L'invention concerne un dispositif de refroidissement de secours d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré.

Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type intégré comportent une cuve principale conte­nant du métal liquide, tel que du sodium, constituant le fluide de refroidissement du réacteur nucléaire dans lequel est plongé le coeur du réacteur constitué par des assemblages combustibles. La cuve principale du réacteur est partagée intérieurement en deux zones, par une structure complexe constituant la cuve interne du réacteur. Cette structure complexe est équivalente à une paroi dont une partie appelée redan, s'étend radialement par rapport à la cuve principale.

Les deux zones délimitées par la cuve inter­ne sont disposées, pour l'une, essentiellement à la partie supérieure de la cuve, et pour l'autre, à la partie inférieure. La zone supérieure, appelée collec­teur chaud, communique avec la sortie du coeur et re­çoit le métal liquide chaud ayant traversé les assem­blages combustibles du coeur. La zone inférieure, appelée collecteur froid, reçoit le sodium refroidi dans les échangeurs intermédiaires plongés dans la cuve principale du réacteur. Ce métal liquide refroidi est ensuite renvoyé, à partir du collecteur froid, à la partie inférieure des assemblages du coeur.

Lorsqu'un réacteur nucléaire a fonctionné pendant un certain temps, il continue à dégager une puissance résiduelle non négligeable, lorsqu'il est mis à l'arrêt, c'est-à-dire lorsqu'on introduit les barres de commande du réacteur, à l'intérieur du coeur, dans leur position d'insertion maximale. Il est donc nécessaire d'évacuer la puissance résiduelle du réacteur pour ne pas endommager les composants et structures internes, par une élévation de température excessive.

Cette possibilité d'évacuer la puissance résiduelle du réacteur doit être maintenue, même si le réacteur a subi des avaries importantes et si les cir­cuits principaux d'évacuation de puissance qui sont mis en oeuvre pendant la marche normale du réacteur sont hors d'état de fonctionner.

On fait donc appel à des circuits de secours qui ne sont utilisés que lorsque le réacteur est à l'arrêt et lorsque les circuits principaux sont hors d'état de fonctionner.

Dans le cas des réacteurs nucléaires à neu­trons rapides refroidis par du sodium liquide et de type intégré, on utilise des échangeurs de chaleur de secours plongés dans la cuve du réacteur, à l'inté­rieur du collecteur chaud. Ces échangeurs de chaleur de secours dans lesquels circule le sodium liquide de refroidissement du réacteur, sont associés à des échangeurs de chaleur du type sodium-air, disposés à l'extérieur de la cuve du réacteur et assurant le re­froidissement de sodium liquide secondaire qui s'est échauffé, par mise en contact thermique avec le sodium primaire de refroidissement du réacteur traversant l'échangeur plongé dans la cuve. Ces échangeurs de secours, associés à des échangeurs sodium-air, cons­tituent des circuits totalement indépendants des circuits principaux.

Les échangeurs de secours, qui plongent di­rectement dans le collecteur chaud de la cuve, compor­tent des ouvertures d'entrée du sodium à refroidir à leur partie supérieure et des ouvertures de sortie de sodium refroidi, dans leur partie inférieure. Le so­dium refroidi est donc réintroduit dans le collecteur chaud et doit emprunter un parcours compliqué pour passer dans le collecteur froid et, de là, revenir à la partie inférieure ou pied des assemblages combusti­bles. Ce parcours complexe comporte les passages de pompes et les corps des échangeurs intermédiaires des circuits principaux d'évacuation de puissance. Il en résulte des pertes de charges assez importantes, une efficacité moindre du dispositif de refroidissement de secours du réacteur et des dissymétries de température importantes dans le collecteur chaud entraînant des contraintes thermiques supplémentaires sur le redan.

Le but de l'invention est donc de proposer un dispositif de refroidissement de secours d'un réac­teur nucléaire à neutrons rapides de type intégré ayant une cuve principale contenant du métal liquide dans lequel est plongé le coeur du réacteur et compor­tant une paroi séparant le volume interne de la cuve en une zone supérieure recevant le métal liquide chaud ayant traversé le coeur du réacteur, appelée collec­teur chaud, et une zone inférieure recevant du métal liquide refroidi appelée collecteur froid, cette paroi comportant une partie s'étendant dans la direction radiale de la cuve appelée redan, et le dispositif de refroidissement de secours comportant au moins un échangeur de chaleur plongé dans le collecteur chaud et présentant des ouvertures de sortie de métal liqui­de refroidi à sa partie inférieure, dispositif qui soit d'une grande efficacité et d'une grande simplici­té de mise en oeuvre.

