FR3113333A1 - Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves - Google Patents

Abstract

L'objet principal de l'invention est un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides, comportant : une cuve comportant le cœur et un circuit primaire intégré, comportant une pompe primaire, un échangeur de chaleur intermédiaire et un échangeur de chaleur d’évacuation de puissance résiduelle, un redan, séparant le volume de fluide caloporteur entre le collecteur chaud (12) et le collecteur froid, caractérisé en ce que le cœur comporte un dispositif de sûreté composé d’au moins un dispositif élémentaire de sûreté (45) dédié à la mitigation des accidents graves, comprenant un tube de transfert (40) et un tube traversant (42) situé au travers du sommier (30) et du platelage (31) pour déboucher au fond de la cuve, le tube de transfert (40) comprenant une ou plusieurs buses d’injection et une zone d’épaisseur réduite pour augmenter la vitesse de percement en cas d’accident grave, un dispositif de récupération (41) de combustible fondu étant situé au fond de la cuve. Figure pour l’abrégé : Figure 4

Description

Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves

La présente invention se rapporte au domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides (RNR), et notamment à ceux du type intégré. De tels réacteurs peuvent être refroidis par un fluide caloporteur, typiquement sous la forme d’un métal liquide, et tout particulièrement par du sodium. On parle ainsi de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na), ou encore de réacteur de type SFR pour « Sodium Fast Reactor » en anglais. Ce type de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium fait partie de la famille des réacteurs nucléaires dits de quatrième génération.

L’invention propose ainsi un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves.

ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE

Le principe de fonctionnement des réacteurs nucléaires à neutrons rapides est connu depuis maintenant plusieurs années. Ainsi, un réacteur nucléaire à neutrons rapides est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides (dont l'énergie cinétique est supérieure à 0,907 MeV), par opposition aux neutrons thermiques (dont l’énergie cinétique est inférieure à 0,025 eV). Aussi, contrairement aux réacteurs nucléaires classiques, le cœur d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides n'est pas modéré (pas de ralentissement ou thermalisation des neutrons).

Par ailleurs, bien que d’autres technologies aient été étudiées, la grande majorité des réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilise du sodium liquide comme fluide de refroidissement, celui-ci présentant notamment une température d’ébullition élevée.

Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur, avec au-dessus du cœur un bouchon de contrôle du cœur. Le cœur est constitué d’un nombre important d’assemblages combustibles généralement entourés d’assemblages fertiles, d’une zone de stockage interne comprenant des assemblages combustibles usés, et d’assemblages réflecteurs et absorbants jouant le rôle de protection neutronique. L’extraction de la chaleur s’effectue en faisant circuler le sodium dans le cœur au moyen de systèmes de pompage. Cette chaleur est transférée à un circuit intermédiaire, via un ou plusieurs échangeurs intermédiaires (EI), avant d’être utilisée pour produire de la vapeur d’eau dans un générateur de vapeur (GV). Cette vapeur est ensuite turbinée pour la transformer en énergie mécanique, qui sera à son tour transformée en énergie électrique.

Le circuit intermédiaire comporte du sodium. En raison des réactions violentes entre le sodium et l’eau-vapeur pouvant se produire en cas d’une éventuelle rupture d’un tube du générateur de vapeur, ce circuit a pour but d’isoler le sodium primaire (dans la cuve) de l’eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur. Cette architecture met en évidence deux circuits en sodium : l’un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le cœur et un échangeur de chaleur intermédiaire, l’autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de l’échangeur intermédiaire vers le générateur de vapeur.

Tous les réacteurs à sodium présentent des caractéristiques techniques communes. La cuve est fermée par une dalle de fermeture afin que le sodium primaire ne soit pas en contact avec l’air extérieur. Tous les composants (échangeurs, pompes, tuyaux, etc.) traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés en les soulevant verticalement par un dispositif de levage. Les dimensions des trous de passage dans cette dalle sont fonction de la taille et du nombre de composants. Plus les trous sont importants (en dimension et en nombre), plus le diamètre de la cuve sera important.

Le circuit primaire peut être disposé suivant deux grandes familles. Ainsi, parmi les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, on distingue les réacteurs dits « intégrés » et les réacteurs dits « à boucles ». Il est à noter que la présente invention est préférentiellement concernée par les réacteurs nucléaires à neutrons rapides du type intégré.

