblages de combustibles, destinés à être insérés dans le cœur du réacteur SMR, le puits de cuve étant agencé en-dessous du fond de la piscine en étant fermé par un couvercle métallique amovible formant la paroi de séparation avec le fond de la piscine. Selon ce mode, et une variante de réalisation avantageuse, l’installation comprend au moins un échangeur de chaleur suspendu par le couvercle amovible du puits de cuve, adapté pour échanger la chaleur entre un circuit fermé d’eau provenant du fond de la piscine et l’eau du circuit secondaire du bassin, l’eau provenant du fond de la piscine s’écoulant gravitairement dans l’échangeur suspendu et remontant par convection naturelle pour rejoindre la piscine.
Selon une variante de réalisation avantageuse, le bloc réacteur comprend une plaque à trous dont une partie loge individuellement une tige de commande de barres de contrôle de réactivité et dont au moins un trou loge une vanne de régulation du débit d’eau primaire circulant dans le réacteur.
Avantageusement, la structure délimitant le bassin d’eau comprend un fond configuré pour supporter la cuve du réacteur.
L’invention a également pour objet un ensemble comprenant un réseau de chaleur et une installation nucléaire telle que décrite précédemment, dont le réacteur SMR à vocation calogène est relié au réseau de chaleur.
Ainsi, l’invention consiste essentiellement à immerger un bloc réacteur de type SMR ainsi que les échangeurs de chaleur entre circuit primaire et secondaire dans un bassin d’eau liquide qui fait partie du circuit secondaire.
Jusqu’à présent, un réacteur SMR intégré implique un bloc avec des échangeurs entre circuits primaire et secondaire à l’intérieur de la cuve de réacteur, ce qui rend plus complexes les phases de montage, d’assemblage, et complexifie également le dimensionnement général de la cuve et des composants échangeur eux-mêmes.
Cette conception classique s’explique par l’intérêt d’éliminer toute possibilité de brèche primaire importante par rapport à un réacteur REP à boucle primaire classique, essentiellement pour des applications où le réacteur est à vocation électrogène pour lesquelles le circuit primaire est soumis à des pressions importantes, de l’ordre de 150 bars voire supérieures.
Or, pour répondre à la fois aux problématiques de construction, de maintenance et de sûreté, les inventeurs ont analysé qu’en envisageant un réacteur calogène avec un circuit d’eau secondaire comprenant un bassin d’eau secondaire, contenu à l’intérieur du puits de cuve formant la troisième barrière de confinement, et avec un circuit primaire soumis à une pression de quelques bars, typiquement de 3 à 6 bar, les risques de brèche du circuit primaire étaient fortement diminués et tout risque de dénoyage du cœur était éliminé en cas de brèche. En effet dans un tel cas, le circuit secondaire peut être proche de la pression primaire, éliminant ainsi toute perte d’inventaire notable primaire en cas de brèche.
Aussi, les inventeurs ont pensé judicieusement à agencer les échangeurs entre circuits primaire et secondaire à l’extérieur de la cuve de réacteur. Cela permet de s’affranchir de la contrainte d’intégration précitée des réacteurs SMR intégrés connus, contrainte qui rend plus complexes les phases de montage, d’assemblage, et complexifie également le dimensionnement général de la cuve de réacteur et des composants d’échangeurs.
Ce bassin dit d’eau secondaire qui entoure la cuve de réacteur est avantageusement à une pression légèrement plus élevée que cette dernière pour empêcher le débit du circuit primaire de sortir en cas de brèche. Le bassin d’eau secondaire constitue ainsi une barrière de défense passive pour le confinement radiologique.
Répondant de fait au besoin de flexibilité, un avantage est que le bassin d’eau secondaire est utilisé comme bassin de stockage tampon, offrant une grande inertie thermique et permettant d’absorber une grande partie des variations de puissance sur le réseau de chaleur dans lequel le réacteur SMR à vocation calogène est relié.
Répondant également au besoin de simplicité d’intervention et d’exploitation, un avantage subséquent avec un bassin d’eau secondaire, qui ne nécessite pas de connexion/déconnexion de tuyauteries de circulation d’eau secondaire, réside dans la possibilité de remplacer ou déplacer facilement le bloc réacteur en entier, notamment pour les phases de rechargement de combustible. Pendant ces phases, le bloc réacteur peut être entièrement déplacé, afin de faciliter grandement la manutention des assemblages de combustible, en évitant notamment des grandes longueurs de perche de manutention comme selon l’état de l’art et les risques de blocage ou de chute associés. En cas de défaillance importante de composants du bloc réacteur, il est également envisageable de remplacer aisément la cuve de réacteur et/ou les échangeurs entre circuits primaire et secondaire, pour limiter le temps d’arrêt. Répondant également au besoin de sûreté en cas d’agression externe forte de type séisme, l’absence de connexion par tuyauterie primaire ou secondaire entre la cuve réacteur et l’installation simplifie très fortement les études accidentelles associées à ce type d’accident. En effet, dans cette configuration, la cuve réacteur est fixée à la base du puits de cuve, immergée librement dans le bassin d’eau secondaire, sans liaisons fixes de transport fluidique pour évacuer la puissance thermique.
Avantageusement du point de vue de la sûreté et du point de vue du rendement thermique, une stratification thermique verticale est établie dans le bassin secondaire de sorte à constituer une thermocline, l’eau à la température chaude étant en haut du bassin tandis que l’eau à la température froide est en bas du bassin. Cette eau froide provient avantageusement d’au moins un échangeur entre circuit secondaire et circuit tertiaire.
La circulation d’eau secondaire se fait par convection naturelle entre les échangeurs immergés dans le bassin et la thermocline.
Cette convection naturelle peut être améliorée par la présence d’une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur qui permet de guider un écoulement d’eau bassin en convection naturelle autour de cette dernière. L’agencement de l’enveloppe peut être réalisé à quelques centimètres autour de la cuve de réacteur. Cet écoulement va permettre d’échanger de la puissance thermique entre le circuit primaire et le circuit secondaire à travers la cuve de réacteur. Cette surface d’échange supplémentaire permet de diminuer la taille des échangeurs de chaleur immergés et de valoriser les pertes thermiques à travers la cuve de réacteur. L’enveloppe guidant l’écoulement garantit que la puissance thermique ainsi échangée au travers de la cuve de réacteur ne vienne pas déstabiliser la thermocline du bassin.
En situation accidentelle, la puissance résiduelle va pouvoir être évacuée en convection naturelle à travers les échangeurs entre circuit primaire et secondaire immergés dans le bassin et à travers la cuve de réacteur. La conception des systèmes de sûreté dédiés au refroidissement du cœur sont ainsi grandement simplifiés par rapport à l’état de l’art, de par la seule nécessité de refroidir le volume d’eau du circuit secondaire. Du fait de la possibilité d’une grande inertie thermique par le volume d’eau secondaire qui peut être important, typiquement de plusieurs jours avant toute intervention extérieure, l’évacuation de la puissance résiduelle du cœur du réacteur est facilitée et simplifiée à la fois à travers les échangeurs dédiés au fonctionnement normal, mais également directement par conduction par l’eau secondaire à travers les parois de la cuve de réacteur. En complément de l’évacuation de la puissance résiduelle à travers les échangeurs primaires, l’enveloppe guidant l’écoulement d’eau autour de la cuve réacteur permet également, dans des conditions accidentelles extrêmes, de refroidir le cœur par conduction thermique directe avec la cuve grâce au volume secondaire d’eau froide entourant cette enveloppe. Ce mode d’évacuation de puissance ultime permet de pallier un éventuel défaut de mode commun concernant l’évacuation à travers les échangeurs, en utilisant judicieusement la situation immergée de la cuve réacteur dans la source froide secondaire.
Afin de pouvoir correctement équilibrer les débits par convection naturelle en eau primaire et secondaire, des vannes de laminage sont prévues et judicieusement agencées.
La vanne de laminage d’eau primaire est avantageusement intégrée au sein de la cuve de réacteur et son mécanisme de contrôle est asservi au système de pilotage des barres de contrôle de la réactivité. Le réglage de débit d’eau primaire est ainsi dépendant de celui du niveau de puissance neutronique et donc thermique du cœur. Plus précisément, le réglage en hauteur de la position de la vanne de laminage permet de régler le débit d’eau primaire et par là l’échange thermique entre le circuit primaire et le circuit secondaire, à l’aide de suiveurs de barre et de systèmes mécaniques de positionnement de barre identiques à ceux dédiés au contrôle de la réactivité. De préférence, le système de sûreté passif permet de relâcher à la fois l’ensemble des barres de contrôle de réactivité pour assurer la descente gravitaire des barres dans le cœur et celle de la vanne de laminage. Dans sa position extrême basse, l’ouverture du débit d’eau primaire est maximale favorisant ainsi l’évacuation de la puissance résiduelle vers le volume d’eau secondaire.
De plus, le fonctionnement du réacteur par convection naturelle en eau primaire et eau secondaire répond au besoin d’adaptabilité au réseau de chaleur client dans la mesure où ça le rend intrinsèquement stable vis-à-vis des appels de puissance thermiques du réseau de chaleur auquel l’installation est destinée. Cela contribue à la sûreté de fonctionnement, et simplifie de fait les contraintes de contrôle et pilotage. Pour exemple, dans l’hypothèse d’un arrêt ou chute brutale de prélèvement de puissance thermique du volume d’eau secondaire, l’apport d’eau secondaire à sa température chaude par les échangeurs entre circuits primaire et secondaire conduit rapidement à épaissir la couche d’eau secondaire à sa température chaude par rapport à la couche d’eau à sa température froide qui entoure le bloc réacteur. Cela conduit à faire baisser l’altitude de la thermocline, provoquant de fait une baisse de débit par convection naturelle dans les échangeurs côté secondaire. A puissance nucléaire produite constante, l’échange thermique entre circuits primaire et secondaire baisse donc, ce qui induit de fait une élévation de la température moyenne du fluide primaire. Vis-à-vis de la sûreté, les contre-réactions neutroniques induites par la dilatation du fluide primaire dans le cœur d’une part, et dans le combustible nucléaire par effet Doppler d’autre part, génèrent une baisse immédiate de la réactivité du cœur, contrecarrant ainsi l’élévation de température moyenne du cœur.
