La présente invention concerne en général de gestion des réacteurs nucléaires. Plus précisément l'invention concerne selon un premier aspect un procédé de gestion d'au moins un réacteur nucléaire, le procédé comprenant au moins les étapes suivantes :

-fabrication dudit réacteur nucléaire dans un atelier de fabrication, le réacteur nucléaire comprenant une cuve, un cœur disposé dans la cuve, et au moins un échangeur de chaleur avec un côté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire ;

-transport du réacteur nucléaire jusqu'à un atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire ;

-fixation du réacteur nucléaire à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire ;

-séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, séparation de la sortie de fluide secondaire et du circuit secondaire.

Un tel procédé d'exploitation est connu de US 6 259 760. Ce procédé prévoit que le réacteur nucléaire en fin de vie est transféré dans un site de stockage final, avec son combustible. La durée de vie du réacteur correspond à celle du combustible nucléaire. Quand le combustible nucléaire est épuisé, le réacteur entier est remplacé et est envoyé dans un site de stockage final. Ceci permet d'éliminer les arrêts de réacteur pour rechargement du cœur. Le combustible nucléaire de ce réacteur est enrichi jusqu'à 20%, et la durée de vie du réacteur peut aller jusqu'à 20 ans.

Un tel procédé d'exploitation permet de réduire drastiquement les interventions sur le réacteur nucléaire dans l'atelier d'exploitation. Toutefois, il nécessite l'emploi de combustible nucléaire fortement enrichi.

Dans ce contexte, l'invention vise à proposer un procédé d'exploitation qui permette l'emploi de combustible nucléaire d'enrichissement inférieur à 5%, sans augmenter les interventions sur le réacteur nucléaire dans l'atelier d'exploitation. .

A cette fin, l'invention porte sur un procédé d'exploitation du type précité, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes :

- transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance ;

- réalisation dans l'atelier de maintenance d'au moins l'une d'une opération de maintenance du réacteur nucléaire ou d'une opération de rechargement du cœur. Typiquement, le procédé comprend en outre une étape d'exploitation du réacteur nucléaire, entre l'étape de fixation et l'étape de séparation. Au cours de cette étape, le réacteur nucléaire alimente le circuit secondaire en fluide secondaire chaud, par exemple pour produire une énergie utile telle que de la vapeur, de la chaleur, de l'électricité, etc.

Dans US 6 259 760, l'utilisation d'un combustible fortement enrichi permet une augmentation de la durée de vie du combustible, celle-ci devenant sensiblement équivalente à la durée de vie des composants du réacteur.

Dans l'invention, la maintenance du réacteur nucléaire et le rechargement du cœur sont effectuées dans un atelier spécialisé, loin de l'atelier d'exploitation. Il n'y a donc pas d'opération de maintenance/ rechargement dans l'atelier d'exploitation.

Par ailleurs, prévoir un atelier de maintenance/rechargement rend possible l'utilisation de combustible nucléaire dont l'enrichissement est dans la limite autorisée pour les applications civiles, à savoir 5%. La durée de vie de ce combustible nucléaire est en effet plus faible que dans US 6 259 760. Les composants du réacteur nucléaire sont quant à eux soumis à des conditions d'exploitation moins sévères que dans US 6 259 760. Ainsi, la durée de vie de ces composants est beaucoup plus longue que celle du combustible nucléaire. Le fait de prévoir un atelier de maintenance et de rechargement du coeur rend possible la réutilisation des principaux composants du réacteur nucléaire, très au-delà de la durée de vie d'une recharge de combustible nucléaire. Ces composants sont par exemple la cuve, les échangeurs de chaleur et tous les équipements internes de la cuve.

Du fait que les opérations de maintenance et de rechargement du cœur sont réalisés dans un atelier de maintenance dédié, et non dans l'atelier d'exploitation, ce dernier n'est pas équipé de moyens pour charger et décharger le combustible ou pour intervenir sur le réacteur nucléaire lui-même. Seuls des moyens limités sont prévus pour les interventions sur le circuit secondaire. Ce circuit secondaire n'est normalement pas contaminé. Ainsi, il n'est pas nécessaire de faire des interventions sur le matériel actif en exploitation. Il n'y a donc pas besoin dans le pays d'accueil de personnel formé à la maintenance de matériels nucléaires.

Par ailleurs, du fait que la maintenance du réacteur nucléaire est effectuée dans l'atelier de maintenance, la production de déchets radioactifs dans l'atelier d'exploitation est quasiment nulle. De même, la contamination radioactive de l'installation d'exploitation est quasiment nulle.

Ainsi, il est possible de produire de l'énergie d'origine nucléaire dans des pays n'ayant pas d'infrastructures techniques et réglementaires spécialement adaptées à cet effet. En effet, les opérations de maintenance, de renouvellement du combustible, de traitement et de conditionnement des déchets sont toutes effectuées dans un atelier de maintenance centralisé qui peut être situé hors de ce pays. Il n'est donc pas nécessaire que le pays accueillant l'atelier d'exploitation dispose par exemple de sites de stockage de déchets radioactifs, ni d'une réglementation associée pour le traitement des déchets et/ou la maintenance et/ou la déconstruction d'une centrale nucléaire

Le procédé de l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :

- le procédé comprend en outre une étape d'exploitation du réacteur nucléaire, entre l'étape de fixation et l'étape de séparation.

- le réacteur nucléaire, au moins pendant l'étape d'exploitation, est en liaison permanente avec une installation de pilotage qui n'est pas dans l'atelier d'exploitation, par exemple par voie hertzienne.

- au moins certains paramètres d'exploitation du réacteur nucléaire sont pilotés à distance par l'installation de pilotage pendant l'étape d'exploitation, ces paramètres d'exploitation comprenant par exemple la vitesse de rotation des pompes primaires, ou l'activité radiologique du fluide primaire.

- pendant l'étape de transport du réacteur nucléaire jusqu'à un atelier d'exploitation et/ou pendant l'étape de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance, la puissance thermique dégagée par le cœur est évacuée vers une source froide.