Les réacteurs à boucles sont caractérisés par le fait que l’échangeur intermédiaire et les dispositifs de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. La illustre, en coupe axiale, le principe de conception d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles ».

Dans le réacteur à boucles R de la , le sodium traverse le cœur 1 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 1, il débouche dans la zone 2 de la cuve 3 du réacteur R. Cette zone 2 est couramment appelée « collecteur chaud ». Par boucle, un tuyau 4 plonge dans le collecteur chaud 2 pour aspirer le sodium primaire et conduire ce sodium vers l’échangeur intermédiaire, non représenté sur la figure, où il cédera la chaleur au sodium secondaire. A la sortie de l’échangeur intermédiaire, le sodium primaire est repris par une pompe et est renvoyé directement en entrée du cœur à l’aide du tuyau 5.

Le principal avantage de la conception à boucles est, pour une puissance donnée, d’obtenir une cuve de plus petit diamètre que celle d’un réacteur intégré, car elle contient moins de composants. La cuve est donc plus facilement fabricable et donc moins chère. Par contre, un concept à boucles présente l’inconvénient de faire sortir du sodium primaire de la cuve, ce qui d’un point de vue architecture du circuit primaire est plus compliqué et pose des problèmes de sûreté importants. Ainsi, les gains liés à la taille réduite et à la fabricabilité plus aisée de la cuve sont annulés par les surcoûts induits par l’ajout de dispositifs liés à la conception des boucles et de moyens spéciaux pour gérer les éventuelles fuites de sodium primaire.

Les réacteurs à concept intégré sont quant à eux caractérisés par le fait que les échangeurs intermédiaires et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés dans la cuve, ce qui permet d’éviter de faire sortir le circuit primaire hors de la cuve et constitue donc un avantage important de cette famille de solution par rapport à la famille de solutions à boucles en terme de sûreté. La illustre, en coupe axiale, le principe de conception d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré ».

Dans le réacteur intégré de la , le sodium traverse le cœur 11 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 11, il débouche dans la zone 12 de la cuve 13 du réacteur fermée par la dalle de fermeture 24. Cette zone 12 est couramment appelée « collecteur chaud ». Ce collecteur chaud 12 est séparé d’une autre zone 14 appelée « collecteur froid » par une paroi 15 de forme générale cylindriquo-conique appelée « redan ». L’échangeur intermédiaire 16 composé d’un faisceau de tubes, non représenté sur la figure, traverse le redan 15. Le sodium primaire entre dans l’échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres 17 d’entrée situées dans le collecteur chaud 12. En longeant les tubes, il cède sa chaleur au sodium secondaire et ressort de l’échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres 18 en partie basse de l’échangeur intermédiaire 16 situées dans le collecteur froid 14. Le sodium secondaire entre dans l’échangeur intermédiaire 16 par le tuyau 28 et en sort par le tuyau 29. Dans le collecteur froid 14, le sodium est repris par un dispositif de pompage 19 et est renvoyé directement à l’entrée du cœur 11 via le sommier 30 qui sert à alimenter les assemblages. Le sommier 30 est une boîte sous pression dans laquelle s’emboîtent les assemblages combustibles, fertiles, de stockage interne ou jouant le rôle de protection neutronique. Le sommier 30 est supporté par la structure mécanique de support appelée platelage 31.

La circulation du sodium dans l’échangeur intermédiaire 16 s’effectue par gravité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14. Pour des raisons de dimensionnement de l’échangeur intermédiaire 16 et d’encombrement géométrique, cette charge motrice de sodium entre les deux collecteurs est fixée à environ 2 m correspondant à la différence de niveau 20 du collecteur chaud 12 et du niveau 21 du collecteur froid 14. Pour des raisons d’efficacité maximale, il faut que les composants qui traversent le redan 15, l’échangeur intermédiaire 16 et les moyens de pompage, présentent le maximum d’étanchéité au niveau de ces traversées 22 et 23 pour éviter un by-pass de l’échangeur intermédiaire 16 par le sodium primaire.

