La présente invention concerne un module immergé ou sous-marin de production d'énergie électrique.

Plus particulièrement l'invention se rapporte à un module sous-marin de production d'énergie électrique, qui comporte des moyens en forme de caisson cylindrique allongé dans lesquels sont intégrés des moyens formant unité de production d'énergie électrique comportant des moyens formant chaudière nucléaire, associés à des moyens de production d'énergie électrique raccordés à un poste de distribution d'énergie électrique externe par des câbles électriques.

De tels modules sont déjà connus dans l'état de la technique.

On pourra par exemple se reporter aux documents US 5,247,553, JP 50 018 891 et US 4, 302,291 .

Ces différents documents décrivent effectivement des modules sous-marins ou immergés de production d'énergie électrique dans lesquels peuvent être intégrés des moyens de production d'énergie associés à des moyens formant chaudière nucléaire par exemple.

On sait que de telles structures présentent un certain nombre d'avantages car l'énergie à base nucléaire est une réponse efficace et rentable aux problèmes énergétiques et écologiques.

De telles structures permettent également de résoudre un certain nombre de problèmes, notamment en matière de sécurité et de prise en compte des risques qu'ils soient d'origine naturelle comme par exemple les tsunamis, les ouragans ou autres, ou humaine comme par exemple les chutes d'avion ou actes de malveillance.

On sait également que ces différents projets n'ont pas abouti à des exploitations industrielles pour l'instant, en raison du fait que leur faisabilité technique et que leur intérêt économique n'ont pas été démontrés.

Des travaux pour l'amélioration de ce type de structures sont menés par la Demanderesse depuis de nombreuses années.

Ces travaux se sont déjà traduits par exemple par le dépôt de nombreuses demandes de brevets auxquelles on pourra se référer et notamment les documents FR 2951008, FR 2951009, FR 2951010, FR 295101 1 , FR 2951012, FR 2958782, FR 2958783 et FR 2958784.

Plusieurs de ces documents traitent en particulier de la sécurité de fonctionnement de ce type de modules et en particulier de leur sécurité en cas d'incident majeur comme cela s'est produit récemment pour des centrales terrestres. Le but de l'invention est de proposer encore différents perfectionnements à ce type de modules immergés pour en améliorer encore la sécurité de fonctionnement.

A cet effet, l'invention a pour objet un module sous-marin de production d'énergie électrique du type comportant des moyens en forme de caisson cylindrique allongé dans lesquels sont intégrés des moyens formant unité de production d'énergie électrique comportant des moyens formant chaudière nucléaire, associés à des moyens de production d'énergie électrique raccordés à un poste de distribution d'énergie électrique externe par des câbles électriques, caractérisé en ce que les moyens formant chaudière nucléaire comportent un circuit secondaire associé aux moyens de production d'énergie électrique et un circuit de sauvegarde secondaire en parallèle sur ce circuit secondaire et comportant au moins un échangeur de chaleur passif secondaire placé à l'extérieur du module sous-marin dans l'environnement marin.

Selon d'autres aspects de l'invention, le module sous-marin comprend l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes :

- les moyens formant chaudière nucléaire sont placés dans une chambre sèche d'un compartiment réacteur associée à une chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur dont au moins la paroi radiale est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin ;

- les moyens formant chaudière nucléaire comportent un circuit primaire comprenant au moins une cuve de réacteur, un pressuriseur, un générateur de vapeur et une pompe primaire et un circuit de sauvegarde primaire en parallèle sur ce circuit primaire et comportant au moins un échangeur de chaleur passif primaire placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur ;

- l'échangeur de chaleur passif primaire placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur, est placé à niveau supérieur à celui de la cuve de réacteur ;

- chaque branche du circuit de sauvegarde primaire comporte des moyens formant vanne ;

- le circuit de sauvegarde primaire est connecté au circuit primaire en amont ou en aval de la pompe primaire ;

- le circuit de sauvegarde primaire est connecté au circuit primaire en amont de la pompe primaire et en ce qu'il comporte des moyens de court-circuitage de cette pompe primaire ;

- l'échangeur de chaleur passif secondaire placé à l'extérieur du module sous- marin dans l'environnement marin, est placé à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur ; - chaque branche du circuit de sauvegarde secondaire comporte des moyens formant vanne ;

- le circuit secondaire comporte des moyens formant vanne d'isolement et en ce que le circuit de sauvegarde secondaire est connecté entre ces moyens formant vanne d'isolement ;

- le circuit secondaire s'étend en partie dans un compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique et en ce que le circuit de sauvegarde secondaire traverse la paroi radiale de ce compartiment et est raccordé à l'échangeur de chaleur passif secondaire placé à l'extérieur de celui-ci ;

- la chambre sèche du compartiment réacteur est raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur par des moyens de dépressurisation comportant des moyens formant clapet de dépressurisation placés dans la partie supérieure de la chambre sèche et raccordés à des moyens formant bulleur placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir et en ce que des moyens formant clapet de trop-plein sont prévus entre la partie supérieure de cette chambre formant réservoir et la chambre sèche ;

- les moyens formant chaudière nucléaire comportent une cuve de réacteur, placée dans un puits de cuve dont la partie inférieure est raccordée à la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur à travers des moyens formant conduit d'amenée d'eau placés le long de la paroi radiale du module et dont la partie supérieure est raccordée à une partie correspondante de la chambre formant réservoir de stockage à travers des moyens formant conduit de retour d'eau ;

- des moyens formant vanne sont placés dans les moyens formant conduits d'amenée et de retour ;

- une enveloppe en matériau isolant thermique est placée autour de la portion de la cuve de réacteur logée dans le puits de cuve, à distance de la paroi de cette cuve, afin de définir un interstice formant barrière thermique entre cette enveloppe et cette cuve ;