- le réacteur nucléaire est automatiquement immergé dans une source froide, en cas d'accident et/ou d'agression et/ou de catastrophe naturelle.

- une pluralité de réacteurs sont fabriqués à l'étape de fabrication, le procédé comprenant les étapes suivantes:

- fixation d'un réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire;

- exploitation du réacteur nucléaire;

- séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, séparation de la sortie fluide secondaire du réacteur nucléaire et du circuit secondaire;

- fixation d'un autre réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire de l'autre réacteur nucléaire au circuit secondaire;

- exploitation de l'autre réacteur nucléaire. - une pluralité de réacteurs sont fabriqués à l'étape de fabrication, l'atelier d'exploitation ayant au moins des première et seconde structures de réception prévues pour maintenir en position le réacteur nucléaire, le circuit secondaire ayant au moins des première et seconde interfaces secondaires susceptible d'être raccordées respectivement au réacteur nucléaire fixé à la première structure de réception et au réacteur nucléaire fixé à la seconde structure de réception, le procédé comprenant les étapes suivantes:

- fixation d'un premier réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la première structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire à la première interface secondaire du circuit secondaire ;

- exploitation du premier réacteur nucléaire;

- séparation du premier réacteur nucléaire et de la première structure de réception, séparation de la sortie de fluide secondaire du premier réacteur nucléaire et de la première interface secondaire du circuit secondaire;

- fixation d'un second réacteur nucléaire de la pluralité de réacteurs nucléaires à la seconde structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du second réacteur nucléaire à la seconde interface du circuit secondaire;

- exploitation du second réacteur nucléaire.

- l'étape de fixation d'un second réacteur nucléaire à la seconde structure de réception et de raccordement de la sortie de fluide secondaire du second réacteur nucléaire à la seconde interface du circuit secondaire se déroule en temps masqué pendant l'étape d'exploitation du premier réacteur nucléaire.

- le procédé comprend les étapes suivantes :

- fabrication d'une pluralité de réacteurs nucléaires dans un atelier de fabrication, chaque réacteur nucléaire comprenant une cuve, un cœur disposé dans la cuve, et au moins un échangeur de chaleur avec un côté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire;

- transport des réacteurs nucléaires chacun jusqu'à l'un d'une pluralité d'ateliers d'exploitation, chaque atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire;

- dans chaque atelier d'exploitation, fixation du réacteur nucléaire à la structure de réception et raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire;

- dans chaque atelier d'exploitation, exploitation du réacteur nucléaire; - dans chaque atelier d'exploitation, séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, séparation de la sortie de fluide secondaire et du circuit secondaire;

- transport du réacteur nucléaire depuis chaque atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance unique;

- réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires dans l'atelier de maintenance unique d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du cœur.

- l'opération de maintenance du réacteur nucléaire comprend la déconstruction des réacteurs nucléaires en une pluralité de composants principaux, et la réutilisation d'au moins deux des composants principaux dans au moins deux autres réacteurs nucléaires, les composants principaux comprenant la cuve, l'échangeur de chaleur, des grappes de contrôles, un mécanisme de commande des grappes de contrôles.

Selon un second aspect, l'invention porte sur un ensemble de gestion d'au moins un réacteur nucléaire, l'ensemble comprenant au moins:

- au moins un réacteur nucléaire comprenant une cuve, un cœur disposé dans la cuve, et un échangeur de chaleur avec un côté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire;

- un atelier de fabrication dudit réacteur nucléaire ;

- au moins un atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire;

- un dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier de fabrication jusqu'à l'atelier d'exploitation;

- un dispositif de fixation du réacteur nucléaire à la structure de réception et un dispositif et de raccordement de la sortie de fluide secondaire du réacteur nucléaire au circuit secondaire;

- un dispositif d'exploitation du réacteur nucléaire;

- un dispositif de séparation du réacteur nucléaire et de la structure de réception, et un dispositif de séparation de la sortie de fluide secondaire et du circuit secondaire;

- un atelier de maintenance agencé pour la réalisation d'au moins l'une d'une opération de maintenance du réacteur nucléaire ou d'une opération de rechargement du cœur ;

- un dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance.

Cet ensemble d'exploitation est prévu pour mettre en œuvre le procédé décrit ci- dessus. L'ensemble de gestion de l'invention peut également présenter une ou plusieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles :

- le réacteur nucléaire comprend une enceinte de confinement, dans laquelle est disposée au moins la cuve.

- un fluide d'échange thermique est disposé entre l'enceinte de confinement et la cuve.

- le réacteur nucléaire comprend un dispositif de refroidissement du cœur indépendant du circuit secondaire, prévu pour évacuer jusqu'à une source froide la chaleur résiduelle dégagée par le cœur quand le réacteur nucléaire est à l'arrêt, par exemple quand le réacteur nucléaire est à bord du dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance et/ou quand le réacteur nucléaire est à bord du dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier de fabrication jusqu'à l'atelier d'exploitation.

- la structure de réception comprend une forme susceptible d'être remplie d'eau.

- le dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation jusqu'à un atelier de maintenance et/ou le dispositif de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier de fabrication jusqu'à l'atelier d'exploitation sont des bateaux agencés pour provoquer l'immersion du réacteur nucléaire en cas d'accident et/ou d'agression et/ou de catastrophe naturelle.

- l'ensemble de gestion comprend une pluralité de réacteurs nucléaires identiques.

- l'atelier d'exploitation a au moins des première et seconde structures de réception prévues pour maintenir en position le réacteur nucléaire, le circuit secondaire ayant au moins des première et seconde interfaces secondaires susceptibles d'être raccordées respectivement au réacteur nucléaire maintenu dans la première structure de réception et au réacteur nucléaire maintenu dans la seconde structure de réception.

- l'ensemble de gestion comprend une pluralité d'ateliers d'exploitation, chaque atelier d'exploitation ayant au moins une structure de réception prévue pour maintenir en position le réacteur nucléaire et un circuit secondaire, l'ensemble comprenant un unique atelier de maintenance agencé pour la réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du cœur.

