FR2642559A1 - Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression - Google Patents
Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression Download PDFInfo
- Publication number
- FR2642559A1 FR2642559A1 FR8901280A FR8901280A FR2642559A1 FR 2642559 A1 FR2642559 A1 FR 2642559A1 FR 8901280 A FR8901280 A FR 8901280A FR 8901280 A FR8901280 A FR 8901280A FR 2642559 A1 FR2642559 A1 FR 2642559A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- water
- tank
- primary
- pipe
- circuit
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/22—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Water Treatments (AREA)
Abstract
Le circuit de contrôle volumétrique et chimique associé au circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression est un vase d'expansion qui comprend au moins un réservoir eau-vapeur 36 relié au circuit primaire, en aval d'un générateur de vapeur 16, par une canalisation de prélèvement 38 et une canalisation de réinjection 44 équipée d'une pompe 46. La canalisation de prélèvement alimente plusieurs pompes à jet 40a,b,c contrôlées par des vannes 42a,b,c et débouchant dans le réservoir 36. L'action sur ces vannes et sur la pompe 46 permet de régler le volume d'eau dans le circuit primaire. Une canalisation 48 contrôlée par un clapet 50 permet une injection automatique dans le circuit primaire de l'eau contenue dans le réservoir 36, en cas de brèche dans le circuit primaire. Des circuits 56, 62, 72, 84 associés au réservoir 36 et actionnés par les pompes à jet permettent de réaliser l'épuration de l'eau et le réglage de sa teneur en acide borique. Le réservoir 36 sert également à la décharge du pressuriseur 16. L'ensemble est intégré dans l'enceinte de confinement.
Description
CIRCUIT AUXILIAIRE DE CONTROLE VOLUMETRIQUE ET CHIMIQUE
POUR LE CIRCUIT PRIMAIRE DtUN REACTEUR NUCLEAIRE A EAU
SOUS PRESSION.
POUR LE CIRCUIT PRIMAIRE DtUN REACTEUR NUCLEAIRE A EAU
SOUS PRESSION.
DESCRIPTION
L'invention concerne un circuit auxiLiaire de contrôle volumétrique et chimique conçu pour être raccordé sur Le circuit primaire d'un réacteur nucLéaire à eau sous pression et jouer le r5le d'un vase d'expansion.
L'invention concerne un circuit auxiLiaire de contrôle volumétrique et chimique conçu pour être raccordé sur Le circuit primaire d'un réacteur nucLéaire à eau sous pression et jouer le r5le d'un vase d'expansion.
Le circuit primaire d'un tel réacteur comporte une cuve dans laquelle est placé le coeur du reacteur, ainsi que plusieurs boucles contenant chacune un généra- teur de vapeur et une pompe de circulation. L'eau du circuit primaire traverse le coeur, ou elle est réchauffée à une température généralement voisine de 3280 C. ELLe traverse ensuite les générateurs de vapeur, dans lesquels elle est refroidie à une température généralement voisine de 2930C, puis les pompes de circulation, avant de revenir dans la cuve du réacteur
A ce circuit primaire est habituellement associé un ensemble complexe de circuits auxiliaires. Cet ensemble comprend notamment un circuit de pressuriseur, un circuit de contrle volumétrique et chimique RCV et des circuits d'injection de sécurité RIS.
A ce circuit primaire est habituellement associé un ensemble complexe de circuits auxiliaires. Cet ensemble comprend notamment un circuit de pressuriseur, un circuit de contrle volumétrique et chimique RCV et des circuits d'injection de sécurité RIS.
Le pressuriseur a pour fonction d'imposer une pression, par exemple voisine de 155 bars (15,5 MPa), au circuit primaire à la sortie du coeur. A cet effet, l'eau primaire y est chauffee électriquement pour assurer la formation d'un volume de vapeur.
Le pressuriseur est en outre muni de soupapes de décharge destinées à limiter la pression. La vapeur déchargée aboutit à un ballon ou réservoir de décharge du pressuriseur RDP muni d'un circuit de refroidissement et d'un disque de rupture pour Limiter la pression. Si
Le disque se rompt, de la vapeur d'eau en provenance du circuit primaire, eventuellement chargee en gaz de fis sion, se répand dans l'enceinte de confinement. En conditions normales, te condensat est envoyé à une installation de traitement des effluents récupérables TEP
Le circuit RCV, habituellement placé, avec l'installation TEP, dans un grand bâtiment des "auxiLiaires nucléaires" distinct de l'enceinte du réacteur, traite une petite partie du débit de l'eau circulant dans le circuit primaire.
Le disque se rompt, de la vapeur d'eau en provenance du circuit primaire, eventuellement chargee en gaz de fis sion, se répand dans l'enceinte de confinement. En conditions normales, te condensat est envoyé à une installation de traitement des effluents récupérables TEP
Le circuit RCV, habituellement placé, avec l'installation TEP, dans un grand bâtiment des "auxiLiaires nucléaires" distinct de l'enceinte du réacteur, traite une petite partie du débit de l'eau circulant dans le circuit primaire.
Ce circuit comporte notamment des filtres et des résines permettant d'éliminer de l'eau primaire des produits de corrosion, radioactivés dans le coeur, ainsi que des produits de fission solides dissous, ayant diffusé du combustible. Il permet aussi d'éliminer par des ciels de réservoirs (sous 2 bars dthydrogène) des produits de fission gazeux dissous (xénon, krypton) et des résidus d'azote susceptibles de former de L'acide nitrique corrosif lors de la décomposition racioLytique de l'eau dans le coeur.
Le circuit RCV a également pour fonction de
Limiter la teneur en tritium de l'eau primaire, au moyen d'un faible débit de purge à l'environnement d'hydrogène et d'eau tritiés. Il permet aussi de maintenir un pH convenable par I l'adjonction de Lithine enrichie en lithium 7 et un excès d'ions d'hydrogène par L'ajout d'ammoniac ou d'hydrazine.
Limiter la teneur en tritium de l'eau primaire, au moyen d'un faible débit de purge à l'environnement d'hydrogène et d'eau tritiés. Il permet aussi de maintenir un pH convenable par I l'adjonction de Lithine enrichie en lithium 7 et un excès d'ions d'hydrogène par L'ajout d'ammoniac ou d'hydrazine.
Le circuit RCV assure également le réglage de la teneur en bore de L'eau primaire. Ce réglage se fait par ajout d'acide borique (å très faible action sur le pH) ou déboration dans des évaporateurs de l'installation de traitement des effluents réutilisables TEP.
Enfin, le circuit RCV assure La compensation volumetrique du circuit primaire, la masse spécifique de L'eau dans ce circuit passant par exemple de 990 kg/m3 à 450C à 690 kg/m3 à 31O0C dans un reacteur de 1300 MWe contenant 380 m3 d'eau, ce qui nécessite l'évacuation de 114 tonnes a'eau au chauffage et sa rentrée au refroi pissement.
Habituellement, l'eau traitée par le circuit
RCV est réinjectee dans le circuit primaire au moyen de pompes de charge, en particulier par l'intermédiaire de barrages d'eau aux joints des pompes de circulation du circuit primaire.
RCV est réinjectee dans le circuit primaire au moyen de pompes de charge, en particulier par l'intermédiaire de barrages d'eau aux joints des pompes de circulation du circuit primaire.
Les circuits RIS permettent, en cas de brèche de la paroi primaire, d'injecter de l'eau borée soit à partir de réservoirs accumulateurs sous pression d'azote, soit å partir de réservoirs à basse pression, en général extérieurs à l'enceinte, par L'intermediaire de pompes d' injection. Lorsque ces reservoirs sont vidés, les circuits d'injection sont mis en aspiration sur l'eau en excès présente dans L'enceinte, récupérée dans des puisards et refroidie sur des échangeurs par un circuit auxiliaire de refroidissement intermédiaire RRI, lui-meme refroidi sur des échangeurs par un circuit d'eau brute extérieur. Ces trois circuits combinés nécessitent de puissantes pompes qui reçoivent leur énergie électrique soit du réseau, soit de générateurs diesel.Plusieurs pompes et plusieurs générateurs diesel doivent être prévus pour parer d'éventuelles indisponibilités.