- en fonctionnement normal, l'interstice entre l'enveloppe et la cuve, est rempli de matériau gazeux et en ce que l'enveloppe comporte dans sa partie inférieure au moins un orifice d'entrée d'eau ;

- en fonctionnement normal, l'eau placée dans le puits de cuve est de l'eau borée ;

- l'extrémité du conduit d'amenée d'eau raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau, est associée à une grille de filtrage ;

- les moyens formant chaudière nucléaire comportent un pressuriseur raccordé par des moyens de dépressurisation à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur ; - les moyens de dépressurisation comportent un circuit de dépressurisation muni d'une vanne de dépressurisation raccordée à des moyens formant bulleur placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur ;

- la chambre sèche du compartiment réacteur est associée à un compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique et en ce que celui-ci comporte des moyens d'introduction d'eau de noyage de la chambre sèche de réception du réacteur, placés dans sa partie inférieure et comportant une entrée d'eau de mer ménagée dans la paroi radiale du module au niveau de ce compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique, un conduit entre cette entrée d'eau de mer et la chambre sèche du compartiment réacteur et des moyens formant vanne de noyage de cette chambre ;

- des moyens de déviation du jet d'eau sont placés en regard des moyens d'introduction d'eau de mer dans la chambre sèche du compartiment réacteur ;

- des moyens formant évent sont placés dans la partie supérieure de la chambre sèche du compartiment réacteur entre celle-ci et le compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique ;

- l'entrée des moyens formant évent est associée à des moyens de filtrage ; et

- il comporte des moyens à vanne de raccordement de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur à la cuve de réacteur.

L'invention sera mieux comprise à l'aide de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels :

- la figure 1 représente une vue générale d'un exemple de site de production d'énergie électrique comportant des modules sous-marins de production d'énergie électrique selon l'invention,

- la figure 2 représente une vue générale de côté en coupe d'un exemple de réalisation d'un module de production d'énergie électrique selon l'invention,

- la figure 3 représente une vue partielle d'un module de production d'énergie électrique selon l'invention, et

- les figures 4 et 5 illustrent un mode de fonctionnement de sécurité d'un module selon l'invention.

Comme cela a été indiqué précédemment, l'invention concerne un module immergé ou sous-marin de production d'énergie électrique.

De tels modules sont par exemple illustrés sur cette figure 1 et sont par exemple désignés par les références générales 1 , 2 et 3 sur cette figure. Ces modules sont par exemple associés et immergés au large d'une côte désignée par la référence générale 4, et ils sont par exemple posés sur le fond ou maintenus à quelque distance du fond de la mer, dans un site de production d'énergie électrique désigné par la référence générale 5.

Ces différents modules sont alors raccordés par des câbles électriques désignés par la référence générale 6, à un poste de distribution d'énergie électrique externe, faisant également par exemple office de centre de contrôle/commande à distance des modules, ce centre étant par exemple basé à terre et étant désigné par la référence générale 7 sur cette figure 1.

Ce poste de distribution d'énergie électrique externe est ensuite raccordé de façon classique par l'intermédiaire de lignes de distribution électrique désignées par la référence générale 8, par exemple à un réseau de distribution d'énergie électrique alimentant par exemple une ville située à proximité et désignée par la référence générale 9 ou tout autre consommateur électrique de façon générale.

On notera également que des infrastructures terrestres telles que par exemple un port désigné par la référence générale 10, peuvent être envisagées pour abriter des moyens de soutien tels que par exemple des navires de soutien dont l'un est désigné par la référence générale 1 1 sur cette figure, permettant d'intervenir sur le site de production.

Ces moyens de soutien permettent par exemple de placer les modules, d'assurer leur maintien en condition opérationnelle, voire de les récupérer pour des interventions lourdes à réaliser à terre comme le remplacement du combustible nucléaire.

En fait et comme cela est illustré sur la figure 2, chaque module sous-marin de production d'énergie électrique tel que celui désigné par la référence générale 1 sur cette figure 2, comporte des moyens en forme de caisson cylindrique allongé, dont les extrémités sont par exemple arrondies.

Ces moyens sont désignés par la référence générale 12 sur cette figure, et sont posés sur le fond ou maintenus à quelque distance du fond par exemple 13 de la mer et comportent à cet effet des moyens de piètement désignés par la référence générale 14 et des moyens d'ancrage désignés par la référence générale 15, permettant de positionner, de poser et de maintenir ce module au fond.

Différents modes de réalisation de ces moyens de piètement et d'ancrage peuvent être envisagés.

On a également décrit sur cette figure 2, un exemple de réalisation possible de l'intérieur d'un tel module, celui-ci comportant en fait un certain nombre de compartiments placés les uns à côté des autres, et séparés par des cloisons. C'est ainsi par exemple qu'un tel module 12 peut comporter à chacune de ses extrémités, des moyens en forme de ballast désignés par les références 16 et 17, permettant de contrôler par exemple l'immersion du module.

De plus et en partant de gauche à droite de cette figure 2, ce module peut comporter un compartiment réacteur désigné par la référence générale 18 sur cette figure, ce compartiment réacteur étant lui-même divisé en deux chambres associées, à savoir une chambre sèche de compartiment réacteur proprement dit, désignée par la référence générale 19 et dans laquelle sont logés des moyens formant chaudière nucléaire, et une chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité de ce réacteur, désignée par la référence générale 20.

Ces chambres du compartiment réacteur 18 sont par exemple placées l'une à côté de l'autre et sont séparées par une cloison dite étanche.

A côté de ce compartiment réacteur, est prévu un compartiment de réception de moyens de production d'énergie électrique, ce compartiment étant désigné par la référence générale 21 et comprenant par exemple un groupe ou ensemble turboalternateur ou d'autres systèmes auxiliaires comme cela sera décrit plus en détail par la suite.