Le redan 15 est un composant essentiel de ce type de réacteurs. La partie conique située dans la partie inférieure du redan 15 est traversée par les gros composants (les échangeurs intermédiaires et les pompes). La partie cylindrique est une virole verticale située dans la partie haute du redan 15. Le redan 15 est une pièce en acier généralement réalisée en mécanosoudure, qui est difficile à concevoir pour les raisons suivantes : sa forme et sa taille, de l’ordre d’une quinzaine de mètres ; l’écart de pression (de l’ordre de deux mètres de colonne de sodium) qu’il subit entre les deux collecteurs ; des contraintes thermomécaniques dues aux différences de température entre les collecteurs chaud et froid (de l’ordre de 150 °C pour les réacteurs actuels) ; des contraintes d’étanchéité au niveau des traversées du redan 15 dans sa partie conique par les échangeurs intermédiaires et les systèmes de pompage. Le redan 15 doit être étanche, car il faut éviter un by-pass de l’échangeur intermédiaire 16, le système d’étanchéité devant permettre le démontage des composants en vue de leur maintenance. Toutefois, un faible by-pass au niveau des assemblages, conjugué aux fuites thermiques à travers le redan 15, conduit à la présence de fluide plus froid dans le fond du collecteur chaud 12, pouvant être entraîné le long des structures et induisant des contraintes thermomécaniques sur celles-ci par déstabilisation des filets fluides.

De fait, une fois la conception d’un redan choisie, elle ne peut être modifiée aisément a posteriori. En outre, en dehors du fonctionnement normal, les concepteurs de réacteurs nucléaires de puissance doivent prendre en compte la situation d’arrêt du réacteur : tous les réacteurs doivent ainsi disposer de systèmes chargés d’évacuer la puissance résiduelle du cœur (EPuR). Cette puissance résiduelle provient de la décroissance radioactive des produits de fission qui ont été créés lors des réactions nucléaires lorsque le réacteur était en puissance. Pour des raisons de sûreté et afin d’assurer une redondance la plus importante possible, ces circuits doivent être différents autant que possible du circuit normal d’évacuation de la puissance thermique lorsque le réacteur est en puissance, c’est-à-dire qu’ils ne doivent pas utiliser le générateur de vapeur. L’architecture générale des systèmes d’évacuation de puissance résiduelle doit en outre être compatible avec le fonctionnement normal du réacteur. Généralement, ces moyens d’évacuation de puissance résiduelle ne sont mis en action que lorsque le réacteur est à l’arrêt.

Les moyens pour évacuer la puissance résiduelle, communs à la plupart des réalisations ou des projets, consistent en plusieurs échangeurs spécifiques dédiés à la fonction d’évacuation de la puissance résiduelle. Ces échangeurs 25 (voir sur la ) sont verticaux et traversent la dalle de fermeture 24. De par leur mission, ces échangeurs 25 ont une taille plus petite que les échangeurs intermédiaires 16. Pour être efficace, notamment en cas de défaillance des moyens de pompage 19, le sodium primaire doit pouvoir circuler par convection naturelle entre le cœur 11 et les échangeurs 25 d’évacuation de la puissance résiduelle.

D’une façon générale, la fiabilité et l’efficacité d’une convection naturelle passe par la définition d’un chemin hydraulique le plus simple possible qui peut être obtenu en respectant les recommandations suivantes : la source chaude (ici le cœur du réacteur nucléaire) doit être située en partie basse ; la source froide (ici l’échangeur dédié à l’évacuation de la puissance résiduelle) doit être située en partie haute ; le chemin hydraulique constituant la colonne chaude, située entre la sortie de la source chaude et l’entrée de la source froide, doit être le plus monotone possible (pas de variation altimétrique non monotone : le sodium chaud doit toujours être ascendant) ; le chemin hydraulique constituant la colonne froide, située entre la sortie de la source froide et l’entrée de la source chaude, doit être le plus monotone possible (pas de variation altimétrique non monotone : le sodium froid doit toujours être descendant) ; la colonne chaude et la colonne froide doivent être séparées pour éviter un mélange du caloporteur entre les deux colonnes.