Des propositions ont été faites pour reduire
La complexité de tels systemes et pour éviter le recours à des pompes spéciales en cas de brèche primaire En particulier, on peut disposer à l'intérieur de L'enceinte de confinement une reserve d'eau borée, au-dessus du niveau du coeur nucléaire, soit dans des réservoirs à haute pression susceptibles de se déverser dans Le circuit primaire dès Lors que te coeur risque d'être asséché et avant équilibrage de pression entre circuit primaire et enceinte, soit dans un réservoir à basse pression qui ne peut se déverser vers le coeur que lorsque l'equili- brage s'est effectue du fait de la breche.On citera les propositions suivantes - des propositions anciennes concernant des réserves
d'eau borée en situation haute dans L'enceinte, pour
servir à l'aspersion à l'intérieur de l'enceinte en
cas d'accident, - les brevets français 78-21492 et 78-21493 de D. COSTES,
qui décrivent une enceinte de réacteur contenant une
importante réserve d'eau borée, pour faciliter L'i 10j ec-
tion en cas de brèche primaire et pour prévenir L'écou-
Lenent du coeur fondu vers le radier, mais qui ne pré
voient pas que cette réserve soit placée au-dessus du
niveau de la cuve, - le brevet français 79-24495 de M.FAJEAU, qui décrit
un réservoir initialement à basse pression et muni d'un
refroidisseur, servant à la décharge du pressuriseur
le cas échéant jusqu'à équilibre de pression pour per
mettre un refroidissement important du circuit primai
re, et pouvant alors réalimenter celui-ci par l'inter-
médiaire d'un clapet, - le brevet français 79-28316 de M. FAJEAU, qui décrit
un réservoir initialement à la pression primaire et
plein d'eau borée, relié à la cuve par des conduites
de petit diamètre telle que La réalimentation de cel
le-ci se déclenche lorsqu'il y apparaît un niveau Li
bre, et aux boucles de refroidissement primaire par
des conduites de plus grand diamètre munies de vannes,
ce réservoir étant pourvu d'un refroidisseur, - le brevet français 81-03632 de M. FAJEAU et S. CROXAT
TO, qui décrit un réservoir à relativement basse pres
sion, permettant d'abord de refroidir la cuve grâce
à un échangeur intégré dans celle-ci, puis de La réali
menter après équilibrage des pressions, - La communication "The Westinghouse AP600 passive safety
systems - A key to a safer, simplified PNR" présentée
par L.E.CONWAY à la Conférence ANS de Seattle en mai
1988, qui combine un réservoir à haute pression analo
gue à celui du BF 79-28316 et un important réservoir
à -niveau libre dans l'enceinte comme dans le BF
78-21492, mais susceptible d'inonder gravitairement
La cuve primaire et tes cellules dans l'enceinte de
securite, autour de celle-ci, et par ailleurs analogue
à celui des BF 79-24495 et 81-03632, - les schémas publiés dans "Nuclear Engineering Interna
tional", juin 1988, page 32, sous le titre "Advanced
PWR concepts under consideration in t-he U SS R ". qui
montrent des enceintes à réserve d'eau intégrée.
La complexité de tels systemes et pour éviter le recours à des pompes spéciales en cas de brèche primaire En particulier, on peut disposer à l'intérieur de L'enceinte de confinement une reserve d'eau borée, au-dessus du niveau du coeur nucléaire, soit dans des réservoirs à haute pression susceptibles de se déverser dans Le circuit primaire dès Lors que te coeur risque d'être asséché et avant équilibrage de pression entre circuit primaire et enceinte, soit dans un réservoir à basse pression qui ne peut se déverser vers le coeur que lorsque l'equili- brage s'est effectue du fait de la breche.On citera les propositions suivantes - des propositions anciennes concernant des réserves
d'eau borée en situation haute dans L'enceinte, pour
servir à l'aspersion à l'intérieur de l'enceinte en
cas d'accident, - les brevets français 78-21492 et 78-21493 de D. COSTES,
qui décrivent une enceinte de réacteur contenant une
importante réserve d'eau borée, pour faciliter L'i 10j ec-
tion en cas de brèche primaire et pour prévenir L'écou-
Lenent du coeur fondu vers le radier, mais qui ne pré
voient pas que cette réserve soit placée au-dessus du
niveau de la cuve, - le brevet français 79-24495 de M.FAJEAU, qui décrit
un réservoir initialement à basse pression et muni d'un
refroidisseur, servant à la décharge du pressuriseur
le cas échéant jusqu'à équilibre de pression pour per
mettre un refroidissement important du circuit primai
re, et pouvant alors réalimenter celui-ci par l'inter-
médiaire d'un clapet, - le brevet français 79-28316 de M. FAJEAU, qui décrit
un réservoir initialement à la pression primaire et
plein d'eau borée, relié à la cuve par des conduites
de petit diamètre telle que La réalimentation de cel
le-ci se déclenche lorsqu'il y apparaît un niveau Li
bre, et aux boucles de refroidissement primaire par
des conduites de plus grand diamètre munies de vannes,
ce réservoir étant pourvu d'un refroidisseur, - le brevet français 81-03632 de M. FAJEAU et S. CROXAT
TO, qui décrit un réservoir à relativement basse pres
sion, permettant d'abord de refroidir la cuve grâce
à un échangeur intégré dans celle-ci, puis de La réali
menter après équilibrage des pressions, - La communication "The Westinghouse AP600 passive safety
systems - A key to a safer, simplified PNR" présentée
par L.E.CONWAY à la Conférence ANS de Seattle en mai
1988, qui combine un réservoir à haute pression analo
gue à celui du BF 79-28316 et un important réservoir
à -niveau libre dans l'enceinte comme dans le BF
78-21492, mais susceptible d'inonder gravitairement
La cuve primaire et tes cellules dans l'enceinte de
securite, autour de celle-ci, et par ailleurs analogue
à celui des BF 79-24495 et 81-03632, - les schémas publiés dans "Nuclear Engineering Interna
tional", juin 1988, page 32, sous le titre "Advanced
PWR concepts under consideration in t-he U SS R ". qui
montrent des enceintes à réserve d'eau intégrée.
On remarque que, selon ces propositions, les réservoirs ajoutés au circuit primaire trouvent leur utilité en cas d'accident primaire notamment pour remplacer au moins partiellement les accumulateurs sous pression d'azote et les pompes d'injection des circuits RIS.
Le fait d'éliminer t'azote est intéressant pour la sûreté car l'azote susceptible d'être injecté dans le circuit primaire se retrouve aux points hauts de celui-ci et casse alors la circulation naturelle. Par ailleurs, le fait de remplacer les pompes du circuit RIS par des systèmes passifs peut, à l'évidence, améliorer la fiabilité globale des systèmes de sûreté en cas de brèches primaires.
De tels réservoirs ont aussi une utilité en fonctionnement normal, en reduisant les astreintes Liées à la décharge du pressuriseur et en participant au refroidissement du réacteur et à son maintien à l'arrêt.
Cependant, ils ne participent pas aux fonctions du circuit RCV précédemment décrites.
L'invention a précisément pour objet un circuit auxiliaire de contrôle volumétrique et chimique procurant
Les mêmes avantages que ceux ainsi decrits mais dont La conception lui permet d'assurer, à relativement haute pression, La compensation volumétrique et La correction chimique de l'eau du circuit primaire, tout en réduisant les astreintes imposes aux appareillages normalement installes dans le batiment des auxiliaires nucléaires attenant à l'enceinte du reacteur, et en permettant ainsi une substantielle économie.
Les mêmes avantages que ceux ainsi decrits mais dont La conception lui permet d'assurer, à relativement haute pression, La compensation volumétrique et La correction chimique de l'eau du circuit primaire, tout en réduisant les astreintes imposes aux appareillages normalement installes dans le batiment des auxiliaires nucléaires attenant à l'enceinte du reacteur, et en permettant ainsi une substantielle économie.