- l'ensemble de gestion comprend une installation de pilotage, qui n'est pas dans l'atelier d'exploitation, adaptée pour piloter à distance le réacteur nucléaire raccordé au circuit de vapeur dans l'atelier d'exploitation. D'autres caractéristiques avantageuses de l'invention assortiront de la description détaillée qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux Figures annexées, parmi lesquelles :

- la Figure 1 est une représentation schématique simplifiée des moyens permettant l'exploitation du procédé de l'invention ;

- la Figure 2 est une représentation schématique simplifiée d'un réacteur nucléaire du type utilisé dans le procédé de l'invention.

- la Figure 3 est une représentation schématique simplifiée du réacteur nucléaire implanté dans l'atelier d'exploitation ;

- la Figure 4 est une représentation schématique des différentes étapes du procédé de l'invention ;

- la Figure 5 est une vue similaire à celle de la Figure 3, illustrant un atelier d'exploitation permettant de mettre en œuvre le procédé de la Figure 6 ; et

- la Figure 6 est une vue similaire à celle de la Figure 4, pour une variante du procédé de l'invention.

Le procédé de l'invention est mis en œuvre par un ensemble de moyens représenté sur les Figures 1 à 3. Cet ensemble comporte les éléments suivants:

- une pluralité de réacteurs nucléaires 30, chaque réacteur nucléaire comprenant une cuve 31 , un cœur 46 disposé dans la cuve 31 et au moins un échangeur de chaleur 48 avec un coté secondaire comportant une sortie de fluide secondaire 52 (figure 2);

- un atelier de fabrication 62 desdits réacteurs nucléaires 30 ;

- une pluralité d'ateliers d'exploitation 64, chaque atelier d'exploitation 64 ayant au moins une structure de réception 68 prévue pour maintenir en position un des réacteurs nucléaires 30, et un circuit secondaire 70 (figure 3);

- un dispositif 66 de transport des réacteurs nucléaires 30 chacun depuis l'atelier de fabrication 62 jusqu'à l'un des ateliers d'exploitation 64,

- un atelier de maintenance 84 unique, agencé pour la réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires 30 d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du cœur 46 ;

- un dispositif 86 de transport des réacteurs nucléaires 30 depuis chaque atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance unique 84.

Les réacteurs nucléaires sont généralement désignés par le sigle NSSS en anglais

(Nuclear Steam Supply System). Ils peuvent être de tout type: PWR, BWR, ou tout autre type. Chaque réacteur présente une puissance thermique typiquement comprise entre 50 et 1000 mégawatts thermique, par exemple comprise entre 100 et 600 mégawatts thermique. Par exemple, le réacteur nucléaire a une puissance de 450 mégawatts thermique environ. La puissance du réacteur nucléaire est limitée par sa transportabilité, qui dépend elle-même de sa masse, de son encombrement et des moyens de transport et de manutention disponibles pour l'acheminement jusqu'à l'atelier d'exploitation ou de maintenance.

Dans la description qui va suivre, les réacteurs nucléaires sont de type PWR, le fluide secondaire étant de l'eau sortant sous forme de vapeur de la sortie 52.

Les réacteurs nucléaires sont tous identiques. Ils sont fabriqués en série. Chaque réacteur nucléaire 30 est du type représenté sur la Figure 2.

Chaque réacteur nucléaire 30 comporte un châssis 128 sur lequel la cuve 31 est rigidement fixée, et une enceinte de confinement 130, dans laquelle est disposée au moins la cuve 31 . Cette enceinte forme une barrière étanche autour de la cuve 31 . L'enceinte 130 comprend un fond supérieur démontable 132. L'enceinte est rigidement fixée au châssis 128. Elle est par exemple métallique.

Le châssis 128 constitue la partie inférieure du réacteur nucléaire. Il supporte le réacteur nucléaire. Le réacteur nucléaire repose sur sa surface de support par l'intermédiaire du châssis 128.

La cuve 31 comprend une partie inférieure 32 et un couvercle 34. La partie inférieure 32 comporte elle-même une virole 36 fermée à une extrémité inférieure par une fond bombé inférieur 38. La virole 36 délimite à l'opposé du fond 38 une ouverture 39 fermée par le couvercle 34. L'ouverture 39 permet d'introduire et de sortir les équipements internes et les assemblages combustibles nucléaires de la cuve.

La partie inférieure 32 comporte autour de l'ouverture une bride 40, le couvercle comportant une contre bride 42. La partie inférieure et le couvercle sont solidarisés l'un à l'autre de manière inviolable, par l'intermédiaire de la bride 40 et de la contre bride 42.. Le couvercle 34 et la partie inférieure 32 ne peuvent être séparés l'un de l'autre que dans l'atelier de maintenance dédié 84, dans un environnement adapté et à l'aide d'outils spécialement conçus dans ce but. Une telle opération nécessite l'utilisation de moyens spécifiques, pilotés à distance. Des moyens conventionnels - tels que des visseuses - ne peuvent pas être utilisés dans ce but. Ceci permet de s'assurer que le combustible neuf ou usé ne peut pas être détourné au cours des transports (non prolifération).

Le cœur 46 comporte une pluralité d'assemblages de combustibles nucléaires, disposés verticalement, et maintenus en position par des équipements prévus à cet effet. Ces équipements sont connus et ne seront pas détaillés ici.

Dans l'exemple représenté, l'échangeur de chaleur 48 est de forme annulaire. Il est placé par exemple dans la cuve. En variante, l'échangeur de chaleur est placé à l'extérieur de la cuve, par exemple dans l'enceinte de confinement 130. Dans ce cas, le côté primaire de l'échangeur de chaleur est raccordé par des conduits (boucles) à la cuve, de manière à permettre la circulation du fluide primaire entre la cuve et le côté primaire de l'échangeur de chaleur.