Dans ce but, le dispositif de refroidisse­ment suivant l'invention comporte en outre :

    - un conduit tubulaire sensiblement vertical traversant le redan à la verticale de l'échangeur, dont l'extrémité inférieure débouche dans le collec­teur froid et dont l'extrémité supérieure débouche dans le collecteur chaud, en-dessous de la partie in­férieure de l'échangeur;

    - une cloche fixée sur l'échangeur de cha­leur, dans le prolongement de sa partie inférieure, ouverte vers le bas et disposée de façon à coiffer la partie supérieure du conduit tout en ménageant un espace libre autour de cette partie supérieure; et

    - un moyen de mise en pression de gaz neutre et de dépressurisation du volume intérieur de la clo­che permettant de séparer complètement le métal li­quide du collecteur chaud, du métal liquide du col­lecteur froid, par du gaz neutre sous pression, ou de mettre en communication la sortie du métal liquide refroidi de l'échangeur de chaleur, avec le collecteur froid, par l'intermédiaire de la cloche et du conduit.

Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limi­tatif, en se référant aux Figures jointes en annexe, un mode de réalisation d'un dispositif de refroidisse­ment selon l'invention, utilisé dans un réacteur nu­cléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide.

• - La Fig. 1 est une vue en élévation avec coupe partielle du dispositif de refroidissement en position dans la cuve du réacteur nucléaire, pendant le fonctionnement normal du réacteur.
• - La Fig. 2 est une vue en élévation avec coupe partielle du dispositif de refroidissement en position dans la cuve du réacteur nucléaire, pendant une phase d'arrêt du réacteur, avec mise en fonction­nement du refroidissement de secours.

Sur les Fig. 1 et 2, on voit la cuve interne 1 d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides consti­tuée par des viroles cylindriques à axe vertical tel­ les que 1a et par un redan tronconique 2, délimitant à l'intérieur de la cuve du réacteur, un collecteur chaud 4 et un collecteur froid 5.

Les viroles cylindriques de la cuve interne 1 sont soit des viroles ayant pour axe l'axe Z-Zʹ de la cuve (Fig. 1), soit des viroles de passage des échangeurs intermédiaires et des pompes à travers le redan 2.

La cuve interne est représentée sur les Fig. 1 et 2 sous la forme d'une simple paroi, pour éviter de compliquer la description, mais cette cuve est gé­néralement d'une structure plus complexe; cette struc­ture est toutefois équivalente dans sa fonction de sé­paration du collecteur chaud et du collecteur froid, à une simple paroi telle que représentée.

La partie du redan 2 représentée sur les Fig. 1 et 2 est de forme tronconique et s'étend dans la direction radiale de la cuve principale du réacteur dont on a représenté l'axe de symétrie de révolution Z-Zʹ sur la Fig. 1.

On voit que le collecteur chaud 4, situé au-­dessus du redan 2 est à un niveau généralement supé­rieur au niveau du collecteur froid 5 situé au-dessous du redan 2. La forme et la structure du redan assurent une mise en communication du collecteur chaud 4 avec la sortie du coeur, c'est-à-dire avec sa partie supé­rieure dans laquelle se trouvent les têtes d'assembla­ge. Le collecteur chaud 4 recueille ainsi le sodium qui s'est échauffé dans le coeur, en circulant de bas en haut au contact des assemblages combustibles. On a représenté le niveau supérieur 4a du sodium chaud dans le collecteur 4, ce niveau étant sensiblement constant lorsque les paramètres de fonctionnement du réacteur restent eux-mêmes constants. Ce niveau est cependant un niveau dynamique qui s'établit lors de la circula­tion du sodium qui sera décrite ci-dessous.

Le collecteur froid 5 est en communication avec la partie inférieure du coeur correspondant aux pieds des assemblages dans lesquels est injecté le sodium refroidi dont le niveau s'établit en 5a pendant le fonctionnement du réacteur.

Les échangeurs intermédiaires et les pompes du réacteur constituant les éléments du circuit de re­froidissement normal du réacteur traversent le redan 2, par l'intermédiaire de dispositifs de traversée permettant de séparer le sodium chaud du collecteur 4, du sodium refroidi du collecteur 5. Les échangeurs de chaleur intermédiaires comportent des ouïes d'entrée à leur partie supérieure dans le collecteur chaud, et des ouïes de sortie, à leur partie inférieure, dans le collecteur froid. Le sodium chaud du collecteur 4 pé­nètre dans les échangeurs intermédiaires dans lesquels il est refroidi par du sodium secondaire, la chaleur prélevée par ce sodium secondaire étant utilisée pour vaporiser de l'eau dans les générateurs de vapeur si­tués à l'extérieur de la cuve du réacteur. Le sodium refroidi à la sortie des échangeurs intermédiaires est recueilli dans le collecteur froid 5 et injecté, grâce aux pompes, à la partie inférieure du coeur. Ce sodium refroidi traverse le coeur de bas en haut en s'échauf­fant, avant de revenir dans le collecteur chaud 4.