A cet effet, il est proposé un circuit auxi liaire de contrôlée volumétrique et chimique, apte à être raccordé sur un circuit primaire de réacteur nucléaire à eau sous pression contenant de l'eau primaire, ce circuit auxiliaire comportant des moyens de prélèvement d'eau dans le circuit primaire, des moyens d'épuration de cette eau et de réglage de sa teneur en acide borique et en hydrogène, et des moyens réglables de réinjection d'eau dans Le circuit primaire, caractérisé par le fait qu'au moins un réservoir eau-vapeur est placé dans le circuit auxiliaire, à l'aval des moyens de prélèvement, ceux-ci comprenant des moyens de réglage du débit d'en trée d'eau primaire dans le réservoir, qui assurent une détente de l'eau à sa pression de vapeur saturante, dans le réservoir, l'ensemble des moyens de réglage des débits d'entrée et de sortie permettant un contrôle du volume d'eau présent dans Le réservoir et, par conséquent, du volume d'eau contenu dans le circuit primaire.
Grâce à cet agencement, l'eau se trouve en quantité imposée dans Le réservoir et il se forme un ciel de vapeur saturante au-dessus d'elle, à une température peut être peu inférieure à La température minimum de
L'eau dans Le circuit primaire, par exemple 290,50C.
L'eau dans Le circuit primaire, par exemple 290,50C.
L'eau liquide borée étant en présence de sa vapeur saturante, la pression peut être relativement élevée (7,5
MPa pour 290,50 C) tout en restant nettement inférieure à celle du circuit primaire (15,5 MPa au pressuriseur).
MPa pour 290,50 C) tout en restant nettement inférieure à celle du circuit primaire (15,5 MPa au pressuriseur).
Le réservoir constitue une réserve de sécurité à haute pression comparable à ceLLe décrite plus haut. Il permet comme on le verra d'assurer La compensation volumétrique liée à La di I latat i on de L'eau dans le circuit primaire, ainsi que le traitement chimique de L'eau.
Les moyens de prélèvement et de réglage du débit d'entrée dans le réservoir sont alors essentiel le- ment des détendeurs associes à des pompes à jet ou ejec- teurs, qui permettent la réintroduction dans le réservoir de certains débits prélevés à des fins d'épuration. Les moyens de réinjection sont constitués par Les pompes de charge habituelles, réglables en débit.
It est à noter que Le circuit auxiliaire selon
L'invention, qui concerne les parties à relativement haute pression du circuit primaire, est de préférence couplé à L'utilisation d'une importante réserve d'eau intérieure à l'enceinte et située au-dessus du niveau de La cuve, conformement à la description faite dans la communication de L.E. Conway citée précédemment.
L'invention, qui concerne les parties à relativement haute pression du circuit primaire, est de préférence couplé à L'utilisation d'une importante réserve d'eau intérieure à l'enceinte et située au-dessus du niveau de La cuve, conformement à la description faite dans la communication de L.E. Conway citée précédemment.
Il ressort de la définition du circuit auxi liaire selon L'invention qui vient d'être donnée qu'en imposant la quantité d'eau présente dans le réservoir et sans echange d'eau avec L'extérieur, on peut régler
La quantité d'eau dans le circuit primaire, c'est-å-dire maintenir convenablement Le niveau Libre du pressuriseur.
La quantité d'eau dans le circuit primaire, c'est-å-dire maintenir convenablement Le niveau Libre du pressuriseur.
Ainsi, dans le cas d'un réacteur de 1300 MW électriques, te réservoir peut recevoir 110 tonnes d'eau lors de la montée en température, sans aucune purge vers L'extérieur et, inversement, Les restituer lors du refroidissement sans qu'on ait à prévoir d'apport d'eau neuve comme c'est te cas dans les circuits actuels. Le réacteur étant froid, Le réservoir peut aussi être utilisé pour La vidange partielle nécessaire à L'ouverture du couvercle de La cuve.
Avantageusement, le réservoir eau-vapeur du circuit auxiliaire selon L'invention est relié au circuit primaire par une canalisation de diamètre relativement important munie d'un clapet, pour assurer une puissante injection d'eau borée dans le circuit primaire, en cas ce crèche. On peut interposer sur cette canalisation un réservoir supplémentaire contenant un concentrat d'acide borique, pour assurer l'antiréactivité neutronique requise.
Le circuit auxiliaire selon l'invention permet également d'assurer le réglage des gaz dissous dans l'eau primaire en restant au niveau général de pression du réservoir eau-vapeur et sans faire appel aux ciels d'hycryogène de réservoirs extérieurs. A cet effet, La vapeur qui surmonte le Liquide dans le réservoir et qui est très enriorie en gaz, par rapport à ce qui est dissous dans e Liquide, nonte dans un séparateur d'hydrogène constitué car une colonne de distillation où elle se refroidit et se condense progressivement.Le flux décroissant de vapeur s'enrichit en gaz jusqu'3 devenir un gaz pratiquement our au sonnet de la colonne, tandis que le liquide formé, de plus en plus enrichi en gaz vers le haut, s'ap pauvrit en redescendant et retombe partiellement dégazé aans Le réservoir.
On assure ainsi la séparation du mélange des gaz S s-à-.is de L'eau, avec un grand excès d'hydrogène qu'il convient ce recycler. A cet effet, la chambre supérieure du dégazeur est reliée à un séparateur d'hydrogène tel qu'un perméateur comportant une membrane sélective qui ne laisse pratiquement passer que l'hydrogène. Ce dernier, qui apparat dans la chambre à basse pression du perméateur, est aspiré par une des pompes à jet servant à l'introduction de L'eau dans Le réservoir. Les gaz à éliminer, qui se concentrent dans La chambre à haute pression du perméateur, peuvent ensuite être stockés afin d'assurer leur décroissance radioactive, avant de les rejeter dans l'atmosphère par une cheminée de purge.
Le circuit auxiliaire selon L'invention peut aussi assurer au moins en partie l'épuration de l'eau primaire vis-à-vis des solides dissous radioactifs, en restant au niveau général de pression du réservoir eauvapeur. A cet effet, une partie de l'eau du réservoir peut être refroidie à environ 5O0C dans un échangeur récupérateur, introduite dans un déminéraliseur à résine, sature en bore, puis renvoyée après réchauffage soit dans le réservoir par l'intermédiaire d'une des pompes à jet servant à l'introduction de l'eau primaire dans le réservoir, soit dans le circuit primaire par
L'intermédiaire d'une pompe de charge, l'ensemble de l'installation étant placé à l'intérieur de enceinte du réacteur.
L'intermédiaire d'une pompe de charge, l'ensemble de l'installation étant placé à l'intérieur de enceinte du réacteur.
Le circuit auxiliaire selon l'invention peut aussi être utilise pour assurer au moins en partie le réglage de la teneur en bore dans Le circuit primaire, vis-å-vis des variations journalières de puissance imposees par le réseau électrique, en restant au niveau genéral de pression du réservoir eau-vapeur. Le réservoir sert alors de distillateur, dans lequel on prélève le débit de sortie soit dans Le liquide en partie basse, soit dans la vapeur en partie haute. La vapeur ainsi prélevée est légérement compressée par une des pompes à jet alimentant Le réservoir, de manière à pouvoir se condenser dans un échangeur immergé dans la partie basse.
L'eau liquide obtenue, tres chargée en gaz, ruisselle en partie haute dans la vapeur, où elle cède en grande partie ces gaz et quitte alors le réservoir. Si L'on évacue du réservoir l'eau ainsi distillée, l'eau liquide contenue dans le réservoir s'enrichit en bore des apports du circuit primaire, tandis que celui-ci, corrélative- ment, s'appauvrit en bore. Un Dreèvement de liquide en partie basse du réservoir permet au contraire de revenir progressivement à l'égalité des teneurs entre l'eau liquide contenue dans le réservoir et l'eau contenue dans le circuit primaire.