L'échangeur de chaleur 48 est ici un générateur de vapeur. Il comporte un coté primaire dans lequel circule le fluide primaire du réacteur nucléaire. Le côté primaire est en contact thermique avec le coté secondaire, dans lequel circule le fluide secondaire du réacteur. L'échangeur de chaleur 48 est placé à l'intérieur de la cuve. Il jouxte la virole 36.

Le coté secondaire de l'échangeur de chaleur est raccordé à une entrée 50 de fluide secondaire débouchant à l'extérieur de l'enceinte de confinement 130, et à une sortie de vapeur 52 débouchant elle aussi à l'extérieur de l'enceinte de confinement 130.

Le fluide primaire est de l'eau, avec des additifs chimiques appropriés. Il circule à l'intérieur de la cuve 31 . Il s'échauffe en traversant le cœur 46, puis circule à travers le coté primaire de l'échangeur de chaleur 48 en cédant sa chaleur au fluide secondaire. Il retourne ensuite vers le cœur 46. La circulation du fluide primaire à l'intérieur de la cuve est canalisée par des cloisonnements disposés de manière appropriée.

Le fluide secondaire est également de l'eau, avec des additifs chimiques appropriés.

Le réacteur comporte encore des grappes 54 de contrôle de la réactivité du cœur 46. Ces grappes sont typiquement disposées dans le volume 56 délimité intérieurement par l'échangeur annulaire 48. Ces grappes sont de type connu et ne seront pas décrites plus en détail ici. Le réacteur 30 comporte encore un mécanisme 58 de commande des grappes de contrôle 54. Ce mécanisme est agencé de manière à commander le déplacement des grappes 54 suivant la direction verticale de manière à les faire pénétrer à l'intérieur du cœur 46. Ce mécanisme de commande est de type connu et ne sera pas détaillé ici.

Le réacteur 30 comporte encore un dispositif de contrôle commande 60, raccordé entre autre au mécanisme 58 de commande des grappes de contrôle. Le dispositif 60 est raccordé aux extrémités des lignes permettant d'alimenter électriquement les actionneurs du mécanisme de commande 58. Il est raccordé aux extrémités des lignes permettant de commander le mécanisme 58. Il est raccordé également aux extrémités des lignes d'instrumentation de la cuve 30. Cette instrumentation comporte par exemple des sondes de température, des sondes de pression, des sondes de mesure de flux neutronique, des sondes permettant des déterminer les positions respectives des différentes grappes 54, etc.

Un fluide d'échange thermique est disposé entre l'enceinte de confinement 130 et la cuve 31 . Ce fluide est par exemple de l'eau. Le réacteur 30 est conçu de telle sorte que les principaux composants soient des modules standards interchangeables. En d'autre termes, il est conçu de telle sorte qu'il soit facile, une fois retirés le fond supérieur 132 de l'enceinte de confinement et le couvercle 34 de la cuve, d'introduire ou de sortir de l'enceinte 130 les différents composants du réacteur nucléaire.

Le réacteur est ainsi constitué d'un ensemble de composants et sous-composants conçus comme des objets de géométrie simples. Les composants et sous-composants sont assemblables et dés-assemblables à distance. Chaque composant et sous- composant est muni de ses propres moyens de protection et de supportage. Les points d'interfaces entre composants et sous-composants sont standardisés et, en outre, conçus pour servir de guide et de positionnement pour les interfaces procédés.

Ces composants sont par exemple la partie inférieure 32 de la cuve, l'échangeur de chaleur 48, le mécanisme 58 de commande des grappes de contrôle 54, les grappes 54 elles-mêmes, les assemblages de combustible nucléaire du cœur 45, les pompes primaires, etc.

Le fait que ces composants soient des modules standards interchangeables permet d'accélérer et de simplifier la production à la chaîne des réacteurs nucléaires. Cela permet également de faciliter les opérations de maintenance. On peut notamment remplacer facilement à l'identique un module arrivé en fin de vie, cela permettant de réduire la production de déchets ultimes durant les opérations de maintenance, ainsi que lors de la déconstruction en fin de vie. On peut également remplacer facilement un module de conception ancienne par un module plus performant. Cela permet de faciliter la mise à niveau des installations et de traiter optimalement les obsolescences et l'amélioration des performances notamment par des avancées technologiques de composants.

Ceci contribue à la réduction des coûts et délais de construction et de mise en service des réacteurs nucléaires. Cette réduction est obtenue du fait de la conception modulaire du réacteur nucléaire, de la standardisation des composants, et de la production en série de ces composants. De même, le coût de la maintenance du réacteur et de la gestion des assemblages de combustible nucléaire est également réduit.

Le dispositif de transport 66 est de tout type adapté au transport du réacteur nucléaire. En fonction de la localisation de l'installation d'exploitation 64, le transport est effectué par voie maritime et/ou fluviale et/ou terrestre.

Le réacteur nucléaire 30 est transporté sous la forme d'un sous-ensemble déjà assemblé, prêt à être installé et raccordé dans l'atelier d'exploitation. En particulier, les assemblages de combustible nucléaire sont déjà dans la cuve au moment du transport. Aucune intervention de maintenance ou de déconstruction du réacteur n'a lieu dans l'atelier d'exploitation, et plus particulièrement hors de l'atelier de maintenance et déconstruction et de l'atelier de fabrication.

Le dispositif du transport comprend de préférence au moins un bateau. Le bateau est typiquement une barge, motorisée ou non. Comme le montre la figure 1 , il comporte une cale 142 dans laquelle est disposé le réacteur nucléaire.

Celui-ci est bloqué en position par des moyens non représentés. Par exemple, le châssis 128 du réacteur nucléaire est rigidement fixé au plancher de la cale.

Le bateau comporte des moyens pour remplir la cale 142 d'eau, de manière à faciliter le refroidissement du réacteur.

Le dispositif de transport 66 est agencé pour provoquer l'immersion du réacteur nucléaire automatiquement en cas d'accident, et/ou d'agression, et/ou de catastrophe naturelle.

Il est à noter que le transport par voie terrestre n'est possible que sous réserve de disposer d'une source froide pour le refroidissement du cœur, et ce de manière continue.