H existe donc une réaction stable naturelle ou passive de réduction de la puissance neutronique du cœur, sans modification de la position des barres de contrôle de la réactivité, lors d’une réduction de la fourniture d’énergie thermique vers le réseau client, gage de sûreté et de sécurité de fonctionnement.
En complément du réglage de puissance du cœur par l’ensemble des barres de contrôle d’une part, des réglages par vannes de laminage primaire et secondaire comme explicités auparavant, et par le réglage de la pression d’eau primaire à l’aide du pressuriseur d’autre part, l’intérêt pour la sûreté est de pouvoir faire fonctionner de façon passive et simplifiée ce réacteur calogène, en éliminant l’ensemble des transitoires accidentels suivants, que l’on peut rencontrer habituellement dans les réacteurs à eau pressurisée à vocation électrogène selon l’état de l’art, à savoir:
- un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire par l’impossibilité de perte notable de l’inventaire en eau du primaire et donc de risque de dénoyage du cœur,
- une Rupture de Tuyauterie d’Eau et Rupture de Tuyauterie Vapeur, de par l’absence de génération de vapeur et d’une alimentation en eau secondaire par immersion directe,
- un Accident de Réactivité par dilution d’eau claire, puisque le réacteur fonctionne sans bore soluble primaire,
- une Perte de débit primaire, du fait d’une circulation naturelle primaire,
- une Perte de débit secondaire, du fait d’une circulation naturelle secondaire,
- une Perte de réseau électrique externe, du fait du caractère passif de fonctionnement nominal.
De manière générale, la fourniture de chaleur thermique autour de 90 à 110°C pour un réseau de chaleur conduit à dimensionner les températures froide et chaude du circuit primaire entre 110 et 140°C, et un peu en-dessous pour la température chaude du circuit secondaire. Le retour à l’arrêt froid du circuit primaire et à la pression atmosphérique est donc relativement rapide. De même, la pression du volume d’eau secondaire est limitée également à quelques bars, et un retour brutal à la pression atmosphérique, par exemple dû à une rupture de tuyauterie ou du bouchon couvercle de puits de cuve ne peut conduire à une ébullition massive de l’eau secondaire et à une perte significative d’inventaire en eau.
Comme cela ressort de ce qui précède, la température moyenne de l’eau secondaire, qui est la température d’équilibre du volume à sa température froide et de celui à sa température chaude, est inférieure à 100°C, et ne peut ainsi bouillir spontanément en cas de dépressurisation brutale, prévenant de fait le risque de dénoyage du cœur du réacteur.
L’invention peut être mise en œuvre avec des pressions d’eau secondaire dans le bassin allant jusqu’à environ 12 bars, sous réserve d’un dimensionnement approprié des parois de ce bassin et dans certaines configurations spécifiques de confinement du volume secondaire explicitées par la suite.
Répondant au besoin de modularité et de construction en usine, par rapport à une solution classique d’une installation avec un réacteur REP selon l’état de l’art et un bassin, la solution selon l’invention a l’avantage d’une conception de circuit primaire en usine (réacteur SMR) et apportée sur le site, pour une meilleure réalisation mécanique en accord avec les règles de construction de matériel nucléaire (RCCM). L’élaboration de la structure délimitant le bassin secondaire selon l’invention peut se faire soit sur place, soit également en usine et transportée sur place, avec des contraintes moindres de réalisation et de contrôle par rapport à celles du circuit primaire.
Toujours dans l’objectif de renforcer la sûreté, une configuration avantageuse consiste à implanter le puits de cuve du réacteur en-dessous du fond d’une piscine de rechargement d’assemblages de combustibles, destinés à être insérés dans le cœur du réacteur SMR. Le puits de cuve est fermé par un couvercle métallique amovible formant la paroi de séparation avec le fond de la piscine. Cette configuration est prévue pour permettre la manutention des assemblages combustibles en fond de piscine, cuve réacteur ouverte. La hauteur d’eau de la piscine IRWST, d’environ 8 à 10 mètres, assure la protection biologique lors de la manutention des assemblages combustible qui nécessite le démontage de la cuve pour accéder au cœur du réacteur et l’entreposage immergé en piscine de la partie amovible de la cuve 41, 45. Cette configuration est également prévue dans les cas où la résistance à la pression d’eau secondaire à sa température maximale ne peut plus être assurée uniquement par la paroi de béton précontrainte recouverte d’un liner métallique formant le puits de cuve.
Cette configuration permet un écoulement naturel par gravité d’une partie de l’eau présente dans cette piscine de rechargement de combustibles, pour réaliser le refroidissement de la cuve secondaire métallique détachée du puits de cuve et assurant elle-même la résistance à la pression secondaire.
En fonctionnement normal du réacteur, un débit faible d’eau de la piscine descend naturellement le long d’une cuve métallique autoportante à l’intérieur du puits de cuve secondaire, et retourne au bassin une fois échauffée, par convection naturelle.
En cas de transitoire incidentel réacteur, comme une panne électrique empêchant par exemple l’évacuation normale de la puissance nucléaire produite, un débit plus important d’eau de la piscine peut s’écouler, ce qui maximise le refroidissement de la cuve épaisse, et donc le volume d’eau secondaire contenu à l’intérieur. Le fluide primaire, le cœur du réacteur, est alors également refroidi par le volume d’eau secondaire l’entourant, à la fois par conduction directe par la cuve de réacteur, mais également par les échangeurs entre circuits primaire et secondaire qui continuent à fonctionner dans leur fonction d’échange de chaleur.
L’installation telle que prévue avec son réacteur calogène est destinée à alimenter des réseaux de chaleur urbaine, des procédés industriels de type désalinisation, dessiccation, transformation de produits alimentaires.
Avantageusement, il peut être également adjoint une unité de production électrique complémentaire, à l’aide d’un cycle organique de Rankine, pour obtenir une production électrique locale de secours en cas de besoin ultime complémentaire des solutions classiques de parc de batteries généralement utilisés. Pour des questions de simplicité de conception et de maintenance, il n’est pas prévu la mise en place de moyens actifs classés de secours, de type à combustion au diesel.
D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes. Brève description des dessins
[Fig 1] la figure 1 est une vue schématique en perspective et en coupe partielle d’un réacteur nucléaire de type REP existant.
[Fig 2] la figure 2 est une vue schématique d’un circuit primaire de réacteur nucléaire de type REP selon l’état de l’art dans une configuration à trois boucles primaires.
[Fig 3] la figure 3 est une vue schématique des trois cycles d’un réacteur nucléaire de type REP selon l’état de l’art.
[Fig 4] la figure 4 est une vue schématique en perspective d’un réacteur SMR de type intégré tel qu’il est actuellement envisagé.
[Fig 5] la figure 5 est une vue schématique en perspective d’un réacteur SMR calogène selon l’invention.
[Fig 5A] la figure 5A est une vue éclatée en perspective des parties de la cuve réacteur SMR calogène selon l’invention.
[Fig 6] la figure 6 est une vue en coupe longitudinale du réacteur selon la figure 5, et qui illustre la circulation par convection naturelle de l’eau du circuit primaire et du circuit secondaire.
[Fig 6A] la figure 6A est une vue schématique de détail d’un ensemble de grappe de contrôle, la tige de commande, et le mécanisme de commande de barre d’un réacteur SMR calogène selon l’invention.
[Fig 7] [Fig 8] les figures 7et 8 sont des vues de détail en perspective montrant la vanne de régulation du débit du circuit primaire respectivement dans une position intermédiaire et la position complètement ouverte.
[Fig 9] la figure 9 est une vue en perspective d’une partie du réacteur selon la figure 5, et qui montre en détail l’implantation d’une vanne de régulation du débit d’eau du circuit secondaire.
[Fig 10A] [Fig 10B] [Fig 10C] les figures 10A, 10B et 10C sont des vues en perspective montrant un exemple de vanne de régulation du débit d’eau du circuit secondaire et son intégration dans un collecteur de sortie d’échangeur, la vanne étant respectivement dans la position complètement ouverte, une position intermédiaire et la position complètement fermée.
[Fig 11] la figure 11 est une vue partielle en coupe longitudinale de la partie supérieure du réacteur selon les figures 5 et 6 montrant un pressuriseur selon l’invention.
[Fig 12] la figure 12 est une vue schématique en coupe longitudinale et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 dans un puits de cuve étanche.
[Fig 13] la figure 13 est une représentation schématique des circuits primaire en convection naturelle, secondaire en convection naturelle et forcée et tertiaire en convection forcée d’une installation nucléaire avec un réacteur selon les figures 5 et 6.
[Fig 14] la figure 14 est une vue schématique en perspective et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 dans un puits de cuve étanche et les différents composants (tuyauteries, échangeurs de chaleur, pompes, vannes, bloc de distribution hydraulique) des circuits primaire, secondaire et tertiaire.
[Fig 15] la figure 15 reprend la partie bloc de distribution hydraulique avec les deux échangeurs entre circuit secondaire et tertiaire qui peuvent être reliés en série ou en parallèle fluidique.
[Fig 16] la figure 16 est une vue en perspective montrant une variante des composants hydrauliques de la figure 14.
[Fig 17] la figure 17 est une vue schématique en perspective et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 dans un puits de cuve étanche, agencé sur le fond d’une piscine de manutention (IRWST) dont l’eau constitue la source froide de sûreté.
[Fig 17A] la figure 17A est une vue schématique en perspective et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 , pendant la phase de manutention, puits de cuve ouvert, et avec le haut du bloc réacteur démonté et déplacé dans un poste de stockage en piscine IRWST.