Dans un réacteur refroidi au sodium à conception intégrée, l’échangeur dédié à l’évacuation de puissance résiduelle est situé soit dans le collecteur chaud, soit dans le collecteur froid. Quel que soit son emplacement, le chemin hydraulique du sodium primaire passe par l’échangeur intermédiaire avec des variations altimétriques sur les colonnes chaude et/ou froide dégradant ainsi les performances hydrauliques de la convection naturelle. Ainsi, sur la , l’échangeur 25 d’évacuation de la puissance résiduelle est situé dans le collecteur chaud 12. Le chemin hydraulique est constitué de la colonne chaude 26 et de la colonne froide 27. La colonne chaude 26 est régulièrement montante, la variation altimétrique est monotone. Par contre, la colonne froide 27 comporte une variation altimétrique non monotone. En effet, le sodium à la sortie de l’échangeur 25 doit remonter vers les fenêtres d’entrée 17 situées en partie supérieure du collecteur chaud avant d’entrer dans l’échangeur intermédiaire 16 pour rejoindre le cœur 11 après avoir traversé le système de pompage 19. Dans le collecteur chaud 12, la colonne chaude et la colonne froide ne sont pas physiquement séparées, ce qui ne correspond pas à un concept optimum vis-à-vis de la convection naturelle, puisque le sodium froid sortant de l’échangeur 25 peut se mélanger dans le collecteur chaud avec le sodium chaud entrant dans ce même échangeur.

Pour l’Homme de l’art, une amélioration possible serait de mettre les échangeurs dédiés à l’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) entre le collecteur chaud et le collecteur froid en traversant le redan, comme c’est le cas pour les échangeurs intermédiaires. Ceci n’est pas réalisé car en fonctionnement normal, cela revient à constituer un by-pass des échangeurs intermédiaires par les échangeurs EPuR et à dégrader les performances du fonctionnement normal du réacteur. Il existe ainsi une contradiction technique intrinsèque au circuit d’évacuation de la chaleur, les solutions techniques optimisant le fonctionnement en situation normale dégradant le fonctionnement en situation d’évacuation de la puissance résiduelle, et inversement.

Un dernier inconvénient des réacteurs à concept intégré est lié à la contrainte de placer à l’intérieur de celui-ci tous les composants nécessaires à son fonctionnement correct : ainsi, la cuve est de taille supérieure par rapport aux réacteurs à boucles et le redan est fortement encombré par la traversée des pompes et des échangeurs. Cela a pour conséquence de limiter les dimensions des dispositifs passifs qui pourraient être envisagés de rajouter au niveau du redan afin de favoriser le fonctionnement en convection naturelle lors d’une situation d’évacuation de la puissance résiduelle par les échangeurs.

Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, tels que décrits précédemment, peuvent subir des accidents graves de fusion généralisée du cœur. Aussi, pour amoindrir les effets de tels accidents graves, une démarche de sûreté de mitigation existe pour ces réacteurs.

Ainsi, la prise en compte des situations d’accidents graves est intégrée dès la conception du réacteur par la présence de dispositifs de mitigation pour limiter les conséquences de tels accidents. La mitigation des transitoires en réactivité dans une situation de dégradation physique du cœur est réalisée par le biais de l’ajout de dispositifs d’extraction, en particulier des tubes de transfert, du combustible dégradé associés à un récupérateur de corium.

Les objectifs de ces deux dispositifs sont multiples. Au début de l’accident, il s’agit de la relocalisation à court terme (de l’ordre de quelques secondes) du combustible et des matériaux de structure fondus, à savoir le corium, en dehors de la région du cœur fissile à l’aide des tubes de transfert. Cette relocalisation du corium est ainsi guidée vers le bas hors de la zone de flux neutronique. La cinétique d’évacuation du corium est un élément important puisqu’il s’agit de l’extraire avant la formation d’un bain fondu de grande taille, lequel aurait un potentiel de recriticité important à cause d’une compaction du cœur à grande échelle.

Le deuxième objectif consiste en la limitation radiale de la zone dégradée du cœur afin de ne pas induire une propagation de la fusion aux autres assemblages, ni au stockage interne, qui est une zone en périphérie du cœur comprenant des assemblages combustibles usés.

En outre, un troisième objectif consiste en la relocalisation à long terme, soit un ordre de temps supérieur à quelques minutes, du corium, sur un plateau récupérateur localisé au fond de la cuve primaire, sous le cœur. Le récupérateur permet de réduire les risques de criticité par étalement du corium et permet aussi le refroidissement et le confinement du corium.