Avantageusement, le dispositif de transport 66 est équipé, de moyens permettant de récupérer et valoriser la chaleur résiduelle dégagée par le cœur.

L'atelier d'exploitation 64 est représenté de manière très schématique sur la Figure

3.

La structure de réception 68, dans l'exemple représenté, comporte une forme 144 remplie d'eau.

La forme 144 est un bassin. En variante, la forme 144 est une barge, flottant sur un volume d'eau. Ce volume d'eau est une mer, un fleuve, un bassin, etc.

Le châssis 128 du réacteur nucléaire est posé sur le fond 146 de la forme 144, et est rigidement fixé à celui-ci de manière réversible. Il est possible de prévoir d'autres structures pour arrimer les parties supérieures du réacteur nucléaire à la forme.

Le réacteur nucléaire est ainsi immergé en permanence dans l'eau remplissant la forme 144.

Cette eau assure le refroidissement de l'enceinte de confinement, par convection naturelle, notamment en cas de perte du circuit primaire ou secondaire.

En variante, le réacteur nucléaire n'est pas immergé en permanence dans la forme. L'immersion est provoquée automatiquement, en cas d'accident et/ou d'agression et/ou de catastrophe naturelle.

Le circuit secondaire 70 est raccordé à un ensemble turbine alternateur 72. Il comporte un condenseur 74 et une pompe de circulation 76. Vers l'amont, l'ensemble turbine alternateur 72 est raccordé par le biais d'une interface vapeur 78 à la sortie de fluide secondaire 52 du réacteur. Vers l'aval, la pompe 76 est raccordée par le biais d'une interface eau alimentaire 80 à l'entrée de fluide secondaire 50 du réacteur.

Les interfaces 78 et 80 sont par exemples des brides prévues pour être raccordées de manière étanche à la sortie 52 et à l'entrée 50.

L'ensemble des raccordements à des alimentations sur les infrastructures environnantes sont rapides, sûrs et effectués à distance, que ce soit pour des raccordements d'eau, de vapeur, d'électricité, d'air comprimé, etc..

En variante, le fluide secondaire produit par le réacteur nucléaire n'est pas utilisée pour produire de l'électricité, mais est utilisée pour du chauffage, pour produire de l'hydrogène, ou pour toute autre utilisation adaptée.

L'atelier d'exploitation 64 est équipé notamment :

- d'outillages 80a permettant de fixer le réacteur nucléaire 30 à la structure de réception 68;

- d'outillages 80b permettant de raccorder l'entrée 50 et la sortie 52 aux interfaces 80 et 78 ;

- d'outillages 80c permettant de séparer le réacteur nucléaire 30 de la structure de réception 68;

- d'outillages 80d permettant de séparer l'entrée 50 et la sortie 52 des interfaces 80 et 78.

Ces outillages sont de type connu, et sont représentés symboliquement sur la figure 3.

L'atelier d'exploitation 64 est encore équipé de tous les équipements 80e nécessaires pour exploiter le réacteur nucléaire, notamment un bâtiment autour du réacteur 30, un circuit tertiaire permettant de rejeter dans l'atmosphère la chaleur récupérée au moins au niveau du condenseur 74, etc.

L'atelier d'exploitation 64 comporte notamment un système de contrôle commande 82 et une alimentation électrique 83, prévus pour être raccordés au dispositif de contrôle commande 60 de la cuve.

Une fois le raccordement effectué, la puissance électrique nécessaire pour le fonctionnement des actionneurs et de l'instrumentation du réacteur nucléaire 30 est fournie par l'alimentation électrique 83.

Toutefois, le réacteur nucléaire 30 comporte un dispositif de stockage d'énergie, prévu pour alimenter en secours le dispositif de contrôle - commande 60 de la cuve en cas de perte de l'alimentation électrique 83. Ce dispositif de stockage est par exemple une batterie. Par ailleurs, des informations peuvent alors être échangées entre le système de contrôle commande 82 de l'atelier et le dispositif de contrôle commande 60 du réacteur nucléaire. Plus précisément, le dispositif de contrôle commande 60 transmet au système de contrôle commande 82 toutes les informations nécessaires pour la bonne efficacité de l'évacuation et de la valorisation de l'énergie produite par le réacteur nucléaire. Le dispositif de contrôle commande 60 reçoit du système de contrôle commande 82 de l'atelier les informations nécessaires pour déclencher la mise en sécurité du réacteur nucléaire, en cas d'incident, d'agression, de catastrophe naturelle, en particulier en vue de déclencher la déconnection automatique du réacteur nucléaire.

Le dispositif 86 de transport du réacteur nucléaire depuis l'atelier d'exploitation 64, jusqu'à l'atelier de maintenance est typiquement celui qui assure le transport entre l'atelier de fabrication et les ateliers d'exploitation. Ainsi, un même dispositif assure le transport depuis l'atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance, et depuis l'atelier de fabrication et les ateliers d'exploitation. En variante, ce sont deux dispositifs différents qui assurent le transport depuis l'atelier d'exploitation 64 jusqu'à l'atelier de maintenance, et depuis l'atelier de fabrication et les ateliers d'exploitation.

Chaque réacteur nucléaire 30 comprend un dispositif 140 de refroidissement du cœur indépendant du circuit secondaire 70, prévu pour évacuer jusqu'à une source froide la chaleur résiduelle dégagée par le cœur 54 quand le circuit secondaire ne peut pas évacuer cette chaleur résiduelle. Ceci est le cas quand le réacteur est à l'arrêt ou n'est pas raccordé au circuit secondaire.

Cette source froide est un volume d'eau.

Quand le réacteur nucléaire est à bord des dispositifs de transport 66, 86, le volume d'eau est la mer ou le fleuve sur lequel navigue le dispositif de transport.

Quand le réacteur nucléaire est dans l'atelier d'exploitation, le volume d'eau correspond à la forme 144.