Lorsque, en fin de cycle dé combustible, il est nécessaire de faire varier journellement les teneurs en bore avec une valeur très faible de la teneur minimalle, on serait conduit à des actions de distillation trop fortes, risquant notamment de perturber les teneurs des corps protecteurs dissous dans l'eau primaire ; on adjoint donc à ce systeme de distillation des déminérali- seurs à résine nons saturée en bore, fonctionnant comme les déminéraliseurs précédemment cités à environ 5O0C, ces déminéraliseurs étant encadrés à cet effet par un échangeur refroidisseur et un échangeur réchauffeur cou pliés 'un à L'autre. Les augmentations de teneurs en bore se frnt a lors par ajouts d'acide borique. On peut aussi L':ser des résines procurant une teneur en bore en fonction de la température imposée au déminéraliseur.
Le circuit auxiliaire selon L'invention a aussi pcJr avantage de permettre d'utiliser le réservoir eau vapeur comme ballon de décharge du pressuriseur RDP. A cet effet, La canalisation de décharge de vapeur du pressuriseur débouche dans un barboteur placé dans une zone inférieure du réservoir eau-vapeur. Cet agencement permet a récupération de la vapeur libérée sans nécessiter son traitement et son épuration externe comme il était de règle auparavant. Les opérations de purge nécessaires pour limiter la concentration en gaz dans La vapeur du pressuriseur sont donc facilitées.De plus, Le réservoir peut être dimensionne pour permettre la décharge complète du pressuriseur jusqu'à égalisation des pressions dans le circuit primaire, sans aucun rejet dans l'enceinte par rupture de disque comme ce peut être le cas selon l'art antérieur.
Les diverses canalisations reliant le réservoir eau-vapeur du circuit auxiliaire selon l'invention au circuit primaire, qui incorporent de préférence un echangeur de refroidissement de L'eau prélevée dans Le circuit auxiliaire, peuvent bien entendu servir au moins partiellement pour la fonction de refroidissement à l'arrêt du réacteur.
Enfin, une purge vers L'extérieur peut être prévue à la base du réservoir, pour éliminer les corps déposés et Laisser échapper chaque jour quelques mètres cubes d'eau primaire, moyennant la réinj ection d'eau neuve, afin de limiter L'accumulation de tritium sous forme d'eau tritiée. Les installations extérieures à l'enceinte du réacteur et permettant de traiter L'eau purgée ainsi que celle obtenue au circuit de récupération de fuite, d'assurer la réinjection correspondante, d'etablir La concentration nécessaire e-n bore dans le réservoir supplémentaire interposé sur la canalisation d'injection vers le circuit primaire et de régénérer les déminéraliseurs Lors de l'arrêt du réacteur sont considérablement plus simples et limitées en encombrement que les installations actuelles.
Un mode de réalisation préféré de L'invention va à présent être décrit, à titre d'exemple non limitatif, e se référant au dessin annexé dans lequel La figure unique représente de façon schématique Le circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée équipé d'un circuit auxiliaire de contrôlée volumétrique et chimique conforme à l'invention.
Afin d'en faciliter la lecture, les systèmes de mesure et de commande associés au circuit illustré sur la figure n'ont pas été représentés. Ces systèmes sont de conception classique et ne font pas partie de l'invention.
Sur La figure, la référence 10 désigne la cuve d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée. Cette cuve contient le coeur 12 du réacteur. Sur cette cuve sont branchées plusieurs boucles primaires, dont l'une seulement est représentée sur la figure, et qui constituent avec la cuve 1G le circuit primaire du réacteur.
Chacune des boucles du circuit primaire comprend une canalisation 14 reliant la cuve 10 à un générateur de vapeur 16, une canalisation 18 reliant le générateur de vapeur 16 à une pompe primaire 20 et une canalisation 22 par laquelle l'eau du circuit primaire est refoulée par la pompe 20 dans la cuve 10. Dans cette dernière, l'eau primaire est réchauffée par le coeur 12 jusqu a une température voisine par exemple de 3280 C.
Cette eau primaire est refroidie dans le générateur de vapeur 16, qu'elle quitte à une température voisine de 2939C.
Le circuit primaire du réacteur comporte égalemer de façon connue un pressuriseur 24 raccordé sur la canalisation 14 de l'une des boucles du circuit. Un dispositif de chtaGffage électrique 26 placé dans le pressuriseur 24 permet de former un volume de vapeur à l'inté- rieur de ce dernier. L'eau primaire contenue dans le circuit est ainsi mise sous pression. Une rampe d'aspersion 28 pLacée dans ce volume de vapeur est reliée à la canaLisation 22 par une canalisation 30 contrôlée par une vanne 32, afin de permettre un abaissement de La pression lorsque cela est nécessaire.Le circuit du pressuriseur 24 permet ainsi d'établir et de contrôler La pression régnant dans le circuit primaire, la valeur de cette pression étant généralement d'environ 15,5- MPa correspondant à une température au pressuriseur de 3450C.
La cuve 10 du réacteur ainsi que l'ensemble des boucles formant avec cette dernière le circuit primaire sont places à L'intérieur d'une enceinte de confinement dont l'une des parois est représentée schématiquement er 34 sur la figure.
Conformément à L'invention, un circuit auxi Liaire de contrôle voLumétrique et chimique de conception originale, situé pour l'essentiel à l'intérieur de l'en- ceinte de confinement du réacteur, est associé au circuit primaire du réacteur.
Ce circuit auxiliaire comprend un ou plusieurs réservoirs eau-vapeur 36. Un réservoir 36 peut notamment être associé à chaque boucle du circuit primaire. Ce ou ces réservoirs 36 sont alimentés en eau préLevée dans
Le circuit primaire par une canalisation de prélèvement 38, qui est raccordée sur La canalisation 18 de l'une des boucles du circuit primaire, entre le générateur de vapeur 16 et la pompe de circulation 20 de cette boucle.
Le circuit primaire par une canalisation de prélèvement 38, qui est raccordée sur La canalisation 18 de l'une des boucles du circuit primaire, entre le générateur de vapeur 16 et la pompe de circulation 20 de cette boucle.
La canalisation de prélèvement 38 est raccordée sur chacun des réservoirs 36 par un ensemble d'éjecteurs incorporés à des pompes à jet teilles que Les pompes 40a, 40b et 40c sur la figure. L'alimentation de chacune de ces pompes à jet est contrôlée par une vanne 42a, 42b et 42c respectivement. Le nombre des pompes à jet est choisi de façon à permettre de contrôler le débit d'entrée des réservoirs 36 en ouvrant un nombre plus ou moins grand de vannes telles que 42a, 42b et 42c, chacune des pompes à jet fonctionnant de préférence à plein débit du jet.
Les éjecteurs incorporés aux pompes à jet ont pour effet de détendre l'eau prélevée dans le circuit primaire à sa pression de vapeur saturante, ce qui conduit à former un ciel de vapeur saturante au-dessus de L'eau Liquide dans le réservoir 36. Ainsi, si la température de l'eau prélevée dans La canalisation 18 est d'environ 2930C pour une pression de 15,1 MPa, La température dans le réservoir peut s'établir à environ 290,50C pour une pression saturante de 7,5 MPa. IL est à noter que ces chiffres correspondent au cas où l'eau primaire prélevée par la canalisation 38 n'est pas refroidie, disposition qui paraît à préférer, comme on
Le verra ultérieurement.
Le verra ultérieurement.
Le circuit auxiliaire selon L'invention comprend également une canalisation 44 de réinjection de l'eau dans le circuit primaire, dans laquelle sont placées une ou plusieurs pompes de charge 46. Comme on le verra plus en détail par la suite, cette canalisation peut être alimentée par plusieurs branches à différents niveaux dans chacun des réservoirs 36 et elle est raccordée sur l'une des boucles du circuit primaire, par exemple par l'intermédiaire des barrages d'eau aux joints des pompes de circulation 20, de manière traditionnelle.
Dans la configuration qui vient d'être décrite, les vannes 42a, 42b et 42c associées aux pompes à jet 40a, 40b et 40c, ainsi que la pompe de charge 46, constituent des moyens de réglage de débit permettant de contrôler à volonté le volume d'eau présent dans chacun aes réservoirs 36 et, par conséquent, le volume d'eau contenu dans le circuit primaire du réacteur.