[Fig 18] la figure 18 est une vue schématique et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6, comprenant deux échangeurs de chaleur redondants dédiés à l’évacuation de puissance résiduelle, qui sont fixés en paroi supérieure du puits de cuve.
[Fig 19] la figure 19 est une vue schématique en perspective et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6 , avec un couvercle de puits de cuve métallique intégrant deux échangeurs de chaleur également dédiés à l’évacuation de puissance résiduelle, sous la forme de panneaux de refroidissement plongés dans le volume d’eau secondaire à sa température chaude.
[Fig 20] la figure 20 est une vue schématique en perspective et en transparence d’une installation nucléaire selon l’invention avec un réacteur calogène selon les figures 5 et 6, comprenant une cuve métallique épaisse remplie de l’eau secondaire, qui est désolidarisée du puits de cuve, et est dédiée aux applications à des pression et température d’eau secondaire plus élevées.
[Fig 20A] la figure 20A est une vue schématique en de la cuve métallique épaisse remplie de l’eau secondaire selon la figure 20.
Description détaillée
Dans l’ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur», « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence à un réacteur nucléaire SMR, tel qu’il est prévu en configuration verticale de fonctionnement et dont le puits de cuve est agencé au moins en partie au sein d’une piscine, notamment excavé en dessous, et qui peut servir de source froide ultime et de protection biologique lors des phases de manutention selon l’invention.
Par « eau primaire », « eau secondaire », « eau tertiaire », on entend l’eau qui constitue le fluide respectivement du circuit primaire, secondaire et tertiaire.
Les figures 1 à 4 ont déjà été détaillées en préambule, elles ne seront donc pas commentées ci-après.
On précise que les différentes températures, puissances, volumes, débits... indiquées le sont uniquement à titre indicatif. Par exemple, d’autres températures peuvent être envisagées selon les configurations notamment de puissance de réacteur SMR, de volume d’eau dans le bassin secondaire, de besoin de puissance pour le réseau de chaleur. On décrit en référence aux figures 5 et 6, un réacteur nucléaire 4 de type à eau pressurisée, selon une configuration de circuit primaire de type SMR intégré selon un mode de réalisation de l’invention.
Ce réacteur 4 est d’une puissance unitaire de 20 MW thermique, à vocation calogène c’est- à-dire dédié à la fourniture d’eau chaude, typiquement à 90°C. Sa puissance unitaire peut toutefois varier à la hausse ou à la baisse, dans une gamme d’environ 10 MW à 100 MW, et la température de fourniture d’eau chaude peut également évoluer en fonction du réseau de chaleur client.
Le réacteur 4 d’axe central X figure 5 comprend un bloc délimité par un corps de cuve 40, un corps intermédiaire 45, et un dôme 41 métallique en acier inoxydable préférentiellement, d’une épaisseur de l’ordre de 10 à 20 mm, et formée d’un fond de cuve hémisphérique et d’un cylindre vertical. Cette cuve de réacteur est constituée d’un compartiment fixe 40 et d’un compartiment amovible 45 et 41comme indiqué figure 5A, au-dessus du cœur du réacteur pour les phases de manutention du combustible ou de maintenance des internes du réacteur. Le compartiment formé des corps 41 et 45 est amovible pour permettre la manutention des assemblages contenus dans le corps de cuve 40. Le compartiment amovible 41 est un couvercle sous la forme d’un dôme 6 dont la cheminée centrale intègre une vanne 64, adaptée pour le refroidissement du pressuriseur du réacteur comme détaillé par la suite.
Le cœur C du réacteur comprend un ensemble d’assemblages combustibles tels que ceux qu’on utilise classiquement dans les réacteurs de type REP mais avec une hauteur fissile adaptée pour obtenir la puissance thermique totale souhaitée. Chaque assemblage combustible possède plusieurs emplacements manquants de crayon combustible, remplacés par des crayons absorbants qui peuvent monter ou descendre dans l’assemblage pour le pilotage de la réaction et formant les barres de contrôle 42. Des données issues d’études préliminaires réalisées par la Demanderesse considèrent un nombre de 52 assemblages et une durée de cycle de 10 ans, avec une hauteur fissile de 1,5 m.
Le corps de cuve 40 loge un cylindre 43, supportant un panier d’assemblages usuellement désigné sous la dénomination « panier support cœur », dédié à la tenue des assemblages combustibles 42, et une enveloppe de séparation 40 avec son réflecteur neutronique périphérique 440 destiné à assurer le maintien du flux neutronique dans le cœur. Un ensemble de brides est boulonné entre les compartiments fixe 40 et le compartiment amovible 45 et le dôme 41. L’étanchéité entre les brides des compartiments 40 et 45 d’une part, 45 et 41 d’autre part, est avantageusement assurée par un joint métallique. Le démontage de la bride boulonnée située entre les compartiments 40 et 45 permet la manutention intégrale des assemblages combustible pendant les phases de rechargement du cœur. Le bloc formé par l’ensemble des compartiments 45 et 41, avec les échangeurs 49 fixés, est intégralement retiré pour accéder directement au cœur du réacteur pendant la phase de manutention. Le démontage de la bride boulonnée reliant les compartiments 45 et 41 a pour vocation d’accéder aux internes supérieurs du cœur, aux mécanismes de barres de commande et à la couronne de laminage de débit. Le pressuriseur associé au compartiment 41 et ses éléments internes peuvent également ainsi être dissociés du reste du bloc de cuve pour intervention et maintenance.
Les études réalisées par la Demanderesse prévoient des arrêts pour rechargement de combustible programmés en visite décennale, sans intervention sur le cœur entre ces périodes.
Au-dessus du cœur C, des tiges de commande 46 de grappe de contrôle permettent l’insertion de barres de contrôle 42 de la réactivité nucléaire, de manière similaire à ce que l’on rencontre usuellement dans les réacteurs REP classiques. Les barres de contrôle 42 sont des crayons en matériau absorbant neutronique.
Le volume libre au-dessus du cœur de réacteur C permet le positionnement complètement sorti des barres de contrôle 42, ainsi que la position en attente de crayons absorbants dits d’urgence, dédiés à l’arrêt de sûreté de la réaction nucléaire. Les tiges de commande 46 sont pilotées de façon verticale individuellement à l’aide des mécanismes de contrôle de barre 47.
Au-dessus des mécanismes de contrôle 47, est fixée une plaque 48 à trous 480 qui permettent le passage du fluide primaire chaud en sortie du cœur dans la partie centrale appelée « riser ». Des trous périphériques permettent également le passage des barres de contrôle de la vanne de laminage 481.
A la périphérie de la plaque 48 est agencée une vanne de régulation 481 de débit de l’eau du circuit primaire appelée de laminage du débit. Cette vanne 481 est sous la forme d’une couronne de laminage 481 qui épouse la périphérie intérieure du compartiment 45 de la cuve et s’étend sur une hauteur permettant de couvrir les ouvertures de sortie de l’eau primaire, ce qui permet de régler le débit de cette dernière.
Cette vanne de laminage 481 a pour fonction de réguler le débit de circulation naturelle de l’eau du circuit primaire passant à travers les ouvertures 400 qui constituent les entrées des collecteurs d’eau primaire des échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire. La commande de positionnement de cette vanne de régulation est effectuée par un moteur ou mécanisme de contrôle de barre, avec la tige de commande 482 liée à la couronne 481, qui est avantageusement similaire à ceux utilisés par les tiges de commandes des barres de contrôle de réactivité 42.
Dans une position intermédiaire, comme illustré à la figure 7, la couronne de laminage 481 laisse partiellement dégagées les ouvertures 400, ce qui détermine le débit d’eau primaire qui y passe à travers vers les échangeurs 49.
En cas de panne électrique ou déclenchement d’arrêt d’urgence, la chute gravitaire des tiges de commande 46 déclenche également la chute gravitaire de la vanne de régulation du fluide primaire. Dans la position extrême basse, comme illustrée à la figure 8, cette vanne de régulation 481 laisse totalement passer l’eau du circuit primaire à travers les ouvertures 400, permettant ainsi de maximiser le débit dans les échangeurs 49, afin d’évacuer la puissance résiduelle et refroidir le circuit primaire. Ce fonctionnement par chute gravitaire de cette vanne de régulation, garantit une fiabilité et une sécurité en cas de perte électrique ou de panne du réacteur.
Dans le réacteur 4 des figures 5 et 6, en fonctionnement normal, la puissance thermique créée par la réaction nucléaire en chaîne au sein du cœur du réacteur est évacuée par le fluide du circuit primaire qui s’élève par convection naturelle de façon ascensionnelle, pour arriver dans la partie supérieure, où il peut alors s’écouler suivant les différentes ouvertures de sortie 400 correspondant aux collecteurs d’entrées des échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire et dans une portion centrale supérieure du cœur, sous la forme d’une cheminée. Cette cheminée centrale non détaillée, appelée riser, contient outre les mécanismes de pilotage des barres de contrôle, les capteurs d’ instrumentions des paramètres du cœur.
Ainsi, l’enveloppe de séparation 44 du cœur C permet de séparer l’eau, fluide du circuit primaire, dans ses températures dites froide et chaude. Ainsi, l’eau primaire à température froide entoure le cœur C à l’extérieur de l’enveloppe 44, tandis que l’eau primaire à température chaude, échauffée en circulant de façon ascensionnelle dans le cœur C, se retrouve dans la portion centrale supérieure du cœur.
Au-dessus des ouvertures de sortie 400, au sein du réacteur 4, une plaque de séparation 7 sépare le riser de l’intérieur du dôme 41 de la cuve contenant un pressuriseur. Cette plaque de séparation 7 est une plaque à trous débouchant permettant d’assurer les fonctions d’isolement thermique et différences de pression du pressuriseur intégré. Cette plaque de séparation peut être du type de celle déjà décrite dans la demande de brevet WO2012/158929 A3.