Le dispositif 140 est agencé entre l'enceinte de confinement 130 et la cuve 31 . Le dispositif 140 comprend un moyen d'échange de chaleur entre le fluide primaire du réacteur nucléaire et un flux d'eau prélevé dans le volume d'eau. Le flux d'eau circule à l'intérieur de l'enceinte de confinement 130. Le fluide primaire cède sa chaleur au flux d'eau, directement ou indirectement par l'intermédiaire d'une boucle dans laquelle circule un fluide caloporteur. Le flux d'eau réchauffé est rejeté dans le volume d'eau.

L'atelier de maintenance 84 est équipé de tous les moyens nécessaires pour réaliser la maintenance des principaux équipements du réacteur nucléaire, et l'opération de rechargement du cœur en assemblages de combustible nucléaire frais. Il est équipé en outre pour effectuer la première mise en service des réacteurs nucléaires neufs, avant transport jusqu'à l'atelier d'exploitation.

De préférence, le démantèlement des réacteurs nucléaires 30 en fin de vie et de leurs composants est effectué dans l'atelier de maintenance 84. L'atelier d'exploitation 64 ne comporte donc pas de moyens pour effectuer ce démantèlement.

De préférence, les déchets nucléaires issus de la maintenance des réacteurs nucléaires 30 sont conditionnés dans l'atelier de maintenance 84. L'atelier d'exploitation 64 ne comporte pas de moyens de conditionnement de déchet.

Plus précisément, l'atelier de maintenance 84 comprend :

- une première zone 150 dédiée à la réception et à la mise en service des réacteurs nucléaires 30 neufs;

- une seconde zone 152 dédiée à la maintenance des principaux équipements du réacteur, et au rechargement du cœur en assemblages de combustibles frais;

- une troisième zone 154 dédiée au démantèlement des réacteurs nucléaires 30 en fin de vie et de leurs composants.

La première zone 150 est équipée de tous les moyens pour effectuer le premier chargement en combustible nucléaire, pour vérifier et qualifier le réacteur nucléaire avant transport jusqu'à l'atelier d'exploitation. Il comporte en particulier un circuit secondaire d'essai, un ensemble complet de pilotage et de surveillance du réacteur, et des moyens de test, par exemple de test de la tenue en pression de l'enceinte de confinement. Ainsi, la première zone est équipée pour tester le fonctionnement du réacteur nucléaire à chaud, quand celui-ci est raccordé au circuit secondaire d'essai.

La seconde zone 152 est équipée de moyens pour enlever le fond supérieur 132 de I'enceinte130, et pour séparer le couvercle 34 de la partie inférieure 32 de la cuve. Elle est également équipée pour extraire et insérer les équipements internes à l'intérieur de la cuve 31 , à travers l'ouverture 39 et pour décharger et recharger les assemblages de combustibles nucléaires dans la cuve.

La seconde zone 152 est équipée pour assurer le remplacement des équipements internes défaillants ou en fin de vie, et pour remplacer les assemblages de combustible nucléaire épuisés par des assemblages de combustible nucléaire frais.

Les deuxième et troisième zones 152 et 154 sont équipées de moyens pour conditionner les déchets radioactifs générés par ces opérations de maintenance ou rechargement. Ces déchets peuvent être les équipements internes du réacteur, ou des éléments consommables utilisés pendant les opérations de maintenance.

Après conditionnement selon les normes en vigueur, les déchets conditionnés sont expédiés jusqu'à un site de stockage 90 (Figure 1 ). La troisième zone 154 est encore équipée pour démanteler, c'est-à-dire déconstruire, les réacteurs 30 en fin de vie. Par exemple, la cuve et les autres équipements internes sont découpés, conditionnés et envoyés sur le site de stockage 90.

L'atelier de maintenance 84 comporte donc des moyens de confinement et de télé- opérations, permettant d'intervenir sur les cuves de réacteur contenant les assemblages du combustible usés. De préférence, les outillages spéciaux, les moyens de maintenance et de protection, les moyens de contrôle, d'inspection, de tests (y compris le circuit vapeur), le contrôle commande, le traitement des déchets nucléaires, les stockages, la sécurité et le gardiennage sont mutualisés pour les trois zones.

II est possible, dans les deuxième et troisième zones 152 et 154, de déconstruire entièrement un réacteur nucléaire 30 et de récupérer ses principaux composants. Tout ou partie de ces composants peut être réemployé dans plusieurs autres réacteurs nucléaires 30. Ainsi, on peut constituer de nouveaux réacteurs 30 en réutilisant des composants provenant d'un ou plusieurs autres réacteurs nucléaires 30, en ajoutant éventuellement des composants neufs.

Typiquement, l'atelier de maintenance 84 est à proximité immédiate de l'atelier de fabrication 62.

Comme visible sur la Figure 1 , les réacteurs installés dans les différents ateliers d'exploitation 64 peuvent être pilotés à partir d'une installation de pilotage 92 unique, commune pour tous les réacteurs 30. L'installation de pilotage 92 n'est pas en général implantée dans un atelier d'exploitation 64. Elle est située par exemple à distance des ateliers 64. Elle peut être installée dans un autre pays voire même sur un autre continent. Par exemple, l'installation de pilotage est installée au même endroit que l'atelier de fabrication 62 ou l'atelier de maintenance 84.

L'installation de pilotage 92 est équipée de moyens 94 de communication avec chacun des réacteurs nucléaire 30. De même, chaque réacteur nucléaire 30 est équipé de moyens 96 pour communiquer avec l'installation de pilotage 92. Typiquement, l'installation de pilotage 92 communique avec le dispositif de contrôle commande 60 du réacteur nucléaire via les moyens 96. La communication est par voie hertzienne, avec une redondance par voie filaire.

Le réacteur nucléaire 30 reçoit des commandes venant de l'installation de pilotage 92 et envoie des informations relatives aux paramètres de fonctionnement du réacteur nucléaire 30 vers l'installation de pilotage 92.