Alors que Les canalisations de prélèvement 38 presentent un diamètre relativement faible afin que seule une petite partie de L'eau primaire du circuit principal soit déviée vers le circuit auxiliaire, une canalisation de sécurité 48, de diamètre relativement grand, relie le fond de chacun des réservoirs 36 aux canalisations 22 du circuit primaire, en aval des pompes primaires 20.
Un clapet 50 est placé dans cette canalisation 48, au fond du réservoir 36. Ce clapet, normalement fermé, s'ouvre automatiquement lorsque la pression dans le circuit primaire chute en dessous de la pression régnant dans le réservoir. En cas de breche dans le circuit primaire, une puissante injection d'eau est ainsi réalisée.
Dans le fond de chacun des réservoirs eau-vapeur 36, on prévoit avantageusement un réservoir supplémentaire 52 contenant un concentrat d'eau borique. La canalisation de sécurité 48 débouche dans Le fond du réservoir supplémentaire 52, dans lequel est prévu le clapet 50. Un deuxiéme clapet 54 est placé entre le réservoir 36 et le réservoir 52 de maniere à se prémunir de mélanges d'eau en fonctionnement normal entre les réservoirs 36 et 52. Les deux clapets s'ouvrent simuLtane- ment lorsqu i I apparat, dans la canalisation 48, une pression inférieure à celle régnant dans le réservoir 36.
Dans les circuits auxiliaires equipant les réacteurs à eau sous pression actuels, le dégagement des gaz radioactifs et de l'azote est habituellement assuré à froid sous des ciels d'hydrogène à 2 bars, ce qui maintient dans l'eau une teneur en hydrogène de l'ordre de 30 cm3 (température et pression normales) par kg. Dans le circuit auxiliaire selon l'invention, compte tenu de la pression et de la température règnant dans Le réservoir 36, cette solution de dégazage ne peut être envi sagée.
Dans Le circuit auxiliaire représente sur la figure unique, les gaz dissous, dont la teneur est beaucoup plus élevée dans la vapeur que dans l'eau liquide à l'intérieur des reservoirs 36, sont épurés au moyen d'un dégazeur tel qu'une colonne de distillation 56, qui est placée au sommet du réservoir eau-vapeur. Cette colonne de distillation 56, de préférence du type à plateaux ou à massif granuleux, est refroidie par exemple à 200C dans sa chambre supérieure 56a, par un dispositif de refroidissement extérieur 58.
Dans cette chambre supérieure, on obtient un mélange de gaz dont la pression totale est égale à celle régnant dans le réservoir 36, à forte prédominance d'hy drogène et contenant des traces d'azote et de gaz radioactifs telles que du xénon et du krypton. Ce mélange est repris par un tube 6Q débouchant dans la chambre supérieure de la colonne de distillation 56 et redescendant sous cette dernière, à l'intérieur du réservoir 36 pour assurer un réchauffage des gaz, par exemple à environ 2900 C.
Le mélange de gaz est alors acheminé hors du réservoir 36 par le tute 60 jusqu'à un séparateur d'hydrogene 62 constitué par exemple par un perméateur à membrane sélective du type palladium-argent, à très haute sélectivité, fonctionnant à environ 250-3000C. Le séparateur 62 comporte une chambre à basse pression 62a qui est reliée à l'une des pompes à jet 40a par Lesquelles l'eau prélevée dans le circuit primaire par la canalisation 38 est injectée dans le réservoir 36.
Le gaz résiduel se concentre dans une chambre à haute pression 62b du séparateur 62, qui communique avec un réservoir de stockage 64 dans lequel ce gaz est détendu. Après une décroissance radioactive convenable,
Le gaz peut être rejeté à l'atmosphère par une canalisation 66 contrôlée par une vanne 68 et reliée à une cheminée de purge extérieure 70.
Le gaz peut être rejeté à l'atmosphère par une canalisation 66 contrôlée par une vanne 68 et reliée à une cheminée de purge extérieure 70.
Simultanément, l'eau liquide formée dans la colonne de distillation 56 s'appauvrit en gaz en redescendant dans cette colonne et retombe partiellement dégazée dans le réservoir 36.
Afin de purifier la phase liquide contenue dans le réservoir 36 vis-à-vis notamment oes produits de corrosion, on utilise un ou plusieurs deminéraliseurs à résine 72 présaturés en bore de façon à ne pas agir sur le bore.
Chaque déminéraliseur 72 communique avec la phase liquide de l'eau contenue dans le réservoir 36 par une canalisation de sortie 74 dans laquelle est placé un échangeur refroidisseur 76 qui a pour effet d'abaisser
la température de L'eau jusqu'a une valeur voisine par exemple de 500C qui correspond au fonctionnement habituel des résines. La résistance en pression des récipients de déminéraliseurs doit en revanche être portée à 10 MPa par exemple, au Lieu de 1 MPa dans les installations habituelles. Pour un réacteur de 1300 MW électriques, par exemple, on sait qu'on peut utiliser trois déminéraliseurs de 3 m3 sans régénération pour une campagne entre deux rechargements successifs du coeur du réacteur.
la température de L'eau jusqu'a une valeur voisine par exemple de 500C qui correspond au fonctionnement habituel des résines. La résistance en pression des récipients de déminéraliseurs doit en revanche être portée à 10 MPa par exemple, au Lieu de 1 MPa dans les installations habituelles. Pour un réacteur de 1300 MW électriques, par exemple, on sait qu'on peut utiliser trois déminéraliseurs de 3 m3 sans régénération pour une campagne entre deux rechargements successifs du coeur du réacteur.
En sortant du démineraliseur 72, la phase liquide épurée est réchauffée dans un échangeur réchauffeur 78 couplé à l'échangeur refroidisseur 76. En aval de
L'échangeur réchauffeur 78, la canalisation de sortie 74 comporte une bifurcation dont une première branche alimente l'une 40b des pompes à jet par lesquelles la canalisation de prélèvement 38 alimente le réservoir 36.
L'échangeur réchauffeur 78, la canalisation de sortie 74 comporte une bifurcation dont une première branche alimente l'une 40b des pompes à jet par lesquelles la canalisation de prélèvement 38 alimente le réservoir 36.
Une deuxième branche de cette dérivation est raccordée directement sur la canalisation 44 par laquelle l'eau est réinjectée dans le circuit primaire, en amont de la pompe de charge 46. Un jeu de vannes 80 et 82 placées dans les deux branche-s permet de contrôler la réinjection de l'eau épurée soit dans Le réservoir 36, soit directement dans le circuit primaire.
Afin de permettre La réduction moyenne de la teneur en bore de l'eau du circuit primaire, indépendamment des variations journalières, au moins un autre démi néraliseur 84 est également prévu dans le circuit auxiliaire selon l'invention. Ce déminéraliseur 84 communique avec la phase liquide de l'eau contenue dans le réservoir 36 par une canalisation de sortie 86 dans laquelle est placé un échangeur refroidisseur 88 permettant d'abaisser la température de L'eau parvenant dans le déminéraliseur 84 à une température d'environ 500C. Cela permet d'utiliser également pour cette fonction des déminéraliseurs de conception classique et dont la pression maximale est simplement augmentée.
A la sortie du démineraliseur 84, l'eau appauvrie en bore traverse un échangeur réchauffeur 90 couplé à l'échangeur refroidisseur 88. En aval de l'échangeur réchauffeur 89, la can-alisation 86 traverse une vanne 90, avant d'être raccordée sur la canalisation 44 de réinjection d'eau dans le circuit primaire, en amont de la pompe de charge 46.