En pratique, la disposition constructive usuellement choisie pour atteindre les objectifs précités est l’implémentation dans le cœur de dispositifs spécifiques d’extraction puis de récupération du corium. Ces dispositifs sont des tubes de transfert 40 du corium C, issu de la zone fissile ZF, du cœur 11, associés à un récupérateur de corium 41, comme le montre la illustrative d’un principe d’évacuation du corium par le biais de tubes de transfert. Le cœur 11 comporte plusieurs tubes de transfert 40 dont l’implantation est optimisée pour l’évacuation du corium.

En cas d’accident de fusion généralisée du cœur 11, ces tubes 40 doivent rapidement permettre le déchargement du cœur fondu vers le récupérateur de corium 41 localisé au fond de la cuve 13. Ces dispositifs de sûreté n’ont une fonction que dans la mitigation de l’accident grave et doivent être aussi transparents que possible dans les autres situations de fonctionnement du réacteur.

D’un point de vue architectural, les tubes de transferts 40 sont des structures creuses offrant des canaux d’écoulement du corium au travers du sommier 30 et du platelage 31.

Plusieurs problématiques apparaissent associées au fonctionnement pendant un accident grave. En effet, quel que soit l’initiateur pour entrer en situation d’accident grave, l’assemblage combustible subit une dégradation d’au moins une aiguille consécutive à la fusion du combustible (un assemblage combustible comprenant typiquement un pied pour l’alimentation en sodium, un faisceau d’aiguilles à l’intérieur d’un tube hexagonal (TH), une pièce de fixation des aiguilles, une protection neutronique supérieure (PNS) et une tête pour la manutention). Les structures en acier de l’aiguille (gaine, fils, bouchons) fondent rapidement et on perd alors la première barrière de confinement, à savoir l’étanchéité de la gaine. Rapidement, le défaut se propage à l’ensemble du faisceau d’aiguilles combustibles à l’échelle de l’assemblage. Le corium à environ 2700°C, constitué par le combustible et les matériaux de structure fondus, entre en contact avec les parois internes du tube hexagonal, en acier d’épaisseur de 4 à 5 mm, qui fondent et se percent en quelques secondes. Le bain de corium se propage alors dans le cœur à d’autres assemblages combustibles, conduisant à l’accident de fusion généralisée.

Les tubes de transfert permettent de circonscrire et de limiter la propagation radiale du corium dans le cœur. Chaque tube de transfert est destiné à fondre pour ouvrir le chemin d’évacuation au corium qui s’écoule à l’intérieur par gravité hors de la zone de flux neutronique, ce qui contribue à abaisser la réactivité. Le cheminement du corium se poursuit ainsi au travers du sommier puis du platelage, pour déboucher à l’aplomb du plateau récupérateur de corium localisé au fond de la cuve.

Du point de vue de la séquence accidentelle, il est important que l’évacuation du corium hors de la zone de flux se fasse suffisamment rapidement afin de limiter les conséquences de l’accident. Pour permettre le bon cheminement du corium jusqu’au récupérateur, il est également nécessaire de limiter les obstacles présents à l’intérieur du tube de transfert.

Plusieurs problématiques apparaissent également associées au fonctionnement normal en réacteur. En effet, les tubes de transfert de corium ne devant fonctionner qu’en accident grave, ceux-ci doivent être aussi transparents que possible pendant le fonctionnement normal du réacteur. En particulier, ils ne doivent avoir aucun impact sur le fonctionnement en termes de comportement mécanique, neutronique et thermohydraulique.

Du point de vue mécanique, les tubes de transfert de corium sont des structures du cœur soumises, comme les autres assemblages, aux efforts mécaniques pendant les différentes phases de vie, à savoir fabrication, transports, manutention, irradiation. Par ailleurs, la structure mécanique des tubes de transfert présente un degré d’irradiation et donc d’endommagement aussi élevé que celles des assemblages combustibles (jusqu’à 100 dpa). Les chargements mécaniques prépondérants, auxquels doit résister la structure des tubes de transfert, sont les efforts de contact entre assemblages au sein du cœur. Ceux-ci se traduisent au niveau du tube hexagonal par des forces de compaction, flexion et torsion, rencontrées pendant le fonctionnement normal et pendant un séisme.