Ceci est particulièrement commode, notamment pour les pays ne disposant pas de personnel formé pour l'exploitation des réacteurs nucléaires. Ainsi, au moins certains paramètres d'exploitation du réacteur nucléaire 30 sont pilotés à distance par l'installation de pilotage 92 pendant l'exploitation du réacteur nucléaire. Plus précisément, la puissance thermique délivrée par le réacteur nucléaire est pilotée depuis l'atelier d'exploitation. Tous les autres paramètres d'exploitation sont pilotés depuis l'atelier de pilotage. Parmi ces paramètres d'exploitation pilotés depuis l'atelier de pilotage, on trouve notamment, la vitesse des pompes primaires, le niveau d'activité radiologique dans le fluide primaire, le niveau des bâches de sécurité du circuit primaire etc.

Le réacteur nucléaire 30 envoie à l'atelier de pilotage 92 des informations :

- sur l'état radiologique du combustible nucléaire, du fluide primaire,

- sur l'état de différents organes du réacteur nucléaire, par exemple les pompes primaires, le pressuriseur, etc,

- relatives à la surveillance de l'état des différents composants du réacteur nucléaire, en particulier l'usure des différents éléments en mouvement.

Dans un autre mode de réalisation, le réacteur nucléaire 30 est piloté par l'installation de pilotage 92 en permanence et à distance pendant toute la durée de son fonctionnement, y compris pendant ses phases de transport. Alternativement le réacteur nucléaire 30 est piloté en permanence pendant toute la durée de son fonctionnement par diverses installations de pilotage 92.

L'installation de pilotage 92 assure une maîtrise en continu du niveau de sûreté du réacteur 30 et permet de maintenir à distance le personnel de conduite du réacteur 30.

Le procédé d'exploitation de l'invention est représenté sur la Figure 4. Il comporte les étapes suivantes :

- étape 10 : fabrication des réacteurs nucléaires 30 dans l'atelier de fabrication 62 ; - étape 12 : transport des réacteurs nucléaires 30 chacun jusqu'à l'un des ateliers d'exploitation 64 ;

- étape 14 : dans chaque atelier d'exploitation 64, fixation du réacteur nucléaire 30 à la structure du réception 68 et raccordement de la sortie de fluide secondaire 52 du réacteur nucléaire 30 au circuit secondaire 70;

- étape 16 : dans chaque atelier d'exploitation 64, exploitation du réacteur nucléaire 30, typiquement pour produire de la vapeur;

- étape 18 : dans chaque atelier d'exploitation 64, séparation du réacteur nucléaire 30 et de la structure de réception 68, séparation de la sortie de fluide secondaire 52 et du circuit secondaire 70 ;

- étape 20 : transport du réacteur nucléaire 30 depuis chaque atelier d'exploitation

64 jusqu'à l'atelier de maintenance unique 84 ; - étape 22 : réalisation sur chacun des réacteurs nucléaires 30 dans l'atelier de maintenance unique 84 d'au moins l'une d'une opération de maintenance ou d'une opération de rechargement du cœur 46.

Le procédé peut en outre comporter une étape 24 de démantèlement des réacteurs nucléaires 30 dans l'atelier de maintenance 84.

Le réacteur nucléaire 30 fonctionne en permanence et en sécurité depuis sa mise en route dans son atelier de fabrication jusqu'à sa mise à niveau ou son démantèlement dans l'atelier de maintenance 84, en comprenant l'étape d'exploitation dans l'atelier d'exploitation, y compris durant les phases de transport. Ceci permet de s'assurer qu'une partie du réacteur nucléaire 30 ne peut pas être détourné au cours de ces étapes et des transports (non-prolifération).

A l'étape 10, le réacteur nucléaire est assemblé dans l'atelier de fabrication 62, visible sur la Figure 1 . La cuve 31 est introduite dans l'enceinte de confinement 130. La cuve et l'enceinte de confinement sont fixées au châssis 128. Les équipements internes de la cuve sont mis en place.

Le réacteur nucléaire est ensuite transféré dans la première zone 150 de l'atelier de maintenance 84. Le cœur 46 est placé à l'intérieur de la cuve 31 , et le réacteur nucléaire 30 est raccordé au circuit secondaire d'essai. Le réacteur nucléaire 30 subit ensuite sa première mise en service, ainsi que des tests de qualification.

A l'étape 12, les différents réacteurs nucléaires 30 sont transportés à l'état assemblé jusqu'aux différents ateliers d'exploitation 64. Typiquement, les réacteurs nucléaires 30 sont produits les uns après les autres, et sont donc transportés les uns après les autres jusqu'aux ateliers d'exploitation qui doivent les recevoir. Chaque réacteur nucléaire 30 est refroidi par le dispositif de refroidissement 140 pendant le transport.

II est à noter que la structure de réception de chaque atelier d'exploitation peut être construite en temps masqué pendant la fabrication du réacteur, puisque la fabrication complète du réacteur est effectuée loin de l'atelier d'exploitation. Ceci permet de réduire les délais et les coûts de construction et de mise en service.

A l'étape 16, les réacteurs nucléaires 30 sont pilotés à distance, à partir de l'installation de pilotage 92, par une ou plusieurs équipes formées au pilotage du réacteur 30. La vapeur produite est envoyée dans le circuit secondaire 70, et permet la production d'énergie utile.

Aux étapes 14 et 18, le réacteur nucléaire est respectivement monté dans l'atelier d'exploitation et démonté, par des équipes d'opérateurs, à l'aide des outillages 80a/b/c/d.

A l'étape 20, le réacteur 30 est transporté d'une pièce. Le cœur 46 reste à l'intérieur de la cuve 31 pendant le transport, de même que les différents équipements internes tels que l'échangeur de chaleur 48 ou le mécanisme 58 de commande des grappes 64. Le réacteur nucléaire 30 est refroidi par le dispositif de refroidissement 140 pendant le transport.

A l'étape 22, les opérations de maintenance et de rechargement pour les réacteurs installés dans les différents ateliers d'exploitation 64 sont toutes effectuées dans le même atelier de maintenance 84. Celui-ci dessert donc un grand nombre d'ateliers d'exploitation 64.