Après ce compartiment 21 de réception de moyens de production d'énergie électrique, le module 12 peut comporter un compartiment formant usine électrique désignée par la référence générale 22 par exemple de transformation de tension etc., de façon classique et un compartiment 23 incluant un poste de commande de l'ensemble des éléments du module par exemple.

Bien entendu, d'autres modes de réalisation de l'intérieur du module et d'autres configurations et dispositions des éléments de celui-ci peuvent être envisagés.

Ainsi par exemple un compartiment vie destiné à loger un équipage par exemple d'exploitation ou d'intervention peut également être envisagé.

On a illustré sur la figure 3 de façon plus détaillée, la partie du module 12 au niveau de laquelle sont prévus le compartiment réacteur 18 et le compartiment 21 destiné à recevoir les moyens de production d'énergie électrique.

Comme cela a été indiqué précédemment également, le compartiment réacteur 18 est donc destiné à recevoir des moyens formant chaudière nucléaire et comporte en fait deux chambres, à savoir la chambre sèche de réception du réacteur proprement dit, désignée par la référence générale 19 et la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité de celui-ci, désignée par la référence générale 20.

En fait, et de façon classique, les moyens formant chaudière nucléaire, qui sont désignés par la référence générale 30 sur cette figure 3, comportent alors un circuit primaire désigné par la référence générale 31 comprenant au moins une cuve de réacteur 32, un pressuriseur 33, un générateur de vapeur 34 et une pompe primaire 35.

Ces moyens formant chaudière nucléaire 30 et plus particulièrement le générateur de vapeur 34 de ceux-ci, comportent également un circuit secondaire, qui traverse la cloison de séparation des compartiments réacteur et de réception des moyens de production électrique18 et 21 , et associé à ces moyens de production d'énergie électrique.

Ce circuit secondaire étant désigné par la référence générale 36 sur cette figure 3 et les moyens de production d'énergie électrique sont désignés par la référence générale 37 et sont donc disposés dans le compartiment 21 .

En fait, ces moyens de production d'énergie électrique 37 comportent par exemple une turbine désignée par la référence générale 38 sur cette figure, associée à un alternateur désigné par la référence générale 39, à un condenseur désigné par la référence générale 40 et à une pompe secondaire désignée par la référence générale 41 sur cette figure 3.

Cette architecture des moyens de production d'énergie électrique est ici simplifiée dans un but de compréhension. Comme chacun le sait elle est dans la réalité plus complexe pour accroître le rendement du cycle thermodynamique.

De façon classique également, les moyens formant chaudière 30 sont raccordés à différents moyens permettant d'injecter dans ceux-ci de l'eau à différentes pressions, par exemple en cas d'accident de perte d'eau primaire.

Ces moyens sont par exemple désignés par la référence générale 50 sur cette figure 3 et comprennent des moyens d'injection, par exemple à haute, moyenne ou basse pression d'eau dans le réacteur selon la nature de l'accident et la stratégie de sauvegarde retenue.

Ainsi par exemple, la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 peut être raccordée à la cuve 32 de réacteur, par l'intermédiaire d'une conduite désignée par la référence générale 51 sur cette figure, associée à des moyens à vanne désignés par la référence générale 52.

D'autres systèmes d'injection classiques d'eau dans le réacteur sont également prévus.

Des moyens formant évent 50a sont alors prévus entre la chambre sèche 19 et la chambre formant réservoir de sécurité 20.

En cas de besoin, ces moyens formant évent normalement fermés, s'ouvrent pour permettent l'entrée d'air dans la chambre formant réservoir et donc l'injection basse pression de l'eau du réservoir vers la cuve 32 via la ligne d'injection directe 51 . Si la pression est trop grande dans le circuit primaire pour réaliser cette injection, on peut rapidement dépressuriser le circuit primaire via des moyens formant vanne de dépressurisation désignés par la référence générale 31 a, en supplément d'autres moyens de dépressurisation qui seront décrits plus en détails par la suite.

Ces moyens formant vanne et évent sont alors contrôlés et commandés par des organes de contrôle-commande, qui peuvent être automatiques ou pilotés par des opérateurs humains.

Dans le module sous-marin selon l'invention, la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur est utilisée pour d'autres fonctions de sécurité de celui-ci et au moins sa paroi radiale désignée par la référence générale 53 est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin dans lequel est immergé ce module.

Ceci permet de former une source froide quasi-illimitée et disponible en permanence et de façon naturelle, indépendamment des circonstances et des problèmes de fonctionnement qui pourraient être rencontrés, pour refroidir le module et en particulier les moyens formant chaudière nucléaire.

Les problèmes survenus récemment dans des centrales nucléaires sont en effet devenus graves à la suite de la perte de cette source froide.

On sait en effet que l'un des problèmes majeurs liés au fonctionnement des réacteurs nucléaires, concerne le fait qu'un tel réacteur continue de générer de la chaleur de manière extrêmement importante, même après l'arrêt de la réaction en chaîne et ce pendant un temps relativement long.

A titre d'exemple, un petit réacteur de 160 MW électriques (500 MW thermiques) engendre encore une puissance de 3 MW thermiques trois jours après son arrêt.

Cette caractéristique oblige à associer à ces réacteurs, des systèmes de refroidissement spécifiques pour évacuer cette puissance résiduelle et à en assurer la disponibilité en permanence.

Sans un tel système, le cœur du réacteur a une très forte probabilité de fondre et de causer une dispersion de matières radioactives dans l'environnement.

Les événements récents ont montré les conséquences que peuvent avoir la perte simultanée d'une source froide telle que par exemple des prises en eau de mer et d'une alimentation électrique permettant de fournir de l'énergie à ces systèmes de refroidissement.