Les variations de la teneur en bore de L'eau primaire, notamment pour les variations journalières de puissance, peuvent être obtenues par un système de distillation associé au réservoir 36 contenant le liquide et sa vapeur. A cet effet, on prélève le débit de sortie soit sur la phase liquide, qui contient du bore, soit sur la phase vapeur qui n'en contient pas, d'ou des variations de teneur en bore dans Le réservoir et des variations inverses dans le circuit primaire. Le débit ae sortie contenant du bore est, par exemple, celui qui passe à travers Le déminéraliseur 72 et La vanne 82. Pour obtenir un débit de sortie contenant très peu de bore, on place au moins l'une 40c ces pompes à jet dans la partie supérieure du réservoir 36 contenant de l'eau en phase vapeur.La pompe à jet 40c entraîne alors cette vapeur dans un échangeur condenseur 92 qui est immergé dans La phase liquide de l'eau contenue dans le réservoir 36. La phase vapeur aspirée par la pompe à jet 40c est légèrement compressée, de telle sorte qu'eLle se condense dans l'échangeur condenseur 92.
Ce dernier communique ensuite avec un ruisseleur de dégazage 94 placé dans la partie supérieure en phase vapeur du réservoir 36. L'eau à l'état liquide parvenant dans ce ruisseleur 94 étant tres chargee en gaz, elle cède une grande partie de ces gaz à la vapeur dans le ruisseleur, dont le réservoir reçoit par conséquent de L'eau distillée, sous réserve de certaines quantités de corps dissous provenant de l'eau d'ejection.
L'eau distillée ainsi recueillie dans le reser- voir du ruisseleur 94 est évacuée hors du réservoir eauvapeur 36 par une canalisation de sortie 96 contrôlée par une vanne 98 et raccordée sur la canalisation 44 de réinjection d'eau dans le circuit primaire, en amont de la pompe 46. L'eau liquide contenue dans le réservoir 36 s'enrichit ainsi en bore des apports du circuit primaire, alors que ce dernier s'appauvrit corrélativement en bore
De telles actions de distillation, à répéter journalièrement, deviennent trop importantes des lors que la teneur moyenne en bore a largement recru au cours de la compagne de fonctionnement.Comme pour les réacteurs actuels, on peut progressivement utiliser en alternance des déminéraliseurs en bore (qui doivent être périodiquement régénérés) et des moyens de réinjection d'acide borique, à moins d'utiliser des déminéraliseurs à résines spéciales qui règlent la teneur en bore en fonction de la température qu'on leur impose.
De telles actions de distillation, à répéter journalièrement, deviennent trop importantes des lors que la teneur moyenne en bore a largement recru au cours de la compagne de fonctionnement.Comme pour les réacteurs actuels, on peut progressivement utiliser en alternance des déminéraliseurs en bore (qui doivent être périodiquement régénérés) et des moyens de réinjection d'acide borique, à moins d'utiliser des déminéraliseurs à résines spéciales qui règlent la teneur en bore en fonction de la température qu'on leur impose.
Dans le mode de réalisation préféré de l'invention représenté sur la figure unique, le réservoir eauvapeur 36 du circuit auxiliaire selon l'invention est utilisé de plus à la place du ballon de décharge du pressuriseur RDP auquel est habituellement reliée la canalisation de décharge du pressuriseur. A cet effet, ta canalisation de décharge 100 raccordée de façon habituelle à la partie supérieure en phase vapeur du pressuriseur 24 et contrôlée par une vanne 102, se termine à son extrémité opposée par un barboteur 104 placé dans la zone inférieure du réservoir eau-vapeur 36, c'est-a-dire dans la phase liquide de l'eau contenue dans ce réservoir.
Cet agencement original permet la récuperation de la vapeur libérée à partir du pressuriseur, sans nécessiter son traitement et son épuration externe comme il était de règle auparavant. Les opérations de purge nécessaires pour limiter la concentration en gaz dans la phase vapeur du pressuriseur sont ainsi facilitées.
De plus, le réservoir selon l'invention peut être dimensionné pour admettre en cas de besoin une décharge totale du pressuriseur, la vanne de décharge 102 restant ouverte volontairement (pour assurer une baisse de pressi-on primaire importante si necessaire) ou involontairement (accident de Three Mile Island).
A titre d'exemple, on considère un réacteur de 1300 MW électriques dont le pressuriseur contient normalement 36 m3 d'eau Liquide et 24 m3 d'eau vapeur à 345cl, 15,5 MPa. Le réservoir 36 selon L'invention contient par exemple 150 m3 d'eau liquide et 20 m3 de vapeur à 290,50 C, 7,5 MPa. La température moyenne de l'eau dans le circuit primaire est de 3110C, ce qui correspond à une pression de vapeur saturante de 10 MPa.
On peut calculer que La décharge totaLe du pressuriseur dans le réservoir 36 permet d'aboutir à une pression inférieure à 10 MPa. Ainsi donc, dans La mesure où le chauffage du pressuriseur n'est pas en fonctionnem-ent et où la puissance du réacteur est évacuée par ailleurs, la pression primaire peut être rapidement abaissée à 10
MPa par décharge du pressuriseur, sans autre précaution particulière. La décharge du pressuriseur peut, bien entendu, être actionnée lorsqu'on veut rendre pLus précoce l'injection de l'eau du réservoir 36 dans le circuit primaire en cas de brèche sur celui-ci.
MPa par décharge du pressuriseur, sans autre précaution particulière. La décharge du pressuriseur peut, bien entendu, être actionnée lorsqu'on veut rendre pLus précoce l'injection de l'eau du réservoir 36 dans le circuit primaire en cas de brèche sur celui-ci.
Le cas ci-dessus correspond à l'alimentation du réservoir 36 en eau primaire directement prélevée sur les sorties 18 des genérateurs de vapeur. On pourrait cependant choisir un niveau inférieur de pression dans ce réservoir, L'eau préLevée étant refroidie par un échangeur récupérateur 106 (qui assure d'autre part un rechauffement de L'eau réinjectée par La conduite 44) et par un refroidisseur de réglage 108. A titre d'exemple, l'eau primaire peut être refroidie de 290ç,5 à 2700C correspondant à une pression de 5,5 MPa dans le réservoir. La décharge du pressuriseur pourrait cependant donner Lieu, dans les conditions précédentes, à une pression maximale peu inferieure à 10 MPa, compte tenu de la réserve de chaleur contenue dans l'ensemble du circuit primaire.Sous réserve de calculs plus précis, il parait indiqué de ne pas refroidir le débit prélevé, et de dimensionner en conséquence le circuit selon L'invention.
Le circuit auxiliaire de contrôle volumétrique et chimique selon l'invention comprend enfin des installations de purge et d'appoint 110 situées à l'extérieur de l'enceinte 34 et très simplifiées par rapport aux installations comparables existant dans les reacteurs nucléaires à eau sous pression actuels. Ces installations 110 communiquent avec le réservoir eau-vapeur 36, à la base de celui-ci, par une canalisation 112 contrôlée par une vanne 114. Elles communiquent aussi avec le réservoir supplémentaire 52 contenant un concentrat d'eau borique par une canalisation 116 contrôlée par une vanne 118.
Enfin, elles communiquent par des canalisations non représentées avec les déminéraliseurs 72 et 84.
La canalisation 112 et la vanne 114 qu'elle comporte constituent un circuit de purge qui permet, d'une part, d'éliminer les corps déposés dans le fond du réservoir et, d'autre part, de laisser échapper chaque jour quelques m3 de liquide primaire et de réinjecter de t'eau neuve afin de limiter l'accumulation de tritium dans le circuit primaire. Le circuit constitué par La canalisation 116 contrôlée par la vanne 118 permet quant à lui d'établir La concentration nécessaire en bore dans
Le réservoir supplémentaire 52.Les installations 110 extérieures à l'enceinte du réacteur permettent de traiter t'eau purgee ainsi que celle obtenue au circuit de récupération de fuite, d'assurer la reinjection correspondante d'eau neuve, de contrôler La concentration en bore dans le réservoir 52, et de régénérer les déminéraliseurs 72 et 84 lors de l'arrêt du réacteur. Le fait que l'on ait pu assurer à l'intérieur de l'enceinte une grande partie des fonctions du circuit auxiliaire permet de limiter considérablement la complexité de l'encombrement de ces installations extérieures 110, par rapport aux installations actuelles.