La partie du-dessus intégrant le pressuriseur du réacteur sera détaillée plus loin en référence à la figure 11.
Après son refroidissement à travers les échangeurs 49 de manière descendante, l’eau du circuit primaire passe à travers les ouvertures 401 qui constituent les collecteurs de sorties d’eau primaire des échangeurs 49 puis retourne en circuit fermé vers la partie inférieure du cœur du réacteur pour une nouvelle phase d’échauffement. La circulation en circuit fermé P uniquement par convection naturelle de l’eau primaire est symbolisée par les flèches blanches en figure 6. La force motrice du circuit primaire en convection naturelle est pilotée par la différence de hauteur entre l’altitude médiane des échangeurs 49, et la hauteur moyenne de la zone fissile du cœur définie par le cœur C.
Comme déjà évoqué, le réglage des pertes de charge primaires et donc le débit sont réalisés par la vanne de laminage 481 dont les tiges de commande en positionnement sont logées dans un des trous 480 de la plaque 48. La température d’entrée et de sortie de l’eau primaire se règle grâce aux conditions de flux neutronique c’est-à-dire de la puissance thermique du cœur, par les positions des barres de contrôle 42 de réactivité dans le cœur, et aux conditions de température et de pression de saturation dans le pressuriseur. Ici du fait de la circulation uniquement en convection naturelle, c’est-à-dire en l’absence de moyen actif de pompage d’eau primaire, c’est la vanne de laminage du débit d’eau primaire et les paramètres thermo hydrauliques (températures chaude et froide) qui fixent les conditions de circulation et d’échange entre circuits primaire et secondaire par rapport à la puissance produite en cœur. De fait, le pilotage du fonctionnement du réacteur calogène peut être réalisé simplement avec, en complément de ce réglage de pression d’eau primaire, le réglage de la puissance du cœur par l’ensemble des barres de contrôle 42. Les échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire sont de préférence des échangeurs à plaques, avantageusement en acier inoxydable, et conçus pour résister à la pression de l’eau du circuit primaire. Avantageusement, ces échangeurs 49 sont fabriqués par empilement constitué de plaques métalliques rainurées assemblées entre elles soit par compression isostatique à chaud (CIC), soit par compression uniaxiale à chaud (CUC) de sorte à obtenir un soudage par diffusion entre les plaques métalliques, soit par brasage.
Au sein d’un échangeur 49, l’écoulement est descendant pour l’eau primaire, et ascendant pour l’eau secondaire.
Comme représenté en figure 6, le circuit secondaire de ce réacteur 4 n’est pas un circuit à boucle fermée comme dans les réacteurs REP classiques, mais comprend un bassin d’eau B, tel que schématisé à la figure 12. Ce bassin B est contenu dans l’espace du puits de cuve réacteur formant la troisième barrière de confinement, et la cuve de réacteur 4 y est immergée.
Ce circuit secondaire à bassin d’eau liquide B est un milieu ouvert délimité par le puits de cuve, sans pompe de circulation.
Avec un tel bassin d’eau liquide B pour le circuit secondaire, les échangeurs 49 ne sont pas intégrés à la cuve de réacteur 40, 41 mais agencés et fixés à l’extérieur de celle-ci. Un tel agencement est possible car l’éventualité improbable de rupture des tuyauteries d’entrée ou de sortie de l’eau primaire, provoquant alors une brèche de grand diamètre de perte de cette dernière, n’a pas de conséquences accidentelles importantes pour le réacteur, grâce notamment aux pressions primaire et secondaire. En effet, le bassin d’eau liquide B enveloppe complètement la cuve de réacteur 4, et un accident de ce type ne peut conduire à un risque de dénoyage du cœur, mettant en danger l’intégrité physique du cœur du réacteur.
Le circuit interne au sein d’un échangeur 49 qui fait partie du circuit secondaire du réacteur 4 voit donc passer un débit d’eau liquide en tant que fluide secondaire qui s’échauffe au contact de l’eau primaire au sein de l’échangeur 49, par aspiration naturelle depuis son collecteur d’entrée 490 en bas vers leur collecteur de sortie 491 en haut de celui-ci. L’eau secondaire crée alors un volume supérieur à une température dite chaude. La couche de séparation entre une température dite froide et la température dite chaude d’eau secondaire est désignée sous la dénomination de thermocline, comme symbolisé sous la dénomination thermocline en figures 6, 11 et 12. Autrement dit, lorsque le réacteur SMR est en fonctionnement normal, le bassin d’eau B est configuré pour réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le bas du bassin à une température froide dans lequel la cuve de réacteur 4 est immergée et le haut du bassin à la température chaude. C’est la hauteur de la couche de thermocline qui va fixer le débit de refroidissement du circuit secondaire à travers les échangeurs 49. La circulation en circuit fermé S uniquement par convection naturelle de l’eau secondaire est symbolisée par les flèches en gris en figure 6.
Le débit par convection naturelle de l’eau secondaire se règle par des vannes de régulation 5 intégrées dans chacun des collecteurs de sortie 491 des échangeurs 49, comme illustrées à la figure 9. La température froide d’eau secondaire est régie par les conditions de température du bassin B d’eau secondaire. La température chaude est fixée par les vannes de régulation 5 dans les collecteurs de sortie 491, et par l’échange thermique au sein même des échangeurs 49.
Un exemple d’intégration d’une vanne de régulation 5 sous la forme d’une vanne 5 à papillon 50 dans un collecteur de sortie 491 est montrée aux figures 10A, 10B, 10C qui montrent la vanne dans une position respectivement complètement ouverte dans laquelle le maximum de débit d’eau secondaire du bassin peut passer, intermédiaire, et une complètement fermée dans laquelle aucun débit ne peut passer. Le papillon 5 est entrainé en rotation par l’arbre de sortie 51 d’un moteur électrique 52.
Avantageusement, l’extrémité de l’arbre 51 opposée à celle liée au papillon 50 est liée à une masselotte déportée 53. Comme montré en figure 10A, en cas de panne électrique ou déclenchement d’arrêt d’urgence, la chute gravitaire de la masselotte 53 met la vanne 5 dans sa position complètement ouverte de sorte à faire circuler le débit maximal d’eau secondaire du bassin B.
En phase de démarrage du réacteur nucléaire, la thermocline est totalement confondue avec le niveau libre supérieur du bassin d’eau secondaire B. La hauteur motrice de circulation d’eau secondaire est alors maximale du fait du poids maximal de la colonne d’eau froide alimentant les entrées des échangeurs 49. L’appel de puissance thermique vers le circuit primaire est alors maximal, et la température moyenne de l’eau primaire baisse. L’abaissement de la température de l’eau primaire conduit à un refroidissement moyen du modérateur dans le cœur, induisant de fait une augmentation de la réactivité du cœur, et donc une augmentation de sa puissance thermique. Des conditions maximales de chauffage thermique du volume d’eau secondaire sont accompagnées d’une augmentation naturelle de la puissance du cœur, le réacteur 4 est donc naturellement stable. Comme déjà évoqué, la position de la vanne de laminage d’eau primaire 480, combinée aux positions de barre de pilotage 42 de la réactivité permettent toutefois de limiter l’augmentation de la réactivité du cœur, pour rester dans la gamme de montée en température de l’ensemble du bloc réacteur 4 et de son puits de cuve.
A contrario, lorsque la thermocline baisse de niveau, cela implique une élévation de la couche d’eau chaude secondaire, et donc une baisse de la hauteur motrice d’eau secondaire à travers les échangeurs 49 puisque la hauteur de colonne d’eau froide diminue. Alors, la circulation d’eau secondaire par convection naturelle diminue, diminuant de fait l’échange thermique entre circuits primaire et secondaire. Dans le cœur C, la baisse de l’évacuation de puissance conduit à une élévation de la température moyenne de l’eau primaire, et donc à une élévation de la température moyenne du modérateur dans le cœur. Il y a donc de fait une baisse de la réactivité par dilatation du modérateur, et la puissance neutronique et thermique produite baisse. Le réacteur est donc naturellement stable pour l’évacuation et le stockage thermique vers le volume d’eau secondaire défini par le bassin B. Typiquement, une différence d’altitude entre le plan médian du cœur C et le plan médian des échangeurs 49 d’environ 4 mètres permet la mise en place de la circulation naturelle d’un fluide primaire froid à 80°C en sortie d’échangeur 49, et chaud à 120°C en sortie du cœur C, en générant environ 1100 Pascal de pression motrice nécessaire pour vaincre les pertes de charge du cœur C, des échangeurs 49, et du reste du circuit primaire incluant la perte de charge additionnelle réglable formée par la couronne de laminage 480.
Le volume d’eau secondaire est dimensionné par les dimensions du puits de cuve d’une part et par la hauteur dédiée aux zones froide et chaude de l’eau secondaire d’autre part. Typiquement, les volumes d’eau secondaire sont de l’ordre de 200 à 300 m3 pour la zone froide, et de 100 à 150 m3 pour la zone chaude, soit un volume total pour le bassin B compris entre 300 et 450 m3. Typiquement, une différence d’altitude d’environ 4 mètres entre le plan médian des échangeurs 49 et la position de la thermocline secondaire séparant une couche d’eau froide secondaire à 65°C de la couche d’eau chaude à 105°C permet la mise en place de la circulation naturelle d’un fluide secondaire froid à 65°C en entrée d’échangeur 490, et chaud à 105°C en sortie d’échangeur 491, en générant environ 1000 Pascal de pression motrice nécessaire pour vaincre les pertes de charge dues à la traversée des échangeurs 49, depuis l’entrée 490 jusqu’à la sortie 491, en incluant les pertes de charge réglables à l’aide des vannes de régulation de débit secondaire 5.