En effet, la grande majorité si ce n'est la totalité des réacteurs nucléaires connus actuellement, utilise des systèmes de sauvegarde utilisant des pompes pour évacuer la puissance résiduelle du cœur vers une source froide à travers par exemple des échangeurs.

Ces systèmes sont bien entendu redondés, diversifiés et font l'objet d'une inspection et d'une maintenance attentives pour fiabiliser au maximum la fonction de refroidissement du cœur en cas d'arrêt, voire d'accident.

Les centrales nucléaires terrestres disposent dans le même esprit, de diverses sources d'alimentation électrique redondées pour alimenter ces systèmes de sauvegarde, tels que par exemple des moyens d'alimentation par réseaux électriques redondés, par groupes électrogènes ou encore par batterie de secours, etc.

Mais l'expérience a montré que tous ces systèmes pouvaient à un moment ou à un autre, être défaillants ce qui en définitive se traduisait par la perte de la source froide et donc un défaut de refroidissement du réacteur avec les conséquences que l'on a vu sur plusieurs réacteurs.

Ceci n'est pas le cas et ne peut pas arriver dans un module de production d'énergie selon l'invention.

En effet, celui-ci peut comporter divers systèmes de sûreté dits « passifs » c'est-à- dire ne nécessitant pas d'alimentation électrique pour fonctionner, excepté selon le mode de réalisation retenu, par exemple pour l'alimentation électrique requise pour leur contrôle-commande.

Le réacteur peut comporter en premier lieu un circuit de refroidissement passif primaire en parallèle sur le circuit primaire du réacteur.

Ce circuit de sauvegarde passif primaire est désigné par la référence générale 54 sur cette figure 3 et comporte au moins un échangeur de chaleur passif primaire désigné par la référence générale 55, placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur, cette chambre étant désignée par la référence générale 20 sur cette figure 3.

En fait, cet échangeur de chaleur 55 peut par exemple être placé dans la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur, à un niveau supérieur à celui de la cuve 32 de ce réacteur et une ou chaque branche de ce circuit de sauvegarde primaire 54 peut comporter des moyens à vanne.

De tels moyens à vanne sont par exemple désignés par la référence générale 56 sur cette figure 3 et le circuit de sauvegarde passif primaire 54 peut être connecté au circuit primaire en amont ou en aval de la pompe primaire décrite précédemment et désignée par la référence générale 35. Dans le cas où le circuit de sauvegarde passif primaire est connecté au circuit primaire en amont de la pompe primaire 35, il comporte également alors des moyens de court-circuitage de cette pompe primaire.

De l'autre côté, le circuit de sauvegarde est connecté entre la cuve et le générateur de vapeur.

On conçoit alors que ce circuit de sauvegarde passif primaire permet d'évacuer pendant une très longue période de temps, la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire immergé en utilisant une boucle de refroidissement naturelle.

En effet l'ouverture de ce circuit de sauvegarde passif primaire permet de former une boucle de dérivation du circuit primaire, afin d'évacuer la chaleur produite dans le cœur du réacteur vers une réserve d'eau froide à travers un échangeur, cette réserve d'eau froide étant constituée par le réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 de ce réacteur.

De plus, la paroi radiale 53 de cette chambre formant réservoir d'eau 20 est, comme cela a été indiqué précédemment, en relation d'échange thermique avec l'environnement marin, et permet donc de constituer une source froide à long terme voire quasi-illimitée, par dissipation de chaleur dans l'environnement marin.

Ainsi, l'évacuation de la puissance résiduelle du réacteur se fait à travers la boucle de dérivation du circuit primaire du réacteur, cette boucle comprenant :

- un réservoir d'eau froide situé dans la chambre dédiée 20 du compartiment réacteur, constitué par le réservoir de stockage d'eau de sécurité du réacteur,

- deux éléments de tuyauterie piqués en sortie de la cuve du réacteur et en entrée de la pompe primaire par exemple,

- un échangeur de chaleur 55 plongé dans le réservoir de stockage d'eau de sécurité constituant un échangeur passif primaire,

- la coque 53 du compartiment assurant les échanges de chaleur entre le réservoir de stockage d'eau de sécurité et la mer, et

- des vannes de contrôle / commande associées.

En fonctionnement normal du module, une vanne peut alors fermer cette boucle de refroidissement passive et aucun fluide ne circule dans celle-ci.

La réserve d'eau dans la chambre formant réservoir 20 est à basse température, c'est-à-dire par exemple à la température de l'eau de mer et à basse pression tandis que le fluide primaire c'est-à-dire circulant dans le circuit primaire du réacteur, est à haute pression et à haute température.

La puissance thermique du réacteur est évacuée vers le ou les générateurs de vapeur du circuit primaire grâce à la ou aux pompes primaires. Lors de l'arrêt du réacteur en situation normale ou accidentelle, le réacteur est stoppé et le refroidissement passif de sauvegarde de celui-ci est mis en œuvre.

La ou les vannes de la boucle de refroidissement passif s'ouvrent par exemple de façon automatique ou commandée et, par exemple, l'inertie de la pompe primaire amorce un mouvement de fluide dans cette boucle, c'est-à-dire dans le circuit de sauvegarde passif primaire.

L'eau chaude sortant du cœur du réacteur monte alors dans la boucle de refroidissement jusqu'à l'échangeur 55 où elle transmet sa chaleur à la réserve d'eau froide contenue dans la chambre 20 en relation d'échange thermique avec la mer.

L'eau s'alourdissant redescend alors dans la boucle pour rejoindre la branche froide du circuit et le cœur du réacteur où elle est à nouveau réchauffée.

L'eau dans ce circuit de sauvegarde est liquide tout au long du cycle. Le cycle s'entretient de manière indéfinie tant que la différence de températures entre le cœur et la réserve de stockage d'eau de sécurité, est grande, c'est-à-dire pendant plusieurs jours, voire plusieurs semaines.