Le réservoir supplémentaire 52.Les installations 110 extérieures à l'enceinte du réacteur permettent de traiter t'eau purgee ainsi que celle obtenue au circuit de récupération de fuite, d'assurer la reinjection correspondante d'eau neuve, de contrôler La concentration en bore dans le réservoir 52, et de régénérer les déminéraliseurs 72 et 84 lors de l'arrêt du réacteur. Le fait que l'on ait pu assurer à l'intérieur de l'enceinte une grande partie des fonctions du circuit auxiliaire permet de limiter considérablement la complexité de l'encombrement de ces installations extérieures 110, par rapport aux installations actuelles.
La description qui précède fait apparaître que le circuit auxiliaire selon l'invention permet, grâce notamment à L'utilisation du réservoir eau-vapeur 36, d'assurer tres simplement tes fonctions multiples suivantes 1) la compensation volumétrique de l'eau contenue dans
le circuit primaire vis-å-vis de sa dilatation thermi
que et le recueil de l'eau lors de l'ouverture du
couvercLe de la cuve 10, avec le minimum de réservoirs
extérieurs, 2) L'injection de sécurité en cas de brèche dans Le cir
cuit primaire (de préférence en association avec l'u
utilisation d'une réserve d'eau interieure à l'encein-
te, comparable à celle qui est décrite dans la publi
cation de L.E.Conway précitée, pour un fonctionne
ment passif et en remplacement des accumulateurs à
azote), 3) l'êpuration de l'eau primaire vis-å-vis des gaz dis
sous, avec réintroduction de l'hydrogène, 4) l'épuration de l'eau primaire vis-à-vis des solides
dissous nocifs ou génants, 5) le réglage de La teneur en acide borique et en corps
dissous protecteurs de l'eau primaire, 6) la décharge du pressuriseur, pour les actions sur la
pression ou pour les purges de gaz, l'éventuel blocage
ouvert de la décharge, n'entraînent plus aucun acci
dent.
le circuit primaire vis-å-vis de sa dilatation thermi
que et le recueil de l'eau lors de l'ouverture du
couvercLe de la cuve 10, avec le minimum de réservoirs
extérieurs, 2) L'injection de sécurité en cas de brèche dans Le cir
cuit primaire (de préférence en association avec l'u
utilisation d'une réserve d'eau interieure à l'encein-
te, comparable à celle qui est décrite dans la publi
cation de L.E.Conway précitée, pour un fonctionne
ment passif et en remplacement des accumulateurs à
azote), 3) l'êpuration de l'eau primaire vis-å-vis des gaz dis
sous, avec réintroduction de l'hydrogène, 4) l'épuration de l'eau primaire vis-à-vis des solides
dissous nocifs ou génants, 5) le réglage de La teneur en acide borique et en corps
dissous protecteurs de l'eau primaire, 6) la décharge du pressuriseur, pour les actions sur la
pression ou pour les purges de gaz, l'éventuel blocage
ouvert de la décharge, n'entraînent plus aucun acci
dent.
Le circuit auxiliaire selon l'invention correspond à une importante diminution d'installation par rapport au circuit de contrôle voLumétrique et chimique classique et à ses installations associées, qui occupent actuellement un bâtiment de très grande importance. En dehors de ces installations associées, tres simplifiées, te circuit auxiliaire selon l'invention se trouve enfermé en totalite dans l'enceinte de sécurité, avec le minimum de connexions sur L'extérieur, ce qui présente un net avantage par rapport à de possibles pollutions externes.
Le circuit comporte essentiellement un grand réservoir dont L'encombrement et la pression de service sont inferieurs par exemple à ceux du corps de pression d'un genérateur de vapeur dans un réacteur à quatre générateurs.
La quantité d'eau primaire chaude contenue dans l'enceinte de confinement etant accrue, on peut être conduit å accroître le produit pression-volume de celleci Cependant, compte tenu des simplifications d'installation précitées, L'économie par rapport à une installation classique demeure importante.
Claims (14)
1. Circuit auxiliaire de contrôle volumétrique et chimique, apte à être raccordé sur un circuit primaire de réacteur nucléaire à eau sous pression contenant de l'eau primaire, ce circuit auxiliaire comportant des moyens (38) de prelèvement d'eau dans le circuit primaire, des moyens d'épuration de cette eau et de réglage de sa teneur en acide borique et en hydrogène, et des moyens réglables (46) de réinjection d'eau dans le circuit primaire, caractérisé par le fait qu'au moins un réservoir eau-vapeur (36) est placé dans le circuit auxiliaire, à l'aval Ces moyens de prélèvement (38), ceux-ci comprenant des moyens de réglage (42a,b,c et 40a,b,c) du débit d'entrée d'eau primaire dans le réservoir qui assurent une détente de l'eau à sa pression de vapeur saturante dans le réservoir (36), l'ensemble des moyens de réglage des débits d'entrée et de sortie permettant un contrôle du volume d'eau présent dans le réservoir et, par conséquent, ou volume d'eau contenu dans le circuit primaire.
2. Circuit auxiliaire selon La revendication 1, caractérisé par Le fait que Les moyens de réglage du déDit d'entrée d'eau primaire dans le réservoir sont constitués par des injecteurs de pompes à jet (40a,b,c) contrôlés par des vannes (42a,b,c), Lesdites pompes à jet étant par ailleurs utilisées pour La mise en mouvement de divers fluides à des fins d'épuration.
3. Circuit auxiliaire selon la revendication 2, caractérisé par le fait qu'il comprend de plus une canalisation de sécurité (48) reliant le fond du réseervoir (36) au circuit primaire, cette canalisation étant équipée d'un premier clapet (50) dont l'ouverture intervient automatiquement Lorsque la pression dans le circuit primaire chute en dessous de la pression régnant dans le réservoir.
4. Circuit auxiliaire selon la revendication 3, caractérisé par le fait qu'un réservoir supplémentaire (52) contenant un concentrat d'eau borique est place dans la canalisation de sécurité (48), un deuxième clapet (54) anti-mélange étant placé en amont du réservoir suppLémentaire.
5. Circuit auxiliaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait qu'un dégazeur par distillation (56) est placé au sommet du réservoir eau-vapeur et comporte une chambre supérieure, ou se concentrent les gaz extraits, reliée à un séparateur d'hydrogene (62), ce dernier comportant une chambre à basse pression (62a), où apparaît l'hydrogène, reliée à une pompe à jet (40a) reliée à la canalisation de prélèvement (38) et débouchant dans te réservoir eau-vapeur, et une chambre à haute pression (62b), où se concentrent les autres gaz.
6. Circuit auxiliaire selon la revendication 5, caractérisé par le fait que la chambre à haute pression (62b) du séparateur d'hydrogène (62) est reliée à un réservoir de stockage (64) qui communique avec u-ne cheminée de purge (70) par une canalisation (66) contrôlée par une vanne (68).
7. Circuit auxiliaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait qu'au moins une canalisation de sortie (74,86) s'ouvre dans
La phase liquide à L'interieur du réservoir eau-vapeur (36), et comprend successivement un échangeur refroidisseur (76,88), un demeneraliseur à resine (72,84) et un échangeur réchauffeur (78,89) couplé à L'échangeur refroidisseur.
8. Circuit auxiliaire selon La revendication 7, caractérisé par le fait qu'une première canalisation de sortie (74) comprend un premier déminéraliseur à resine (72) présaturé en bore, l'échangeur réchauffeur (78) placé dans cette première canalisation de sortie étant relie au travers d'un jeu de vannes de commutation (80, 82) à une pompe à jet (40b) reliée à la canalisation de prélèvement et débouchant dans le réservoir eau-vapeur, et à La canalisation de réinjection (44).
9. Circuit auxiliaire selon l'une queLconque des revendications 7 et 8, caractérisé par le fait qu'une deuxième canalisation de sortie (86) comprend un deuxième démiréraliseur à résine (84), non sature en bore, L'é- changeur réchauffeur (89) placé dans cette deuxième cana
Lisation de sortie étant relié au travers d'une vanne (90) à la canalisation de réinjection.