La position de la thermocline ne peut être maintenue à une position fixée qu’à la condition qu’il y ait un prélèvement continu d’une quantité de l’eau secondaire à sa température chaude et un remplacement par la même quantité d’eau secondaire à sa température froide. Il existe donc un système de pompage réglable permettant de transporter, vers un réseau de chaleur, la puissance correspondant à la demande du client, c’est-à-dire requise par le réseau de chaleur. En cas d’arrêt intempestif de cette évacuation de chaleur, ou d’arrêt fortuit du système de pompage, les conditions de stabilité décrites précédemment permettent de stocker temporairement la puissance produite par le cœur du réacteur en modifiant le rapport entre l’eau secondaire à sa température froide et à sa température chaude, et en abaissant le niveau de la thermocline. Au bout de plusieurs minutes de fonctionnement, l’évacuation continue de la puissance thermique produite par le réacteur sans échappatoire externe, conduit à provoquer l’arrêt du réacteur, pour évacuer seulement la puissance résiduelle, à travers des systèmes d’évacuation de puissance résiduelle spécifiquement dédiés. Typiquement, une puissance continue de 20 MW thermique, avec une fourniture d’eau tertiaire à 90°C et un retour à 45 °C par le réseau de chaleur client, exige un pompage de 123 litres par seconde, ou 442 m3 par heure depuis la couche d’eau chaude à 105°C au-dessus de la thermocline secondaire et un retour de la même quantité en fond de puits de cuve à 65 °C. Préférentiellement, cette évacuation et ce retour peuvent être mis en œuvre au moyen d’une tuyauterie provenant de la partie supérieure du puits de cuve, afin d’éviter des connexions latérales susceptibles de provoquer des fuites ou des problèmes de tenue mécanique latérale contraignant la dilatation ou la résistance au séisme. Le transfert thermique de 20 MW thermique depuis la couche d’eau secondaire pompée vers le circuit d’eau tertiaire du réseau client s’effectue au moyen d’un ou plusieurs échangeurs thermiques dimensionnés pour transférer 20MW thermique avec un pincement chaud de 15°C (de 105°C à 90°C) et un pincement froid de 20°C (de 65 °C à 45°C). Le pompage de cette eau secondaire s’effectue à l’aide de groupes de pompage, préférentiellement installés en parallèle, afin de pouvoir disposer d’une redondance de fonctionnement en cas de panne ou de besoin d’intervention. La présence de cette tuyauterie ne doit pas nuire au transport de l’ensemble du bloc réacteur, comme détaillé par la suite pour sa sortie du puits de cuve à l’aide des moyens de manutention lourds.
Comme précisé précédemment, le circuit primaire du réacteur fonctionne uniquement par convection naturelle, c’est-à-dire sans groupe de pompage.
Par conséquent, les inventeurs ont été confrontés à une problématique de réalisation d’un pressuriseur dont la partie de refroidissement et condensation des vapeurs du fluide primaire ne peut pas être conçue avec un dispositif d’aspersion/d’injection d’eau liquide, à partir d’un prélèvement du circuit primaire comme selon l’état de l’art.
Les inventeurs ont alors pensé à moduler les pertes thermiques par conduction à travers le dôme 6, pour contrôler la dépressurisation de la vapeur primaire du pressuriseur, en mettant à profit le fait que l’enveloppe métallique 60 du couvercle 41 est de faible épaisseur, typiquement comprise entre 10 et 20 mm.
Ainsi, comme illustré à la figure 11, la partie de refroidissement et de condensation de la vapeur comprend un dôme 6 à double-paroi 60, 61 distantes l’une de l’autre en formant un espace E à l’intérieur duquel peut circuler de l’eau liquide du bassin B depuis le bas vers le haut du dôme formant une cheminée d’évacuation centrale 62. Typiquement, l’espace E a une hauteur constante de l’ordre de 0,5 à 2 cm.
En fonctionnement normal, le niveau de la thermocline est fixé suffisamment au-dessus du pressuriseur, notamment de manière à se situer au-dessus de la cheminée d’évacuation centrale 62, comme illustré sur les figures 11 et 12.
Ainsi, l’eau liquide qui circule ainsi uniquement par convection naturelle dans l’espace E délimité par les deux parois 60, 61, depuis une température froide en-dessous de la thermocline, va condenser la vapeur à saturation du circuit primaire à l’intérieur de la cuve et ainsi diminuer la pression au sein de la cuve. Typiquement la température froide d’eau liquide pénétrant dans l’espace E en bas du dôme 6 est autour de 65°C, ce qui permet un refroidissement efficace et rapide du dôme 6, et en particulier de la paroi interne 60 formant l’enceinte de résistance mécanique à la pression du circuit primaire, et par-là de la vapeur d’eau primaire qui y est sous-jacente, et à une température de saturation de la pression primaire autour de 3.5 bar, soit environ 140 °C. Typiquement, un tel dispositif permet d’extraire par circulation naturelle de l’ordre de 0,3 MW thermique, et de condenser ainsi environ 0.15 kg/s de vapeur à saturation. L’inventaire de vapeur à saturation dans le pressuriseur, en fonctionnement normal, est de l’ordre de quelques kilogrammes, en fonction du volume du pressuriseur requis. La puissance de dépressurisation primaire est donc tout à fait compatible avec les requis de contrôle de la pression primaire.
La cheminée centrale 62 intègre en son sein une vanne de régulation 64 qui permet de régler le débit d’eau liquide secondaire qui circule dans l’espace E et donc de réguler le refroidissement liquide en tant que tel. En effet, dans une position de fermeture totale de la vanne 64, la couche d’eau est piégée et stratifiée dans l’espace E. A contrario, dans une position d’ouverture, notamment totale, de la vanne 64, l’eau chaude monte naturellement dans l’espace E puis à travers la cheminée centrale 62 et va rejoindre la couche d’eau chaude supérieure du bassin B, tandis que l’eau froide du bassin B est aspirée par l’entrée en position basse de la double paroi 60, 61.
La vanne 64 peut être une vanne à papillon comme la vanne 5 du débit secondaire illustrée aux figures 10A, 10B, 10C.
Les deux parois 60, 61 du dôme 6 sont métalliques, de préférence en acier inoxydable.
La paroi externe 61 du dôme 6 est avantageusement recouverte d’une coiffe 63 logeant en son sein un isolant thermique pour empêcher le refroidissement du dôme lorsque la vanne 64 est en position fermée.
Selon une variante avantageuse, le réacteur 4 comprend, en tant que dissipateur thermique passif, une pluralité d’ailettes de refroidissement 65 agencées à l’intérieur de la paroi interne, en étant réparties de préférence uniformément sur la surface de cette dernière, de préférence en étant soudées ou brasées. Ces ailettes 65 augmentent ainsi la surface de contact avec la vapeur du circuit primaire et donc permettent d’améliorer l’échange thermique par conduction entre ladite vapeur et le dôme 6. Dans l’exemple illustré, ces ailettes 65 sont rectilignes et s’étendent sur une majeure partie de la hauteur du dôme. Ces ailettes 65 sont de préférence dans le même matériau que les parois 60, 61 du dôme 6, et typiquement d’une épaisseur de quelques cm et d’une longueur de quelques dizaines de cm le long à l’intérieur de la paroi 60.
Par ailleurs, la partie de chauffage du pressuriseur comprend une pluralité de résistances électriques 8 enveloppées dans un isolant électrique et alimentées par des câbles électriques, agencées à l’intérieur du dôme, de préférence sur la plaque de séparation 7 qui en son centre comprend une portion à trous 70 permettant d’assurer les fonctions d’isolation thermique et différence de pression du pressuriseur intégré. Une telle portion à trous 70 est par exemple comme selon le dispositif décrit dans la demande brevet WO 2012/158929A3.
Les résistances électriques 8 peuvent être du type de celles décrites dans le brevet US4135552.
Comme montré à la figure 12, la cuve de réacteur 40, 41, 45 du bloc réacteur 4 avec les échangeurs 49 est supportée par une embase métallique 102, préférentiellement en acier inoxydable, ou en acier noir revêtu d’un dépôt anti-corrosion. Préférentiellement, cette embase est maintenue dans le fond du puits de cuve 100 par un système de verrouillage mécanique, non représenté, adapté pour empêcher son déplacement et son soulèvement en cas de séisme. Toutefois, lors des phases de manutention combustible ou remplacement de composant, l’embase 102 et le bloc réacteur 4 qu’elle supporte peuvent être soulevés et amenés en haut du puits de cuve. Pour ce faire, le système de verrouillage mécanique de l’embase doit pouvoir être déverrouillé de façon simple par des outils accessibles depuis le haut du puits de cuve 100.
L’embase 102 qui supporte le bloc réacteur 4 est reliée rigidement à un radier de fondation 103, et le revêtement métallique dont la paroi en béton précontraint 101 est revêtue, est fixé de façon rigide et étanche au radier 103. Comme déjà évoqué, le réacteur 4 possède une impossibilité physique totale d’occurrence d’accident grave, avec fusion significative du cœur et percement de la cuve du circuit primaire. Il n’y a donc pas de dispositif spécifique de récupération du corium en fond de puits de cuve, ce dernier étant confiné dans toutes les configurations physiques imaginables à l’intérieur de la cuve réacteur, en totale immersion dans un liquide de manière permanente.
Le puits de cuve 100 est fermé par un bouchon couvercle 104, amovible et étanche, adapté pour résister à la pression du circuit secondaire. De préférence, le bouchon couvercle 104 est une dalle métallique, mécanosoudée, de préférence encore alvéolaire ou formée de caissons.
Un ciel de gaz 105, de préférence d’azote, est délimité par le niveau libre du volume d’eau secondaire dans le puits de cuve 100. Ce ciel de gaz 105 permet de contrôler la pression d’eau secondaire et d’adapter les variations de niveau libre et dilatation d’eau secondaire. La liaison mécanique entre le revêtement métallique du puits de cuve et le bouchon couvercle est constituée par un joint métallique ou un joint élastique haute température, afin de conserver une étanchéité totale.