Du point de vue neutronique, les tubes de transfert sont des structures creuses positionnées au sein du cœur fissile. L’impact de la présence de ces éléments potentiellement vides sur les performances neutroniques du cœur doit être tolérable. On pense en particulier aux critères de criticité du cœur, du fait de la baisse du volume fissile, et d’aplatissement de la nappe de puissance, du fait de la présence de « trous » au sein du cœur.

Du point de vue thermohydraulique, le concept de tube de transfert tel que présenté ne doit pas conduire à mettre en relation directe le collecteur chaud avec le collecteur froid. La différence de pression de l’ordre de 150 mbar entre ceux-ci générerait alors un débit de sodium chaud issu du collecteur chaud en surpression descendant à l’intérieur des tubes jusque dans le collecteur froid. Or, l’injection de sodium chaud (550°C) au niveau des structures (sommier, platelage, …) situées dans le sodium froid (400°C) n’est pas souhaitable vis-à-vis de leur résistance mécanique et de leur vieillissement (contraintes thermomécaniques dues aux gradients de température). Il faut notamment pouvoir justifier pour celles-ci une durée de vie égale à celle de la centrale. Par ailleurs, il est connu que la surface libre du sodium dans le collecteur chaud est une des sources principales d’engazement du collecteur chaud. Ces bulles se dissolvent dans le sodium du collecteur chaud par l’effet de la haute température, avec un risque de voir ce gaz re-germer (phénomène de nucléation) et reformer des bulles s’il passe dans le collecteur froid. Or, la présence de gaz doit être limitée dans le collecteur froid pour éviter tout risque de passage de gaz dans les assemblages, phénomène pouvant conduire à un défaut de refroidissement des aiguilles combustibles et à un risque d’excursion de puissance. En résumé, le tube de transfert ne doit pas conduire à l’injection de sodium entre les collecteurs, pour limiter l’endommagement mécanique des structures, ni favoriser l’engazement du collecteur froid.

En conséquence, il apparaît les exigences et fonctions contraintes suivantes. Sur la séquence de l’accident grave, l’exigence est de permettre l’évacuation rapide du corium en dehors de la zone de flux neutronique, puis jusqu’au récupérateur de corium. Sur le fonctionnement normal du réacteur, l’exigence est d’assurer une étanchéité entre le collecteur chaud et le collecteur froid. Les deux fonctions contraintes sont de résister aux chargements mécaniques pendant les différentes phases de vie et de ne pas dégrader les performances neutroniques du cœur.

Dans l’état de l’art actuel, on peut mentionner que les premiers RNR-Na en France dénommés Rapsodie et Phénix ne comportaient pas de dispositifs en cœur dédiés à la mitigation des accidents graves. La démonstration de sûreté des réacteurs RNR-Na était étudiée au travers d’outils de simulation qualifiés par des expériences dédiées.

Le RNR-Na SuperPhénix comportait un récupérateur de corium en fond de cuve mais pas de dispositifs de mitigation en cœur.

Suite aux accidents nucléaires de Tchernobyl puis de Fukushima, les objectifs de sûreté se sont durcis pour fonder un ensemble de requis auxquels la nouvelle génération de réacteurs, à savoir la génération 4, doit répondre.

Ces nouveaux objectifs de sûreté ont pu conduire à l’ajout de dispositifs spécifiques dans le cœur dédiés à la mitigation des accidents graves et permettant le cheminement du corium vers un récupérateur. La première idée proposée, à savoir l’ajout de tubes de transfert dans le cœur, n’était pas entièrement satisfaisante car elle créait une problématique thermohydraulique de bypass entre le collecteur chaud et le collecteur froid.

Il en est de même pour les propositions de tubes de transfert complètement ou partiellement fermés car, s’ils répondent bien à l’exigence d’étanchéité entre les collecteurs, ils risquent de favoriser l’engazement du cœur (une fermeture en partie supérieure peut engendrer un risque d’accumulation de gaz à l’intérieur du tube de transfert) ou de bloquer l’écoulement du corium (cas d’une fermeture « fusible » en partie inférieure). Les dispositifs à membranes fusibles présentent en effet un risque sur la fiabilité de la fusion lors d’une séquence d’accident grave, cumulé à des difficultés de simulation et de qualification.