Sur les Fig. 1 et 2, on voit un échangeur de secours 7 plongé dans le sodium du collecteur chaud 4 comportant des ouvertures d'entrée de sodium 9 dans sa partie supérieure et des ouvertures de sortie de sodium 10 dans sa partie inférieure. Un échangeur de secours tel que l'échangeur 7 est bien connu de la technique antérieure et comporte, à l'intérieur de son enveloppe externe plongeant dans le sodium liquide de la cuve, un faisceau de tubes parcourus intérieurement par du sodium liquide, permettant de prélever la cha­leur du sodium liquide primaire pénétrant dans l'enve­loppe de l'échangeur 7 par les ouvertures 9. Le sodium primaire ressortant par les ouvertures 10, lorsque l'échangeur de chaleur 7 est en fonctionnement, a donc subi un refroidissement.

Le sodium liquide parcourant les tubes du faisceau de l'échangeur 7 est à son tour refroidi, à l'extérieur de la cuve, dans un échangeur sodium-air, l'ensemble de l'échangeur de chaleur 7, de l'échangeur sodium-air et de leur tuyauterie de raccordement cons­tituant un dispositif de refroidissement suivant l'art antérieur. Ce dispositif de refroidissement est mis en oeuvre lorsque le réacteur nucléaire est à l'arrêt, pour prélever la chaleur résiduelle de ce réacteur. Ainsi qu'il est visible sur les Fig.1 et 2, pour la mise en oeuvre de l'invention, le redan 2 est percé d'une ouverture 11 centrée sur l'axe 8 de l'échangeur 7. Une virole cylindrique 12 dont le diamètre est supérieur au diamètre de l'échangeur 7 est fixée au redan 2, par soudure, le long du contour de l'ou­verture 11. Cette virole pénètre sur une certaine hauteur à l'intérieur du collecteur froid 5, un fond annulaire 13 étant fixé par soudage à son extrémité inférieure. Un conduit tubulaire vertical 14 est fixé le long de l'ouverture centrale du fond 13 centrée sur l'axe 8 de l'échangeur 7. Le conduit tubulaire 14 est coaxial à l'enveloppe de l'échangeur 7. L'extrémité inférieure du conduit vertical 14 se trouve dans le collecteur froid 5 et l'extrémité supérieure de ce conduit, dans le collecteur chaud 4, un peu en-dessous de l'extrémité inférieure de l'enveloppe de l'échan­ geur 7. Une cloche 16 ouverte vers le bas est fixée à l'extrémité inférieure de l'enveloppe de l'échangeur 7, dans le prolongement vertical de cette enveloppe. Lorsque l'échangeur 7 est en place dans la cuve du réacteur, la cloche 16 vient coiffer l'extrémité supé­rieure du tube 14 ; cette cloche 16 ayant une section transversale de dimension supérieure à celle du conduit 14 ménage un espace libre tout autour de l'ex­trémité supérieure du conduit 14. L'extrémité supé­rieure du conduit 14 débouche donc, à l'intérieur du collecteur chaud 4, sous la cloche 16, à une certaine distance axiale en dessous de sa surface interne supé­rieure. La cloche 16 est reliée par un tube 17 fixé le long de l'enveloppe de l'échangeur 7, à un réservoir d'argon sous pression 18 disposé à l'extérieur de la cuve du réacteur nucléaire. Le réservoir 18 est équipé d'une vanne d'arrêt ou robinet 20 permettant d'envoyer de l'argon dans la canalisation 17 et dans la cloche 16 ou d'isoler la canalisation et la cloche par rap­port au réservoir 18. Un tube d'échappement 21 relié au circuit d'effluent basse pression est également disposé en dérivation sur le tube 17, en amont du ré­servoir 18, ce tube d'échappement 21 étant équipé d'une vanne 22.

Sur l'enveloppe de l'échangeur 7, est fixé, à un niveau supérieur au niveau des ouvertures 10 de sortie de sodium refroidi, une virole 25 dont l'ex­trémité supérieure entoure la partie inférieure de l'enveloppe de l'échangeur 7 et dont l'extrémité in­férieure de plus faible diamètre que la partie supé­rieure pénètre dans l'espace ménagé par la virole 12. La virole 25 a, dans sa partie inférieure, un diamètre qui n'est que légèrement inférieur au diamètre de la virole 12 ménageant un jeu faible entre les viroles 12 et 25.