Si besoin, en tant que système de refroidissement du puits de cuve 100, une tuyauterie non représentée avec une circulation d’eau en son sein, peut être noyée dans la paroi en béton 101, à une distance proche de l’intérieur et du revêtement métallique formant la troisième barrière.
Le bloc réacteur 4, 102 ne possède que des connexions de type instrumentions et contrôle de la réactivité du cœur, sous forme de connectiques électriques, facilement démontables. Une connectique souple ou semi rigide complémentaire, également démontable, permet le prélèvement et le retour en permanence d’une fraction faible de l’eau circuit primaire, pour le traitement chimique et le réglage du volume total de l’eau primaire. Ainsi, le bloc réacteur 4, 102 est facile à déconnecter et à déplacer pour son éventuel remplacement total.
Pour la réalisation du circuit tertiaire de l’installation, on peut mettre en œuvre une convection forcée.
Un exemple d’une telle configuration par convection forcée est montré schématiquement à la figure 13.
Le circuit tertiaire en eau destinée à fournir la chaleur à un réseau de chaleur, comprend au moins un échangeur 200 avec le circuit secondaire dont une entrée 201 est reliée fluidiquement à une tuyauterie d’entrée 210 et une sortie 202 est reliée fluidiquement à une tuyauterie de sortie 220.
La partie du circuit secondaire qui est reliée à l’échangeur 200 comprend :
- une tuyauterie 230 qui débouche directement dans l’eau secondaire du puits de cuve 100 à la température chaude T2 au-dessus de la thermocline et est reliée à une entrée 203 de l’échangeur 200;
- une tuyauterie 240 reliée à une sortie 204 de l’échangeur 200 qui débouche directement dans l’eau secondaire du puits de cuve 100 à la température froide Tl au-dessous de la thermocline.
Une pompe 250 permet d’assurer la circulation forcée en boucle fermée de l’eau secondaire depuis la température chaude T2 au travers respectivement de la tuyauterie 230, de l’échangeur 200, de la tuyauterie 240 jusqu’à la température froide TL Les figures 14 et 15 montrent un mode de réalisation avantageux de la configuration selon la figure 13.
Dans ce mode, on met en œuvre deux échangeurs 200.1, 200.2 entre circuit secondaire et tertiaire avec un bloc de distribution hydraulique 260 qui permet de relier fluidiquement ces deux échangeurs 200.1, 200.2 soit en série soit en parallèle.
Tels qu’illustrés aux figures 14 et 15, les échangeurs 200.1, 200.2 sont de type à plaques et à circulation à contre-courant.
Comme montré sur la figure 15, différentes tuyauteries relient chacun des échangeurs 200.1, 200.2 au bloc de distribution hydraulique 260 pour réaliser cette mise en série ou en parallèle comme suit :
- la tuyauterie 261.1 remplie de l’eau secondaire à température chaude relie le bloc 260 à l’entrée chaude de l’échangeur 200.1;
- la tuyauterie 262.1 remplie de l’eau secondaire à température froide relie la sortie froide de l’échangeur 200.1 au bloc 260 ;
- la tuyauterie 263.1 remplie de l’eau tertiaire à température froide relie le bloc 260 à l’entrée froide de l’échangeur 200.1 ;
- la tuyauterie 264.1 remplie de l’eau tertiaire à température chaude relie la sortie de l’échangeur 200.1 au bloc 260 ;
- la tuyauterie 261.2 remplie de l’eau secondaire à température chaude relie le bloc 260 à l’entrée chaude de l’échangeur 200.2 ;
- la tuyauterie 262.2 remplie de l’eau secondaire à température froide relie la sortie froide de l’échangeur 200.2 au bloc 260 ;
- la tuyauterie 263.2 remplie de l’eau tertiaire à température froide relie le bloc 260 à l’entrée froide de l’échangeur 200.2 ;
- la tuyauterie 264.2 remplie de l’eau tertiaire à température chaude relie la sortie de l’échangeur 200.2 au bloc 260.
Un fonctionnement en série des échangeurs 200.1, 200.2, permet de diviser en deux la puissance thermique d’échange afin de réduire la fourniture de puissance à un réseau de chaleur tout en conservant les mêmes paramètres de fonctionnement en température, ou pour une intervention de maintenance de l’un de ces deux échangeurs, en fonctionnement à mi- puissance. Un fonctionnement en parallèle des échangeurs 200.1, 200.2, permet de maintenir un fonctionnement nominal d’évacuation de la puissance, avec un des deux échangeurs 200. lou 200.2 isolé fluidiquement sur lequel on peut faire une intervention. Dans cette hypothèse, les échangeurs 200.1 ou 200.2 sont dimensionnés à 100% de la puissance thermique chacun, alors que les échangeurs 200.1 et 200.2 en série sont dimensionnés à 50%.
Pour un fonctionnement en série, le bloc 260 comprend une série de vannes d’isolement et de connexions entre les tuyauterie d’arrivée et de départ secondaire 210 et 220 d’une part, et les tuyauteries 261.1, 262.1, 261.2, 262.2 d’autre part. De même, une série de vannes d’isolement et de connexions existent entre les tuyauteries tertiaires 230 et 240 d’une part, et les tuyauteries 263.1, 264.1, 263.2, 264.2 d’autre part.
Pour un montage en série, le bloc 260 relie la tuyauterie 220 à la tuyauterie 261.1, la tuyauterie 262.1 à la tuyauterie 261.2, et la tuyauterie 262.2 à la tuyauterie 210. Le bloc 260 relie également la tuyauterie 240 à la tuyauterie 263.1, la tuyauterie 264.1 à la tuyauterie 263.2, et la tuyauterie 264.2 à la tuyauterie 230.
Pour un montage en parallèle, le bloc 260 relie l’un ou l’autre des échangeurs, tandis que l’autre est isolé. Par exemple pour un fonctionnement de l’échangeur 200.1, le bloc 260 relie la tuyauterie 220 à la tuyauterie d’entrée chaude de l’échangeur 261.1. Le bloc 260 relie également la sortie 262.1 à la tuyauterie 210. Côté tertiaire, le bloc 260 relie la tuyauterie 240 à la tuyauterie d’entrée froide 263.1, et le bloc 260 relie la sortie chaude 264.1 à la tuyauterie 230.
Avantageusement, comme montré à la figure 14, pour une circulation en convection forcée de l’eau tertiaire, on peut implanter une pompe 270, par exemple sur la tuyauterie 210 froide d’arrivée du circuit tertiaire, et on peut mettre sur chaque tuyauterie individuelle 210, 220, 230, 240 une vanne d’isolement 212, 222, 232, 242.
La figure 16 illustre une variante avec une duplication des pompes des circuits secondaire et tertiaire qui sont mises en parallèle fluidique pour une intervention et un maintien du fonctionnement lors de cette intervention.
Ainsi, deux pompes 250.1, 250.2 avec chacune une vanne d’isolement afférente 242.1, 242.2 sont mises en parallèle sur la tuyauterie 240. Et deux pompes 270.1, 270.2 avec chacune une vanne d’isolement afférente 212.1, 212.2 sont mises en parallèle sur la tuyauterie 210.
La figure 17 illustre une configuration avantageuse dans laquelle le puits de cuve 100 est agencé sur le fond 90 d’une piscine 9 dite IRWST destinée aux phases de manutention du combustible comme présenté dans la figure 17A.
Le puits de cuve 100 contenant le bassin d’eau secondaire est fermé de manière étanche par un couvercle métallique 104, amovible formant la paroi de séparation avec le fond 90 de la piscine 9.
Les échangeurs présentés en figure 14, 15, et 16 entre circuit secondaire et tertiaire sont logés dans l’installation nucléaire à proximité de la piscine IRWST. Les tuyauterie d’aspiration secondaire 230, et rejet secondaire 240, sont illustrés également en figure 17 et 17A.
La piscine 9 contient un volume d’eau nécessaire au recouvrement complet du bloc réacteur 4 en position ouverte de manutention, comme illustré figure 17A, pour le refroidissement des assemblages de combustible d’une part, et la protection biologique et de confinement radiologique d’autre part.
De plus, la quantité d’eau froide contenue dans la piscine 9 et qui est protégée des agressions externes, sert de source froide de sûreté pour les situations accidentelles où les systèmes normaux de refroidissement, à l’arrêt, ne peuvent fonctionner.
Comme évoqué précédemment, on peut prévoir en tant que système de refroidissement du puits de cuve 100, une tuyauterie non représentée avec une circulation d’eau en son sein issue d’un prélèvement de l’eau de la piscine 9, noyée dans la paroi en béton 101, à une distance proche de l’intérieur et du revêtement métallique formant la troisième barrière.
Un autre système est illustré en figure 18, avec deux échangeurs de sûreté 500 redondants, de type échangeurs à tambour, fixés en partie supérieure du puits de cuve 100 au niveau de la couche d’eau chaude secondaire. Comme symbolisé par les flèches en figure 18, l’eau froide de la piscine 9 descend gravitairement jusqu’au collecteur d’entrée 501 de chaque échangeur, s’échauffe à travers les tubes de l’échangeur en contact avec le volume d’eau secondaire B à sa température chaude, et ressort dans la piscine 9 par le collecteur de sortie 502 formant une cheminée de rejet. Entre chacun des collecteurs d’entrée 501 et de sortie 502 et l’échangeur 500 auquel ils sont reliés est agencée une vanne d’isolement 503, 504 afin d’isoler les systèmes échangeurs 600 en fonctionnement normal et donc de dédier leur fonctionnement uniquement à des phases accidentelles. Le positionnement de ces échangeurs 500 en puits de cuve 100 n’empêche pas la manutention, ni le retrait complet du bloc réacteur 4.