Par ailleurs, la littérature brevet a également proposé des dispositifs de mitigation des accidents graves, en particulier dédiés au cheminement du corium.

A titre d’exemples, la demande de brevet japonais JP H10-227884 A porte sur un concept d’assemblage absorbant (barre de contrôle) jouant un rôle dans la mitigation des accidents graves. Des ouvertures sont prévues sur le tube hexagonal qui débouchent dans l’espace interassemblages délimité par les assemblages combustibles voisins. Le pied d’assemblage débouche également dans cet espace interassemblages et permet donc le refroidissement de la barre absorbante en fonctionnement normal. Le pied est fermé à son extrémité. Lors d’un accident de fusion des aiguilles combustibles, le corium fond le tube hexagonal de l’assemblage combustible et débouche dans l’espace inter-assemblages. Il s’écoule ensuite par gravité jusque dans le pied de l’assemblage absorbant où il est stocké. La demande met en avant la relocalisation du corium en dehors de la zone de flux neutronique et la baisse de la réactivité. Toutefois, au-delà du fait que la progression du corium peut être fortement freinée dans la faible section de l’espace inter-assemblages, ce concept n’est pas un dispositif de cheminement du corium vers un récupérateur situé sous le cœur.

En outre, la demande de brevet américain US 2012/0201342 A1 concerne un concept d’assemblage combustible et de réacteur RNR ayant une fonction d’évacuation et de récupération du corium lors d’un accident grave. Cet assemblage comporte un corps massif dans sa partie inférieure aux aiguilles combustibles, le corps étant percé d’une série de trous permettant d’assurer un refroidissement par l’extérieur du tube hexagonal lors d’une séquence accident grave avec présence de corium à l’intérieur de l’assemblage. Les aiguilles combustibles sont modifiées pour améliorer le comportement lors de l’accident grave. L’extrémité du pied d’assemblage est fermée. Un conteneur étanche, pouvant contenir du matériau absorbant, et localisé sous le sommier à l’aplomb de l’assemblage, fait office de récupérateur de corium. Cette demande vise à la relocalisation puis l’évacuation du corium et sa non-propagation radiale dans le cœur. Toutefois, plusieurs points inconvénients apparaissent : l’extrémité du pied et le haut du conteneur sont des parois fusibles devant s’effacer au contact du corium, et les dispositifs à membranes fusibles présentent une fiabilité jugée non satisfaisante ; intégrer un dispositif d’évacuation de corium au sein d’un assemblage combustible alimenté par un débit de sodium sous pression présente un risque d’entrave au bon écoulement du corium si les pompes primaires ne sont pas arrêtées ; l’épaississement du corps d’assemblage dans sa partie inférieure augmente considérablement la quantité de déchets irradiés et complexifie sa fabrication. Par ailleurs il faudrait vérifier que la série de trous ne perturbe pas la thermohydraulique en fonctionnement.

En outre, il peut être mentionné le principe d’assemblage FAIDUS (pour « Fuel Assembly with Inner Duct Structure » en anglais, soit assemblage de combustible avec structure de conduit intérieur en français) de la Japan Atomic Energy Agency, soit l’agence japonaise de l’énergie atomique en français. Ainsi, pour limiter les conséquences d’une situation d’accident grave avec un scénario CDA (pour « Core Disruptive Accident » en anglais, soit accident perturbateur de base en français), le réacteur JSFR (pour « Japanese Sodium-cooled Fast Reactor » en anglais, soit réacteur rapide japonais refroidi au sodium en français) intègre dans la conception de ses assemblages combustibles un dispositif de mitigation appelé FAIDUS. En raison de ses caractéristiques en réactivité, l’échauffement issu d’un CDA et l’ébullition induite du sodium génèrent un pic de puissance localisé (effet de réactivité positif en cas de vidange du sodium) dans l’assemblage JSFR. Le design FAIDUS embarqué dans les assemblages combustibles du JSFR vise ainsi à extraire rapidement le combustible liquide afin d’éviter une trop grande compaction et des retours en criticité trop importants dans le déroulement des événements CDA. Le FAIDUS n’est pas un concept breveté mais a fait l’objet de plusieurs communications internationales.