Notamment, un réacteur nucléaire peut être entièrement déconstruit et ses composants utilisés pour constituer d'autres réacteurs nucléaires.

Comme illustré sur la Figure 4, après la fin de l'opération de maintenance et rechargement, le réacteur nucléaire 30 est renvoyé à un atelier d'exploitation 64. Cet atelier peut être celui où il était installé précédemment, ou un autre.

Le procédé peut être mis en œuvre avec un réacteur nucléaire unique desservant un unique atelier d'exploitation. Toutefois, il est particulièrement bien adapté pour l'exploitation d'une pluralité de réacteurs nucléaires, installés dans une pluralité d'ateliers d'exploitation répartis en différents endroits.

Ainsi, il est possible de limiter les interruptions de fourniture de fluide secondaire chaud dans chaque atelier d'exploitation par échange standard du réacteur nucléaire.

Par ailleurs, quand on produit à la chaîne un grand nombre de réacteurs nucléaires, il est possible de réduire les coûts de production.

De plus, il est possible de prévoir une flotte de réacteurs nucléaires, implantés dans différents ateliers d'exploitation, et dont la maintenance est assurée dans un atelier central, unique. Les ateliers d'exploitation peuvent être répartis à différents endroits d'un même pays et/ou dans différents pays. Un réacteur nucléaire, après utilisation dans un atelier d'exploitation donné, est renvoyé jusqu'à l'atelier de maintenance pour maintenance et/ou rechargement du cœur. Il est ensuite renvoyé soit dans le même atelier de maintenance soit dans un autre.

Ceci permet de réduire notablement les coûts de maintenance, et les coûts liés à l'opération de rechargement du cœur, puisqu'un seul jeu d'équipements de maintenance/rechargement des assemblages de combustible nucléaire est utilisé pour toute une flotte de réacteurs nucléaires. De même, ce sont les mêmes équipes d'opérateurs qui réalisent les opérations de maintenance/rechargement du cœur pour toute la flotte de réacteurs nucléaires.

Les Figures 5 et 6 illustrent une variante du procédé d'exploitation de l'invention, et un atelier d'exploitation particulièrement adapté pour la mise en œuvre de ce procédé. Seuls les points par lesquels ce procédé et cet atelier d'exploitation diffèrent de ceux des Figures 1 à 4 seront détaillés ci-dessous. Les éléments identiques ou assurant la même fonction seront désignés avec les mêmes références.

Comme le montre la Figure 5, l'atelier d'exploitation comporte, en plus de la première structure de réception 68, une seconde structure de réception 98, prévue pour maintenir en position un second réacteur nucléaire 99. La structure 98 comprend une forme, identique à la forme 144 de la structure 68.

En plus des interfaces 78 et 80, le circuit de vapeur 70 comporte une seconde interface vapeur 100 et une seconde interface 102 d'eau alimentaire. L'interface 100 est montée en dérivation, parallèlement à l'interface 78. De même, l'interface 102 est montée en dérivation par rapport à l'interface 80, parallèlement à celle-ci. Quand le second réacteur nucléaire 99 est en place dans la seconde structure de réception 98, la seconde interface vapeur 100 est susceptible d'être raccordée à la sortie de fluide secondaire 104 du second réacteur nucléaire. L'interface 102 est susceptible d'être raccordé à l'entrée de fluide secondaire 106 du second réacteur nucléaire. Le circuit de vapeur 70 comporte encore un jeu de vannes 108, 1 10, 1 12, 1 14. Les vannes 108 et 1 12 permettent de raccorder l'ensemble turbine alternateur 72 sélectivement, vers l'amont, soit à la sortie de fluide secondaire du premier réacteur soit à la sortie de fluide secondaire du second réacteur. Les vannes 1 10 et 1 14 permettent de raccorder sélectivement le refoulement de la pompe 76 soit à l'entrée de fluide secondaire du premier réacteur soit à l'entrée de fluide secondaire du second réacteur.

Pour limiter les interruptions de fourniture de fluide secondaire quand on veut renvoyer le premier réacteur 30 vers l'atelier de maintenance et de rechargement 84, les étapes suivantes sont effectuées en temps masqué, pendant l'étape 16 d'exploitation du premier réacteur nucléaire (voir figure 6) :

- étape 1 16 : transport du second réacteur nucléaire 99, par exemple depuis l'atelier de maintenance 84 jusqu'à l'atelier d'exploitation 64 ;

- étape 1 18 : arrimage du second réacteur nucléaire 99 à la seconde structure de réception 98, et raccordement de la sortie de fluide secondaire 104 et de l'entrée de fluide secondaire 106 respectivement aux interfaces 100 et 102.

Une fois ces étapes effectuées, il est possible d'interrompre l'exploitation du premier réacteur nucléaire 30. Les vannes 108 et 1 10 sont fermées et les vannes 1 12 et 1 14 sont ouvertes, de manière à raccorder l'ensemble turbine-alternateur 72 au second réacteur nucléaire 99. Le basculement d'un réacteur à l'autre est extrêmement rapide, de telle sorte que les pertes de production sont minimes. Cela garantit la continuité de fourniture d'énergie sur l'atelier d'exploitation. Après la fin de l'étape d'exploitation du second réacteur 99 (étape 120), le second réacteur 99 est séparé de la seconde structure de réception 98, la sortie de fluide secondaire 104 est séparée de l'interface 100, et l'entrée de fluide secondaire 106 est séparée de l'interface 102 (étape 122). Le second réacteur nucléaire est alors renvoyé à l'atelier de maintenance 84 pour maintenance ou rechargement du cœur. Un autre réacteur nucléaire est mis en place sur la première structure de réception 68 pendant l'étape d'exploitation 120. Il est mis en service immédiatement après arrêt du second réacteur nucléaire.

Du fait du dédoublement de la structure de réception et des interfaces avec le circuit secondaire, il est ainsi possible de raccourcir au maximum l'interruption de fourniture de fluide secondaire chaud dans l'atelier d'exploitation. Le second réacteur nucléaire prend le relais du premier pratiquement dès que celui-ci est arrêté.