Un autre système que l’on peut envisager, consiste en deux échangeurs 600 redondants sous la forme de panneaux, qui sont chacun suspendus, directement par le bouchon couvercle 104 du puits de cuve, avec un circuit fermé d’eau provenant du fond 90 de la piscine 9, comme montré sur la figure 19. Comme symbolisé par les flèches en figure 18, l’eau de la piscine 9 s’écoule gravitairement dans chaque échangeur suspendu 600, à partir d’un collecteur d’entrée 601 configuré pour un prélèvement latéral en fond 90 de piscine 9, puis à travers une tuyauterie coaxiale centrale 605, et remonte par convection naturelle vers un collecteur de sortie 602 formant une cheminée de rejet centrale, après échauffement pour rejoindre la piscine 9. Entre chacun des collecteurs d’entrée 601 et de sortie 602 et l’échangeur 600 auquel ils sont reliés, est agencée une vanne d’isolement 603, 604 afin d’isoler les échangeurs 600 en fonctionnement normal et donc, de dédier leur fonctionnement de ces échangeurs uniquement à des phases accidentelles. Un isolant thermique, non représenté, à l’intérieur du dôme métallique 104 isole le fond de la piscine 9 des conditions de température de l’eau secondaire. Lors des phases de manutention, l’ensemble des composants 600 à 605 et le dôme 104 auquel ils sont suspendus s’enlève, ce qui ne nuit pas au refroidissement du volume d’eau secondaire en contact direct avec l’eau de la piscine IRWST 9.
Un autre système complémentaire ultime consiste en une connexion directe par ouverture d’une vanne afin d’écouler directement l’eau de piscine 9 dans le volume d’eau secondaire du bassin B, après dépressurisation et mise à l’équilibre de ce dernier avec la pression de la piscine 9. Ce système complémentaire ultime est destiné à être mis en œuvre uniquement pour des séquences accidentelles ultimes où tous les autres systèmes précédents ne sont pas opérationnels, la piscine 9 devant alors être maintenue étanche par une couverture de fermeture étanche, afin de conserver l’intégrité de la troisième barrière de confinement. On peut en place ou en sus de la couverture de la piscine prévoir d’étancher le bâtiment abritant la piscine 9.
Dans l’exemple illustré de la figure 12, comme indiqué, le puits de cuve 100 est délimité par une paroi en béton précontraint 101 revêtu d’un revêtement métallique de type liner. Cette configuration convient lorsque la température maximale de l’eau secondaire est inférieure à 100-110 °C et la pression, inférieure à 5 bars.
Lorsque des conditions de pression et/ou de température du fluide secondaire sont plus élevées, une structure de type cuve métallique à paroi épaisse 300, indépendante de la structure béton du puits de cuve 100, peut être envisagée, comme montré sur la figure 20. Cette cuve métallique épaisse 300 formant alors la troisième barrière de confinement du réacteur, est désolidarisée de la paroi interne 101 en béton du puits de cuve 100 mais posée sur le fond de celui-ci, et fixée par soudage ou boulonnage avec une bride métallique 301 implantée directement dans le radier du puits de cuve. En partie supérieure, la cuve 300 est également soudée à la bride supérieure 302, et cette bride 302 vient se poser sur la bride 303 implantée directement sur la face supérieure du puits de cuve 101. L’étanchéité se fait également par boulonnage avec écrasement d’un joint métallique, non représenté. Un sas d’entrée 106 en fond de puits de cuve permet lors de l’installation, et pendant les visites décennales de contrôle, que l’étanchéité de la connexion du fond de cuve entre 300 et 301 est correctement réalisée. En fonctionnement normal, le sas 106 doit être parfaitement condamné afin d’éviter une perte d’inventaire de la piscine 109. Un espace intermédiaire entre la paroi interne du puits de cuve 100 et le diamètre externe de la cuve 301 permet un écoulement par gravité d’une partie de l’eau de la piscine 9, comme indiqué en figure 20 par les flèches de la boucle de circulation R. Ainsi, l’eau de la piscine 9 peut s’écouler autour du volume d’eau secondaire pour maintenir une température acceptable pour le béton de la paroi 101 du puits de cuve mais avec un débit à limiter pour ne pas avoir trop de pertes thermiques. Ce débit peut être augmenté en situation accidentelle pour servir de moyen d’évacuation de la puissance résiduelle.
On peut agencer des volets de régulation du débit de circulation de l’eau de la piscine 9 en entrée ou sortie de l’espace entre cuve métallique épaisse et paroi interne du puits de cuve, au niveau des pénétrations 105 du puits de cuve, afin de pouvoir réguler le débit de refroidissement de la cuve épaisse, protégeant la paroi béton des températures excessives.
Un revêtement sur la paroi interne 101 du puits de cuve permet d’éviter le contact direct entre l’eau de la piscine 9 et le béton du puits de cuve. Un tel revêtement peut être une peinture ou une résine époxy. Afin de limiter les pertes thermiques du volume d’eau secondaire, il peut être ajouté en paroi interne de la cuve épaisse 300, un isolant thermique, à condition de ne pas empêcher le contrôle et inspection de l’étanchéité de la cuve épaisse.
De préférence, la cuve épaisse ne doit pas être d’une largeur supérieure à 7 mètres, afin de permettre son transport par voie routière ou maritime, transport routier par convoi exceptionnel. Cette cuve épaisse est fabriquée en usine et assemblée soit en un module, soit en plusieurs modules à assembler à la verticale sur site, de façon simple par exemple par soudure automatique à la périphérie. La dilatation verticale et horizontale de la cuve épaisse est assurée par la flexibilité de ses parois, d’une épaisseur de 10 à 20 mm, et dont la forme géométrique est optimisée pour ne pas dépasser les contraintes thermo mécaniques maximales au niveau des soudures de liaison rigide.
La protection thermique du puits de cuve peut ne concerner que sa partie en regard avec l’eau secondaire à sa température chaude, sa température froide étant compatible avec une tenue du béton de la paroi 101 du puits de cuve, et notamment le fond du puits.
De préférence, la circulation du débit de refroidissement de la cuve épaisse par une partie de l’eau prélevée en fond piscine peut être réglée selon deux modes :
- en cas de fonctionnement normal du réacteur 4, un faible débit d’eau de la piscine 9 s’écoule par gravité le long de la cuve épaisse, et retourne par convection naturelle une fois échauffé, dans la piscine. Typiquement, un débit de l’ordre de 2 m3/h est suffisant pour assurer une protection thermique du puits de cuve;
- en cas de fonctionnement transitoire incidentel du réacteur 4, comme une panne électrique empêchant par exemple l’évacuation normale de la puissance nucléaire produite, une ouverture complète des volets de régulation peut alors maximiser le refroidissement de la cuve épaisse, et donc le volume d’eau secondaire qui est contenu à l’intérieur. Le système normal de réfrigération de la piscine est dimensionné pour évacuer vers l’extérieur l’apport thermique issu du débit minimal de refroidissement pendant le fonctionnement normal du réacteur. En phase incidentelle ou accidentelle, l’inertie thermique globale de la piscine 9 est suffisante pour assurer le refroidissement du réacteur pendant au moins 7 jours, et de façon infinie en conditions extrêmes où l’ébullition de la piscine 9 est autorisée. L’eau primaire au sein de la cuve de réacteur, est alors également refroidie par le volume d’eau secondaire l’entourant, à la fois par conduction directe à travers la cuve de réacteur, mais également par les échangeurs 49 qui continuent leur fonction d’échange. La vanne de régulation 481 du débit d’eau primaire ainsi que chaque vanne 5 de régulation du débit secondaire sont alors automatiquement par chute gravitaire respectivement de la couronne 481 et de la masselotte 53 mises dans leur position complètement ouverte afin de maximiser cet échange. En position totalement ouverte, les volets de régulation précités peuvent laisser passer un débit d’eau de la piscine 9 en convection naturelle supérieur à 0,5 1/s, jusqu’à environ 100 1/s.
L’évacuation de puissance thermique est alors d’environ 3 à 5 MW au niveau de la paroi métallique de la cuve épaisse 300, valeur bien supérieure à la puissance résiduelle dégagée par le réacteur 4. Par conséquent, on obtient une rapide décroissance en température moyenne du volume total d’eau secondaire, i.e. du bassin B.
Ce type de refroidissement par conduction thermique directe de la cuve métallique 300 est similaire au système présenté en figure 18, avec des panneaux de refroidissement implantés en paroi supérieure du puits de cuve 100, à la différence que la paroi de la cuve 300 fait office d’échangeur en lieu et place, des échangeurs 500 représentés sur la figure 18. Les performances, en termes de surface d’échange et d’extraction thermique, sont sensiblement équivalentes.
Les inventeurs ont réalisé des calculs de prédimensionnement thermo-hydrauliques sur l’ensemble des circuits primaire, secondaire et tertiaire de l’installation selon la figure 12 à partir d'un logiciel de calcul thermomécanique. Il peut s'agir d'un logiciel classique, comme le code de prédimensionnement connu sous la dénomination CATHARE : [6].
En considérant un pincement de 15 °C pour les échangeurs 49 entre circuit primaire et secondaire, et une fourniture d’eau chaude à un réseau de chaleur à 90°C, les calculs donnent une température moyenne en sortie du cœur de réacteur C de 120°C.
On rappelle ici qu’un pincement d’échangeur 49 est l’écart de température minimum entre l’eau primaire et l’eau secondaire en un point de l’échangeur donné.
Avec un gradient de température de 40°C entre l’entrée et la sortie du cœur du réacteur, on obtient les paramètres de fonctionnement thermo-hydrauliques permettant de prédimensionner les échangeurs 49, et un estimatif de positionnement de ces derniers vis-à-vis du cœur.