Sur la Fig.1, le dispositif de refroidisse­ment a été représenté dans une phase de fonctionnement normale du réacteur, l'échangeur de secours 7 étant àl'arrêt. Dans cette phase de fonctionnement normale du réacteur, la cloche 16 et le conduit tubulaire ver­tical 14 renferment de l'argon sous pression provenant du réservoir 18. Cet argon est à une pression suffi­sante pour maintenir un niveau de sodium liquide chaud 4ʹa dans la cloche 16 et un niveau de sodium liquide refroidi 5ʹa dans le tube 14. L'argon constitue ainsi, dans la partie supérieure du conduit 14 et dans la cloche 16, un bouchon gazeux isolant totalement le so­dium chaud contenu dans le collecteur 4 du sodium re­froidi contenu dans le collecteur 5. La circulation du sodium liquide dans la cuve du réacteur nucléaire est alors identique à la circulation du sodium dans une cuve dont le redan n'est pas traversé par un conduit tel que le conduit 14.

Comme il est visible sur la Fig.2, lorsque le réacteur nucléaire est à l'arrêt et que le dispo­sitif de refroidissement est mis en fonctionnement, l'argon précédemment contenu dans le conduit 14 et la cloche 16 est évacué, le conduit et la cloche étant alors remplis de métal liquide. Pour réaliser cette évacuation du conduit et de la cloche, on relie le tube d'échappement 21 avec le circuit d'effluents bas­se pression, la vanne 20 étant fermée. On assure ainsi la mise en communication du collecteur chaud 4 avec le collecteur froid 5, par l'intermédiaire de la cloche 16 et du conduit 14. Le sodium refroidi sortant de l'échangeur 7 par les ouvertures 10 est alors envoyé directement dans le collecteur froid, par l'intermé­diaire de la cloche 16 et du conduit 14 (flèches 27). Le sodium refroidi est canalisé par la virole 25 qui permet d'éviter une mise en contact du sodium refroidi dans l'échangeur 7 avec le redan 2, mise en contact qui provoquerait des chocs thermiques brutaux.

Seul le sodium chaud (flèches 28) vient en contact avec le redan.

Pour passer du mode de fonctionnement re­présenté sur la Fig.2 au mode de fonctionnement repré­senté sur la Fig.1, il suffit d'envoyer de l'argon dans la canalisation 17 et la cloche 16 en ouvrant la vanne 20.

Pour passer d'un mode de fonctionnement à l'autre, les manoeuvres sont donc très simples et très rapides.

Dans le cas où le dispositif de refroidisse­ment de secours est en fonctionnement (Fig.2), le so­dium refroidi est envoyé directement dans le collec­teur froid, sans avoir à traverser les échangeurs in­termédiaires. Ce sodium refroidi recueilli dans le collecteur froid est envoyé dans la partie inférieure du coeur, traverse le coeur de bas en haut en s'é­chauffant et revient dans le collecteur chaud. Le mé­tal liquide du collecteur 4 pénètre dans l'échangeur 7 par les ouvertures 9 (flèches 29). Le circuit du so­dium primaire pendant le refroidissement de secours est donc très simple en constituant une boucle unique avec une partie chaude comportant le coeur et le col­lecteur chaud et une partie froide comportant le col­lecteur froid. Il peut donc fonctionner en convection naturelle. Il en résulte une très bonne efficacité et un très bon rendement du dispositif de refroidisse­ment. En outre, les températures dans les collecteurs sont plus uniformes ce qui réduit les contraintes thermiques thermiques locales.

De plus, il est possible de prévoir une vi­role 12 de grande longueur de sorte que cette virole 12 pénètre profondément à l'intérieur du collecteur froid. Ceci permet d'utiliser un échangeur de secours 7 de longueur accrue et donc de plus faible diamètre. Un tel échangeur est alors d'un coût plus faible, à performances égales.

Par ailleurs, en cas de percement de la cuve principale, le retour du collecteur chaud vers le collecteur froid est assuré naturellement, sans qu'il soit nécessaire d'imposer des contraintes sur le ni­veau de la fenêtre d'entrée de l'échangeur intermé­diaire. Il faut noter enfin que, s'il se produisait un incident au niveau de l'ouverture de la vanne 22, le système n'assurerait plus l'étanchéité entre les deux collecteurs mais fonctionnerait en dispositif de re­froidissement, ce qui va dans le sens de la sécurité.

L'invention ne se limite pas au mode de réa­lisation qui a été décrit.

C'est ainsi qu'on a décrit un seul échangeur associé à un conduit tubulaire traversant le redan et à une cloche solidaire de l'échangeur mais qu'un dis­positif de refroidissement suivant l'invention pourra comporter plusieurs échangeurs de secours associés chacun à un conduit traversant le redan et à une cloche venant coiffer le conduit.

L'invention s'applique à tout réacteur nu­cléaire à neutrons rapides de type intégré, quelle que soit la forme du redan de sa cuve interne.