En effet, l'immersion du module et en particulier du compartiment réacteur de celui-ci, en mer, confère au réservoir d'eau de stockage d'eau de sécurité, une capacité de refroidissement importante par la coque en échange thermique avec l'environnement marin, pour dissiper la puissance transmise par l'échangeur passif.

On conçoit alors qu'un tel système de sécurité, applicable à un réacteur immergé possède un atout majeur par rapport aux systèmes à réacteurs terrestres, notamment en terme de fonctionnement en sécurité passive, dans la mesure où le circuit de sauvegarde passif primaire fonctionne sur la base d'une circulation naturelle entre la source chaude (la cuve du réacteur) et la source froide quasi-illimitée (l'échangeur passif primaire placé dans le réservoir stockage d'eau de sécurité du réacteur, en relation d'échange thermique avec la mer).

Un tel système de sauvegarde n'est alors pas dépendant d'une quelconque alimentation électrique d'une pompe, de la disponibilité d'une prise d'eau par exemple de mer, etc. pour assurer le refroidissement du réacteur.

De même, un circuit de refroidissement passif secondaire peut également être prévu en parallèle sur le circuit secondaire du réacteur.

Ce circuit de sauvegarde passif secondaire est par exemple désigné par la référence générale 60 sur la figure 3.

Celui-ci est alors branché en parallèle sur le circuit secondaire 36 du réacteur, par exemple dans le compartiment 21 destiné à recevoir le groupe turbo-alternateur 37, et comporte alors au moins également un échangeur de chaleur passif secondaire désigné par la référence générale 61 , placé à l'extérieur du module sous-marin dans l'environnement marin et raccordé au reste de celui-ci par des éléments de tuyauterie traversant la paroi radiale du compartiment 21.

Cet échangeur de chaleur passif secondaire 61 est alors également placé à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur 34 afin de former un circuit de refroidissement de sauvegarde à circulation naturelle.

Ceci permet également d'évacuer de la chaleur à partir du circuit secondaire du réacteur, en utilisant une source froide quasi-inépuisable, c'est-à-dire également l'environnement marin.

Dans un module tel qu'envisagé, la chaleur générée par la réaction nucléaire dans le cœur de ce réacteur est, en situation normale d'exploitation, transmise à un fluide caloporteur d'un circuit primaire et évacuée dans des échangeurs de chaleur principaux, nommés générateurs de vapeur, tels que celui désigné par la référence générale 34 sur cette figure 3.

Dans ces échangeurs, un deuxième fluide circule et entre en ébullition. La vapeur ainsi produite alimente une turbine d'entraînement d'un alternateur pour générer de l'électricité.

C'est ce que l'on appelle le circuit secondaire tel que celui désigné par la référence générale 36 sur cette figure 3, associé aux moyens de génération d'énergie électrique désignés par la référence 37.

Ces générateurs de vapeur jouent donc le rôle de source froide pour le circuit primaire du réacteur et l'extraction de chaleur est animée par des pompes secondaires de ce circuit.

En situation accidentelle par exemple d'un réacteur classique terrestre, la fission nucléaire s'arrête mais le cœur continue d'engendrer une chaleur importante du fait de la radioactivité.

Les générateurs de chaleur peuvent toujours remplir leur rôle de source froide et évacuer la puissance du cœur à condition que les pompes secondaires et de façon générale le circuit secondaire, continuent de fonctionner correctement.

C'est la raison pour laquelle il est vital que dans ce type de réacteurs, le circuit secondaire continue à être alimenté en électricité et en particulier les pompes secondaires telles que la pompe désignée par la référence 41 sur cette figure 3.

Cependant, et comme cela a été indiqué précédemment, la coupure de l'alimentation électrique est une éventualité qui n'est pas complètement à exclure. Les pompes peuvent alors ne pas fonctionner et le refroidissement du réacteur n'est alors plus assuré. Une panne des pompes peut également survenir. Là encore dans le module selon l'invention, on peut utiliser l'environnement marin pour constituer une source froide et résoudre ces problèmes.

C'est ainsi que dans le module selon l'invention, l'échangeur de chaleur passif secondaire 61 est utilisé et placé à l'extérieur du module pour constituer avec l'environnement marin une source froide naturelle quasi-inépuisable pour ce circuit secondaire.

Dans ce cas également, l'échangeur de chaleur passif secondaire 61 est placé à l'extérieur du module sous-marin 12 dans l'environnement marin à un niveau supérieur à celui du générateur de vapeur 34 auquel il est associé, afin de permettre une circulation naturelle entre ces éléments.

Une ou chaque branche du circuit de sauvegarde passif secondaire désigné par la référence générale 60 sur cette figure 3, peut également comporter des moyens à vanne désignés par la référence générale 62 sur cette figure.

En fait le circuit secondaire 36 proprement dit peut comporter des vannes d'isolement telles que les vannes désignées par les références générales 63 et 64 sur cette figure 3, le circuit de sauvegarde passif secondaire étant alors connecté à ce circuit secondaire entre ces vannes d'isolement.

Comme cela a été également illustré sur cette figure 3, le circuit secondaire traverse en fait la paroi transversale 65 séparant le compartiment réacteur 18 et notamment sa chambre sèche 19 du compartiment 21 de réception de l'ensemble turboalternateur.

Dans ce cas, le circuit de sauvegarde passif secondaire comporte des éléments de tuyauterie traversant la paroi radiale du module au niveau de ce compartiment de réception de l'ensemble turbo-alternateur 21 , pour raccorder l'échangeur de chaleur passif secondaire 61 , ce qui permet d'éviter toute traversée de coque au niveau du compartiment réacteur.