10. Circuit auxiliaire selon L'une quelconque des evendications 1 à 9, caractérisé par le fait qu'au moins une pompe à jet (40c), alimentée par la canalisa ticn e prélèvement (38), est placée dans la phase vapeur du reservoir eau-vapeur, cette pompe débouchant dans un é c: anceur-condens eur (92) placé dans La phase Liquide du réservoir eau-vapeur et communiquant avec un ruisseleur de dégazage (94) place dans ta phase vapeur de ce dernier réservoir et comportant un collecteur d'eau dis ti lé qui communique avec la canalisation de réinjection (44) au travers d'une vanne (98).
11. Circuit auxiliaire selon l'une quelconque des revendications precédentes, caractérise par le fait que, Le circuit primaire du réacteur comportant un pressuriseur (16) muni d'une canalisation (100) de décharge de vapeur, cette canalisation débouche dans un barboteur (104: placé dans une zone inférieure du réservoir eau vapeur
12. Circuit auxiliaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par Le fait que la canalisation de prélèvement (38) est munie d'un moyen de refroidissement (106) couplé à un moyen de réchauffement (106) placé dans la canalisation de réinjection (44).
13. Circuit auxiliaire selon l'une quelconque des revendications precédentes, caractérisé par le fait que le réservoir eau-vapeur (36) comporte un circuit de purge et des circuits d'appoint en eau et en corps dissous (112), reliés à des installations de purge et d'appoint (110).
14. Reacteur nucléaire à eau sous pression comprenant un circuit primaire place à l'interieur d'une enceinte de confinement (34), et un circuit auxiliaire de contrôle volumétrique et chimique, caractérisé par le fait que le circuit auxiliaire est réalisé selon La revendication 13 et placé en totalité à l'intérieur de
L'enceinte, à llexception des installations de purge et d'appoint (1 10) -
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8901280A FR2642559B1 (fr) | 1989-02-01 | 1989-02-01 | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
EP90902794A EP0408725A1 (fr) | 1989-02-01 | 1990-01-31 | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
KR1019900702176A KR910700530A (ko) | 1989-02-01 | 1990-01-31 | 가압 경수로의 일차 회로에 대한 보조 체적 제어 및 화학 회로 |
PCT/FR1990/000076 WO1990009025A1 (fr) | 1989-02-01 | 1990-01-31 | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
JP2502983A JPH03503805A (ja) | 1989-02-01 | 1990-01-31 | 加圧水型原子炉の1次回路用補助容積制御および化学的回路 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8901280A FR2642559B1 (fr) | 1989-02-01 | 1989-02-01 | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
FR2642559A1 true FR2642559A1 (fr) | 1990-08-03 |
FR2642559B1 FR2642559B1 (fr) | 1991-04-05 |
Family
ID=9378363
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
FR8901280A Expired - Lifetime FR2642559B1 (fr) | 1989-02-01 | 1989-02-01 | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0408725A1 (fr) |
JP (1) | JPH03503805A (fr) |
KR (1) | KR910700530A (fr) |
FR (1) | FR2642559B1 (fr) |
WO (1) | WO1990009025A1 (fr) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4126468C2 (de) * | 1991-08-09 | 1996-04-04 | Vladimir Ivanovic Pasevic | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserreaktors |
DE4126467C2 (de) * | 1991-08-09 | 1995-08-03 | Promotech Corp | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserkernreaktors |
DE4344323A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors |
JP6578134B2 (ja) * | 2015-05-28 | 2019-09-18 | 三菱重工業株式会社 | 水処理装置及び原子力設備 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3211622A (en) * | 1963-03-05 | 1965-10-12 | Westinghouse Electric Corp | Servomechanical fluid charging and volume control system for a nuclear reactor |
DE2326152A1 (de) * | 1972-07-12 | 1975-01-30 | Combustion Eng | Verfahren zur steuerung des borgehalts im kuehlmittel einer kernreaktoranlage, und anlage zur durchfuehrung des verfahrens |
EP0026705A1 (fr) * | 1979-10-02 | 1981-04-08 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un réacteur à eau pressurisée |
FR2594253A1 (fr) * | 1986-02-11 | 1987-08-14 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement a l'arret d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. |
-
1989
- 1989-02-01 FR FR8901280A patent/FR2642559B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-01-31 JP JP2502983A patent/JPH03503805A/ja active Pending
- 1990-01-31 KR KR1019900702176A patent/KR910700530A/ko not_active Application Discontinuation
- 1990-01-31 EP EP90902794A patent/EP0408725A1/fr not_active Withdrawn
- 1990-01-31 WO PCT/FR1990/000076 patent/WO1990009025A1/fr not_active Application Discontinuation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3211622A (en) * | 1963-03-05 | 1965-10-12 | Westinghouse Electric Corp | Servomechanical fluid charging and volume control system for a nuclear reactor |
DE2326152A1 (de) * | 1972-07-12 | 1975-01-30 | Combustion Eng | Verfahren zur steuerung des borgehalts im kuehlmittel einer kernreaktoranlage, und anlage zur durchfuehrung des verfahrens |
EP0026705A1 (fr) * | 1979-10-02 | 1981-04-08 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un réacteur à eau pressurisée |
FR2594253A1 (fr) * | 1986-02-11 | 1987-08-14 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement a l'arret d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH03503805A (ja) | 1991-08-22 |
FR2642559B1 (fr) | 1991-04-05 |
KR910700530A (ko) | 1991-03-15 |
EP0408725A1 (fr) | 1991-01-23 |
WO1990009025A1 (fr) | 1990-08-09 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP1464058B1 (fr) | Reacteur nucleaire compact a eau sous pression | |
EP0063994B1 (fr) | Dispositif de refroidissement de secours d'un réacteur nucléaire à eau sous pression | |
FR2944648A1 (fr) | Dispositif de production d'electricite pour sous-marin comportant une pile a combustible | |
FR2630248A1 (fr) | Ensemble perfectionne compresseur et reacteur nucleaire refroidi par eau | |
FR2985847A1 (fr) | Module sous-marin de production d'energie electrique | |
EP0014662A1 (fr) | Circuit caloporteur secondaire pour réacteur nucléaire refroidi par sodium liquide | |
FR2642559A1 (fr) | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression | |
FR2985844A1 (fr) | Module immerge de production d'energie | |
FR2985845A1 (fr) | Module immerge de production d'energie electrique | |
EP0394129B1 (fr) | Installation et procédé de régénération de pièges froids chargés en hydrure et oxyde de métal liquide | |
WO2013107878A1 (fr) | Module de production d'énergie électrique | |
EP0105781B1 (fr) | Circuit caloporteur secondaire pour un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide et générateur de vapeur adapté à un tel circuit | |
FR2985846A1 (fr) | Module immerge de generation d'energie electrique | |
JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
FR2985848A1 (fr) | Module immerge ou sous-marin de production d'energie electrique | |
EP0055969B1 (fr) | Procédé et dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un réacteur nucléaire à eau sous pression | |
EP0104994B1 (fr) | Circuit caloporteur secondaire pour un réacteur nucléaire à métal liquide | |
FR2765720A1 (fr) | Procede de nettoyage de la partie secondaire d'un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression | |
EP0779626A1 (fr) | Dispositif d'aspersion d'un pressuriseur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression | |
WO1998001863A1 (fr) | Procede de production de vapeur a partir de la chaleur degagee par le coeur d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire pour la mise en oeuvre du procede | |
FR2800504A1 (fr) | Procede et dispositif d'injection d'une solution aqueuse renfermant un element absorbeur de neutrons dans une canalisation d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression | |
FR2529370A1 (fr) | Reacteur nucleaire a sels fondus refroidi a l'helium | |
FR3141795A1 (fr) | Installation de cogénération électronucléaire à réacteur à eau légère (REL) et système(s) d’exploitation de chaleur, notamment système de capture de CO2 atmosphérique, ou de dessalement d’eau de mer sans prélèvement ou rejet d’eau liquide dans l’environnement. | |
Nelson et al. | Hydrogen production from nuclear fission product waste heat and use in gas turbines | |
EP4427245A1 (fr) | Installation de cogénération électronucléaire à réacteur avec cycle thermodynamique indirect sans prélèvement ou rejet d'eau liquide dans l'environnement |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
ST | Notification of lapse |