Le tableau 1 suivant synthétise ces différents paramètres. [Tableau 1]
A partir de ces données, un estimatif de volume des échangeurs 49 peut être établi, avec une implantation à une hauteur minimale de 3,16 m par rapport à l’altitude moyenne de la zone fissile. Une marge de dimensionnement à 4 m est préconisée afin de garder la possibilité d’ajouter des pertes de charge complémentaires par la vanne de laminage 481. La pression de l’eau primaire de 4 bars est déterminée de telle sorte que la marge à ébullition vis-à-vis de la température moyenne en sortie de cœur est de 20°C. La cuve de réacteur 40, 41 du bloc réacteur 4 a une hauteur hors tout d’environ 9 m, avec un diamètre hors-tout de 3 m intégrant la virole principale 42 avec un diamètre du compartiment inférieur 40 de la cuve de 2,74 m et un diamètre du compartiment supérieur 41 de 2,15 m.
Un nombre de trois échangeurs identiques 49 est retenu avec pour chacun un volume d’échange thermique utile d’environ 1,2 m3 et une hauteur d’échange entre circuits primaire et secondaire de 2m. Les trois échangeurs 49 sont fixés avec leurs collecteurs 400, 401, 490, 491 à 120° l’un de l’autre au compartiment 45 de la cuve de réacteur comme illustré figure 5A. De fait, l’épaisseur de la cuve de réacteur n’est pas dictée par des considérations de résistance à la pression puisqu’ immergée dans l’eau secondaire du bassin B, mais plutôt à des contraintes de rigidité mécanique, de résistance au flambage et de supportage du cœur. On rappelle ici que la pression primaire est inférieure à la pression secondaire.
Une épaisseur moyenne d’environ 20 mm est donc retenue. Le matériau envisagé pour la cuve de réacteur 4, et les échangeurs 49 est de l’acier inoxydable.
La conception assistée par ordinateur (CAO) donne un volume d’eau secondaire d’environ 200 m3 pour sa température chaude T2 et d’environ 100 m3 pour sa température froide TL La hauteur de thermocline secondaire est fixée à 4 mètres, en fonction des conditions de fonctionnement en circulation naturelle secondaire permettant l’évacuation de 20MW thermiques en puissance nominale, et une perte de charges globale côté secondaire d’environ 1000 Pa.
La température moyenne de l’eau secondaire se situe autour de 80 °C, soit une température inférieure à la température d’ébullition de l’eau à l’atmosphère.
Le volume d’eau primaire est de l’ordre de 30 m3, soit un facteur 10 environ inférieur à celui du volume d’eau secondaire. Il en résulte donc une inertie thermique très importante contribuant fortement à la sûreté de fonctionnement du bloc réacteur 4, à la fois en termes d’absorption des éventuels échauffements de l’eau primaire, mais également vis-à-vis de la montée en pression de l’eau primaire en cas de défaut d’évacuation de la puissance résiduelle.
De plus, les conséquences d’un Accident de Perte de Refroidissement Primaire (APRP) sont fortement amoindries de par la configuration de l’eau secondaire enveloppant intégralement le circuit primaire.
Le tableau 2 suivant illustre les caractéristiques du dimensionnement thermo-hydraulique des circuits secondaire et tertiaire et quaternaire (réseau de chaleur). [Tableau 2]
Les conditions de fonctionnement sont donc sensiblement identiques à celles régissant la circulation d’eau primaire.
Un nombre de deux échangeurs identiques 200.1 et 200.2 est retenu avec pour chacun un volume d’échange thermique utile d’environ 2.4 m3 et une hauteur d’échange entre circuits secondaire et tertiaire de 2m, pour la configuration en parallèle, c’est-à-dire chacun évacuant 100% de la puissance nominale. Dans la configuration en série, chaque échangeur 200.1 et 200.2 est dimensionné à 50% de la puissance nominale, et la longueur d’échange est alors divisée par deux, soit environ 1m. La puissance hydraulique de pompage secondaire, correspondant aux groupes de pompage 250.1 et 250.2 de la figure 16, est estimée à environ Ikw, ce qui conduit à une puissance électrique d’environ 1.7 à 2kw électrique par pompe. Cette puissance est très dépendante du dimensionnement en diamètre et longueur des tuyauteries 230 et 240 considérées. La puissance du groupe de pompage tertiaire est très dépendante du circuit quaternaire, soit le réseau de chaleur client, et ne peut être estimée.
La hauteur motrice de convection naturelle de l’eau secondaire est d’au moins 4 m, ce qui fixe la position maximale en altitude de la thermocline.
Le niveau du radier 103 du puits de cuve se situe à environ 25 m par rapport au sol. Dans la conception CAO, le fond de la piscine 9 se situe à 10 m de la surface du sol. Le bâtiment réacteur est donc intégralement enterré, le haut de la piscine IRWST correspondant au niveau du sol.
L’invention n’est pas limitée aux exemples qui viennent d’être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées.
D’autres variantes et modes de réalisation peuvent être envisagés sans pour autant sortir du cadre de l’invention.
Liste des références citées
[1]: The World Nuclear Industry Status Report 2017. https://www.worldnuclearreport.org/IMG/pdf/20170912wnisr2017-en-lr.pdf.
[2]: IAEA-TECDOC-397 «Potential of Low -temperature Nuclear Heat Applications».
[3]: IAEA-TECDOC-463 «Small Reactors for Lo -temperature Nuclear Heat Applications».
[4]: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/10/494/10494922.pdf
[5]:https://www.ecosmr.fi/wp-content/uploads/2021/06/Leppanen_EcoSMR_15062021.pdf [6]: G. Geffraye et al. “ CATHARE 2 V2.5 2: A single version for various applications” Nuclear Engineering and Design 241 (2011) 4456-4463.

Claims

Revendications
1. Installation nucléaire comprenant :
- au moins un bloc réacteur SMR (4) à vocation calogène délimité par une cuve de réacteur (40, 41, 42), le bloc réacteur comprenant l’ensemble des composants et partie de circuit fluidique, dont le cœur du réacteur créant de la chaleur par des réactions nucléaires de fission, qui est logé à l’intérieur de la cuve de réacteur ;
- un puits de cuve (100) délimitant un bassin rempli d’eau (B) formant une partie d’un circuit secondaire, dans lequel la cuve de réacteur est immergée ;
- au moins un échangeur de chaleur (49) entre le circuit primaire du réacteur SMR et le circuit secondaire, agencé à l’extérieur de la cuve de réacteur et dans le bassin d’eau.
2. Installation nucléaire selon la revendication 1, la pression de l’eau du circuit secondaire dans le bassin étant supérieure ou égale à celle régnant dans la cuve de réacteur.
3. Installation nucléaire selon la revendication 1 ou 2, la pression de l’eau dans le bassin étant inférieure ou égale à 20 bar.
4. Installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le réacteur SMR étant configuré pour, lorsqu’il est en fonctionnement, faire circuler l’eau du circuit primaire en convection naturelle entre l’(es) échangeur(s) et l’intérieur de la cuve de réacteur en passant à travers les assemblages de combustible définissant le cœur du réacteur.
5. Installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le bassin d’eau étant configuré pour, lorsque le réacteur SMR est en fonctionnement, réaliser une stratification thermique verticale entraînant la formation d'une thermocline délimitée entre le fond du bassin à une température dite froide dans lequel la cuve de réacteur SMR et l’(es) échangeur(s) entre circuits primaire et secondaire sont immergés et le haut du bassin à une température dite chaude, l’eau du bassin circulant en convection naturelle entre l’(es) échangeur(s) et la thermocline.
6. Installation nucléaire selon la revendication 5, l’eau à la température froide provenant d’au moins un échangeur de chaleur (200) entre le circuit secondaire et un circuit tertiaire.
7. Installation nucléaire selon la revendication 5 ou 6, comprenant en outre une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur et adaptée pour guider un écoulement d’eau du bassin autour de la cuve de réacteur, par convection naturelle.
8. Installation nucléaire selon la revendication 5, 6 ou 7, le niveau de la thermocline étant fixé de manière à se situer au-dessus de la cuve de réacteur.
9. Installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, l’échangeur de chaleur (49) étant fixé à l’extérieur de la cuve de réacteur, la cuve de réacteur (40, 42) percée d’ouvertures d’entrée (400) et de sortie (401) débouchant respectivement dans le collecteur d’entrée et de sortie de la partie du circuit primaire dans l’échangeur.
10. Installation nucléaire selon la revendication 9 en combinaison avec la revendication 8, l’échangeur de chaleur (49) comprenant un collecteur d’entrée (490) et un collecteur de sortie (491) de l’eau du bassin, le niveau de la thermocline étant fixé de manière à se situer au-dessus de la sortie du collecteur de sortie.
11. Installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant une piscine (9) de rechargement d’assemblages de combustibles, destinés à être insérés dans le cœur du réacteur SMR, le puits de cuve (100) étant agencé en-dessous du fond (90) de la piscine (9) en étant fermé par un couvercle métallique (104) amovible formant la paroi de séparation avec le fond de la piscine (9).
12. Installation nucléaire selon la revendication 11, comprenant au moins un échangeur de chaleur suspendu par le couvercle amovible (104) du puits de cuve, adapté pour échanger la chaleur entre un circuit fermé d’eau provenant du fond (90) de la piscine (9) et l’eau du circuit secondaire du bassin, l’eau provenant du fond de la piscine s’écoulant gravitairement dans l’échangeur suspendu et remontant par convection naturelle pour rejoindre la piscine.
13. Installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le bloc réacteur comprenant une plaque à trous (48) dont une partie loge individuellement une tige de commande de barres de contrôle de réactivité (47) et dont au moins un trou (480) loge une vanne de régulation du débit d’eau primaire circulant dans le réacteur.
14. Installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, la structure délimitant le bassin d’eau comprenant un fond configuré pour supporter la cuve du réacteur.
15. Ensemble comprenant un réseau de chaleur et une installation nucléaire selon l’une des revendications précédentes, dont le réacteur SMR à vocation calogène est relié au réseau de chaleur.
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