On conçoit alors que dans le module selon l'invention, le circuit secondaire est également équipé d'une boucle de refroidissement passif de sauvegarde en dérivation sur ce circuit secondaire principal.

En cas de perte d'alimentation électrique et donc de coupure de l'alimentation des pompes des secondaires des générateurs de vapeur, le système de sauvegarde peut être mis en œuvre pour extraire la chaleur du circuit primaire de ces générateurs de vapeur et donc du réacteur par circulation naturelle à travers un échangeur de chaleur secondaire passif diphasique vers la mer, qui constitue alors une source froide quasi-inépuisable.

L'échangeur de chaleur secondaire passif est alors placé à l'extérieur de la coque du module et à un niveau au-dessus de celui du générateur de vapeur pour permettre cette circulation naturelle ce qui permet d'éviter d'avoir recours à des pompes susceptibles de ne pas fonctionner.

Un tel système est en effet également complètement passif et ne nécessite aucune alimentation électrique.

Un tel système comporte alors :

- un échangeur de chaleur 61 transmettant la chaleur du circuit secondaire des moyens formant chaudière, vers la mer, placé à l'extérieur du compartiment destiné à recevoir l'ensemble turbo-alternateur 21 ,

- deux éléments de tuyauterie pour la dérivation du circuit secondaire, et dont le piquage peut alors se faire en amont après les vannes d'isolement 63 du circuit et en aval après les pompes d'alimentation 41 du ou des générateurs de vapeur,

- d'une vanne 62 normalement fermée située en amont de l'échangeur passif sur la ligne de dérivation,

- d'une vanne 64 normalement ouverte située en amont du groupe turbo- alternateur sur le circuit secondaire et en aval du piquage de la ligne de dérivation,

- de traversées de coque étanches, et

- d'un système de contrôle/commande de ces vannes.

Lors de l'exploitation normale du réacteur, l'échangeur de sauvegarde passif secondaire ne voit alors aucun fluide le traverser.

Le groupe turbo-alternateur est alimenté en vapeur par le circuit secondaire du générateur de vapeur et génère de l'électricité.

Le secondaire du générateur de vapeur est alimenté en eau par la pompe secondaire 41.

En situation accidentelle, typiquement en cas de perte d'alimentation électrique résultant en une défaillance de la ou des pompes secondaires, la vanne 62 normalement fermée s'ouvre et la vanne 64 normalement ouverte se ferme.

Cette action se produit en quelques secondes par exemple de façon automatique ou sur commande d'un opérateur.

Le groupe turbo-alternateur 37 n'est alors plus alimenté en vapeur et la production d'électricité s'arrête.

C'est alors l'échangeur secondaire de sauvegarde passif 61 qui est alimenté en vapeur. Cette vapeur, au contact par exemple des tubes de cet échangeur refroidis par l'eau de mer froide, se condense en évacuant sa chaleur vers l'environnement.

L'eau liquide retourne alors par gravité dans le générateur de vapeur 34 sans nécessiter de pompe secondaire. Cette eau se réchauffe dans le générateur de vapeur et est à nouveau vaporisée avant de repartir vers le circuit de sauvegarde.

Le cycle s'entretient naturellement jusqu'à ce que la chaleur transmise par le circuit primaire ne soit plus suffisante pour engendrer de la vapeur dans le générateur de vapeur, c'est-à-dire par exemple au bout de quelques jours de fonctionnement de sauvegarde tel que décrit précédemment.

Comme indiqué précédemment, la traversée de coque pour l'échangeur passif secondaire, est située au niveau du compartiment turbo-alternateur 21 , de manière à conforter l'étanchéité d'une troisième barrière et le confinement des matières radioactives au cas où les deux premières barrières, c'est-à-dire les gaines et le circuit primaire ne le seraient plus.

On conçoit alors qu'un tel système présente là encore, de nombreux avantages par rapport à un système terrestre car il est simple et très efficace.

D'autres moyens de sécurité sont prévus dans un module immergé selon l'invention.

Ainsi par exemple un scénario envisageable d'accident majeur pour un réacteur nucléaire à eau pressurisée, est la rupture d'une tuyauterie du circuit primaire dans la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18.

Cette rupture de tuyauterie libère alors de l'eau à haute température qui, subissant une chute brutale de pression, se vaporise instantanément dans la chambre sèche du compartiment réacteur.

L'enceinte de confinement entourant le réacteur est alors rapidement envahie par de la vapeur à haute température.

La valeur du pic de pression et de température survenant lors de cet accident dimensionne la tenue de l'enceinte et des équipements contenus dans celle-ci.

Pour un réacteur terrestre, le pic de pression atteint quelques bars et dimensionne l'épaisseur de l'enceinte en béton et en métal qu'il convient de prévoir.

Pour un réacteur immergé tel que celui envisagé dans le module selon l'invention, ce pic atteint des valeurs plus importantes en raison du volume plus réduit du compartiment réacteur c'est-à-dire en particulier de la chambre sèche 19, par rapport à un centrale terrestre.

Tout système de réduction de pression lors d'un accident peut alors être intéressant pour limiter l'impact au niveau des contraintes appliquées et que doivent supporter les équipements implantés dans cette chambre en particulier.

Dans le module selon l'invention, la chambre sèche 19 du compartiment réacteur

18 est raccordée à la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur, par des moyens de dépressurisation désignés par la référence générale 70 sur cette figure 3.

En fait, ces moyens comportent des moyens 71 formant clapet de dépressurisation placés dans la partie supérieure de la chambre sèche 19 et qui sont raccordés à des moyens formant bulleur désignés par la référence générale 72, placés dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir 20.

Des moyens formant clapet de trop plein désignés par la référence générale 73, sont prévus entre la partie supérieure de cette chambre formant réservoir 20 et la chambre sèche 19.

Ainsi en cas de rupture d'une tuyauterie par exemple du circuit primaire, la vapeur de la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18, est conduite par un ensemble de tuyauterie et de clapet, vers le réservoir d'eau de sécurité 20 qui fait alors office de réservoir de suppression de surpression, où cette vapeur est injectée et se condense au contact de l'eau froide.

Dans le cas de l'accident envisagé précédemment, la pression à l'intérieur de la chambre sèche 19 est ainsi immédiatement réduite et le danger de rupture de cette enceinte est écarté.

D'une façon générale, la paroi radiale du compartiment réacteur 18 est en relation d'échange thermique et est refroidie en permanence par l'eau de mer, ce qui permet d'assurer une évacuation de chaleur vers l'environnement marin et donc de refroidir l'eau contenue dans cette chambre 20.

De façon particulière, le contact entre l'environnement marin froid et la paroi radiale de la chambre sèche 19 de réception du réacteur permet également d'assurer une condensation de la vapeur et de façon générale un refroidissement de celle-ci, par exemple en cas de rupture de tuyauterie primaire comme indiqué précédemment.

Le refroidissement de la paroi de cette chambre provoque en effet la condensation d'une partie au moins de la vapeur contenue dans cette chambre 19 dans un tel cas d'accident et ce également de façon naturelle et prolongée.

Il n'est en effet pas nécessaire de projeter de l'eau sur l'extérieur de ce compartiment comme c'est le cas dans certaines centrales terrestres, car le module selon l'invention est immergé et la paroi du compartiment réacteur est donc en permanence en contact avec de l'eau froide.

La pression est donc réduite à court terme par les moyens de dépressurisation désignés par la référence générale 70 et à long terme par la paroi radiale de la chambre sèche 19 de réception du réacteur, et ce de manière complètement passive. De plus, le pressuriseur désigné par la référence générale 33 sur cette figure 3, peut également être équipé de moyens de dépressurisation raccordés à la chambre formant réservoir 20.

C'est ainsi par exemple que sur cette figure 3, le pressuriseur 33 est raccordé par des moyens de dépressurisation désignés par la référence générale 80, à la chambre formant réservoir 20.

En fait ces moyens de dépressurisation comportent un circuit de dépressurisation muni d'une vanne de dépressurisation désignée par la référence générale 81 par exemple, et raccordé à des moyens formant bulleur désignés par la référence générale 82 et placés également dans la partie inférieure de la chambre formant réservoir d'eau de sécurité 20 du réacteur.

Ceci permet également d'évacuer dans cette chambre formant réservoir 20 toute surpression du pressuriseur et du circuit primaire de manière générale.

D'autres systèmes de sécurité peuvent encore être envisagés comme ceux illustrés sur cette figure 3 et dont le fonctionnement est visible plus clairement sur les figures 4 et 5.

On a en effet représenté sur ces figures 4 et 5, des vues partielles d'un module selon l'invention.

Ce module comporte toujours les moyens en forme de caisson cylindrique allongés 12, le compartiment réacteur 18 avec la chambre sèche 19 et la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur.

On reconnaît également les moyens formant chaudière nucléaire 30 avec la cuve de réacteur 32.

En fait et comme cela est illustré plus clairement sur ces figures 4 et 5, cette cuve de réacteur 32 est placée dans un puits de cuve désigné par la référence générale 90, posé par exemple au fond de la chambre sèche 19.

La partie inférieure de ce puits de cuve 90 est raccordée à la partie inférieure de la chambre formant réservoir de stockage d'eau de sécurité 20 du réacteur, à travers des moyens formant conduit d'amenée d'eau désignés par la référence générale 91 , placés le long de la paroi radiale du module, cette paroi étant toujours désignée par la référence générale 53.

La partie supérieure du puits de cuve 90 est quant à elle raccordée par l'intermédiaire d'un conduit de retour d'eau désigné par la référence générale 92, à la partie correspondante de la chambre formant réservoir de stockage 20. Comme cela est illustré, des moyens à vanne sont placés par exemple dans ces moyens formant conduit d'amenée et de retour d'eau de raccordement de ce puits de cuve 90 à la chambre formant réservoir 20.

Ces moyens à vanne sont désignés respectivement par les références 93 et 94 pour les conduits d'amenée et de retour d'eau.

Bien entendu d'autres modes de réalisation peuvent être envisagés.

On notera également comme cela est illustré, que l'extrémité du conduit d'amenée d'eau 91 , raccordée à la chambre formant réservoir d'eau de stockage 20, est associée à une grille de filtrage, celle-ci étant désignée par la référence générale 95.

Comme cela est illustré sur ces figures 4 et 5 également, une enveloppe en matériau isolant thermique peut être placée de façon classique autour de la portion de cuve de réacteur 32 logée dans ce puits de cuve 90.

C'est ainsi par exemple que sur ces figures 4 et 5, cette enveloppe est désignée par la référence générale 96 et se présente par exemple sous la forme d'un bol ou d'une coupelle, et est placée à distance de la paroi de la cuve, afin de définir un interstice formant barrière thermique entre cette enveloppe 96 et cette cuve 32 de réacteur.

En fait en fonctionnement normal, cet interstice entre l'enveloppe de matériau isolant 96 et la cuve 32 de réacteur, peut être rempli de matériaux gazeux comme par exemple de l'air ou autre, comme cela est illustré sur la figure 4, afin de former une barrière thermique supplémentaire permettant d'isoler la cuve afin d'éviter les pertes thermiques.

L'enveloppe 96 comporte alors dans sa partie inférieure, au moins un orifice d'entrée d'eau désigné par la référence générale 97 en relation avec le conduit d'amenée d'eau 91 et permettant alors à de l'eau de pénétrer dans l'interstice autour de la cuve de réacteur.

On notera également qu'en fonctionnement normal, l'eau placée dans le puits de cuve 90 autour du fond de celle-ci, peut être de l'eau borée.

L'eau contenue dans la chambre formant réservoir 20 peut d'ailleurs par exemple également être de l'eau borée.

On conçoit alors qu'en cas d'accident grave et de fonte par exemple du cœur du réacteur, le corium formé se dépose au fond de la cuve comme cela est illustré sur la figure 5.

Cette lave en fusion est alors capable de percer la coque si celle-ci n'est pas refroidie. Il est à noter que des cendriers de réception du corium peuvent être prévus sous la cuve si cela devait se produire. Pour éviter ce phénomène, dans le système selon l'invention, les vannes 93 et 94 sont ouvertes pour provoquer la circulation naturelle d'eau dans le puits de cuve 90 autour de cette cuve de réacteur 32, entre cette cuve et la chambre formant réservoir 20.

En effet lors de l'ouverture des vannes 93 et 94, l'interstice entre la cuve 32 et l'enveloppe de matériau isolant 96, qui normalement est rempli d'air, est alors envahi par de l'eau froide provenant de la chambre formant réservoir 20.

Au contact de la cuve 32 à haute température et en particulier du fonds de celle-ci, car cette cuve est chauffée par le corium en fusion, l'eau autour de la cuve est portée à ébullition et monte dans l'espace interstitiel entre l'enveloppe en matériau isolant 96 et la cuve.

Cet espace étant relié à la chambre formant réservoir d'eau 20, la vapeur et l'eau chaude remontent et s'échappent du puits de cuve comme cela est illustré sur la figure 5, pour pénétrer dans le reste de la chambre formant réservoir 20, où la vapeur se condense et l'eau refroidit.

Dans le même temps, l'eau froide, plus dense, du fonds de la chambre formant réservoir 20, s'engouffre à partir de la partie inférieure de cette chambre formant réservoir

20 dans le puits de cuve 90 par le conduit d'amenée d'eau 91 , qui s'étend le long de la paroi radiale 53 du module afin d'être en contact d'échange thermique avec l'environnement marin et être ainsi un peu plus refroidie.

On a donc un régime permanent de circulation naturelle d'eau qui s'établit entre la chambre formant réservoir et le puits de cuve afin de la refroidir et éviter par exemple que le corium formé ne perce cette cuve.

L'eau qui circule dans ce circuit est donc doublement refroidie d'une part lors de son passage dans la chambre formant réservoir 20 car la paroi radiale de celle-ci est en relation d'échange thermique avec l'environnement marin et d'autre part lors de son passage dans le conduit d'amenée d'eau dans le puits de cuve car celui-ci est également ménagé le long de cette paroi radiale.

En effet, la paroi radiale de la chambre formant réservoir 20 et de la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18 étant en contact d'échange thermique avec l'environnement marin, l'eau de refroidissement de la cuve de réacteur, est refroidie en permanence et de façon naturelle par une source froide quasi-inépuisable.

Ceci est également une amélioration permettant de maîtriser la température en particulier de la cuve de réacteur et du corium en cas d'accident afin d'éviter toute nouvelle dégradation de la situation. Enfin et en ultime recours, il est également possible de prévoir un noyage de la chambre sèche 19 de réception du réacteur dans le module selon l'invention, par de l'eau de mer.

En effet il peut, pour une raison ou pour une autre, être décidé de noyer complètement la chambre sèche 19 et donc le réacteur, par de l'eau de mer qui présente des propriété particulièrement intéressantes pour ce type de situations.

A cet effet il est prévu comme cela est illustré sur la figure 3, que le compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique, désigné par la référence générale 21 , comporte des moyens d'introduction d'eau de noyage dans la chambre sèche 19 de réception du réacteur.

Ces moyens de noyage sont désignés par la référence générale 100 sur cette figure 3 et sont placés par exemple dans la partie inférieure de ce compartiment 21 de réception des moyens de production d'énergie électrique.

Ces moyens de noyage comportent alors au moins une entrée d'eau de mer désignée par la référence générale 101 sur cette figure 3, ménagée dans la paroi radiale du module au niveau par exemple du fonds de ce compartiment 21 de réception des moyens de production d'énergie électrique, un conduit d'eau entre cette entrée d'eau de mer 101 et la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18 traversant la cloison séparant ce compartiment réacteur et le compartiment de réception des moyens de production d'énergie électrique et des moyens formant vanne de noyage de cette chambre sèche 19, désignés par la référence générale 102.

On notera également que des moyens de déviation du jet d'eau en sortie de ces moyens de noyage, désignés par la référence générale 103 sur la figure 3, sont par exemple placés en regard de ces moyens de noyage de la chambre sèche du compartiment réacteur, pour dévier le jet par exemple vers le fonds de cette chambre sèche et éviter toute détérioration supplémentaire des éléments contenus dans cette chambre.

Des moyens formant évent 104 sont également prévus dans la partie supérieure de la chambre sèche 19 du compartiment réacteur 18, entre celle-ci et le compartiment 21 de réception des moyens de production d'énergie électrique, l'entrée de ces moyens formant évent 104 étant associée à des moyens désignés par la référence générale 105, de filtrage par exemple de particules telles que des particules radioactives.

On conçoit alors que l'ensemble de ces dispositions permet d'améliorer la sûreté et la sécurité de fonctionnement de ce type de structures.

En particulier l'immersion de ce module et sa proximité avec l'environnement marin permettent de tirer profit du fait que cet environnement peut constituer une source froide quasi-inépuisable et disponible en permanence et pouvant être utilisée pour résoudre par circulation naturelle ou différence de pression, un certain nombre de problèmes liés à un accident quelconque.

En outre le fait d'être immergé en profondeur rend ce module insensible aux phénomènes de surface tels que par exemple des tsunamis ou ouragans. Il le protège aussi des actes de malveillance.