Il existe deux variantes d’assemblages FAIDUS. La solution de référence, ayant fait l’objet d’études avancées (calculs et expérimentations), propose un petit canal d’écoulement du corium aménagé dans un angle du tube hexagonal. Le combustible fondu y est déchargé vers le haut de l’assemblage grâce au moteur de la première excursion de puissance précoce initiée dans les assemblages (pression interne). Dans les parties supérieures du cœur JSFR, des plateaux récupérateurs sont présents pour réceptionner la matière fissile éjectée. Dans la seconde variante, le canal d’évacuation du corium est localisé au centre du faisceau d’aiguilles combustibles. Le combustible fondu doit y être évacué par gravité par le bas de l’assemblage. Cette option n’est pas mise en avant en raison d’une part de difficultés de fabrication, et d’autre part car les contraintes techniques pour créer un cheminement du corium dans les structures basses ont été identifiées comme fortes.

Il faut noter que les quantités de combustible éjectées via les FAIDUS ne sont pas suffisantes pour éviter d’autres retours en criticité plus tardifs dans le reste du cœur. Et un second scénario de déchargement du combustible est nécessaire via les structures vides des barres absorbantes de contrôle (CRGT, pour « Control Rod Guiding Tube » en anglais, soit tube de guidage de tige de commande en français) restées en position haute. D’autre part, des interrogations se posent sur le bon franchissement par le combustible fondu du système déprimogène obstruant le passage dans le pied des CRGT. Enfin, même si le concept FAIDUS a l'avantage de faiblement perturber la neutronique du cœur, l'intégration d'un canal d’évacuation de corium au sein d’un assemblage combustible alimenté par un débit de sodium sous pression présente un risque d’entrave au bon écoulement du corium si les pompes primaires ne sont pas arrêtées.

En conclusion, la stratégie d’évacuer le corium par le haut des assemblages combustibles FAIDUS dépend des caractéristiques neutroniques et thermohydrauliques du cœur du JSFR. Cette stratégie n’est pas immédiatement applicable à un autre cœur de RNR-Na.

L’invention a pour but de remédier au moins partiellement aux besoins mentionnés ci-dessus et aux inconvénients relatifs aux réalisations de l’art antérieur.

Plus précisément, l’invention vise à améliorer le comportement d’un cœur de réacteur RNR-Na en cas d’accident grave de fusion généralisée. En particulier, elle cherche à amoindrir les conséquences de l’accident grave en préservant l’intégrité de la deuxième barrière (la cuve de réacteur) et l’étanchéité de la troisième barrière de sûreté (le bâtiment réacteur et le radier) vis-à-vis des effets mécaniques induits pendant l’accident (par exemple une libération d’énergie engendrée par la détente de vapeurs de matériaux fondus puis vaporisés), et des effets thermiques induits pendant l’accident (par exemple l’érosion des structures par le corium). L’invention cherche de façon générale à respecter les limites de rejets radioactifs à la population et un retour à l’état sûr après accident.

L’invention a ainsi pour objet, selon l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, comportant :
- une cuve principale, suspendue à une dalle de protection, comportant le volume de fluide caloporteur et le cœur du réacteur, le cœur comportant une pluralité d’assemblages de combustibles emboîtés dans le sommier supporté par le platelage,
- un circuit primaire intégré dans la cuve principale, comportant au moins une pompe primaire, au moins un échangeur de chaleur intermédiaire d’évacuation de la puissance produite par le cœur en fonctionnement normal et au moins un échangeur de chaleur d’évacuation de puissance résiduelle,
- une structure interne appelée redan, séparant le volume de fluide caloporteur en au moins deux zones formant le collecteur chaud, en sortie du cœur, et le collecteur froid en sortie dudit au moins un échangeur intermédiaire,
caractérisé en ce que le cœur du réacteur comporte en outre un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves, ledit dispositif de sûreté étant composé d’au moins un dispositif élémentaire de sûreté situé à proximité d’au moins un assemblage combustible du cœur, pour le transfert de combustible fondu vers le collecteur froid au fond de la cuve principale,
ledit au moins un dispositif élémentaire de sûreté comprenant un tube de transfert, creux et amovible, emboîté dans le sommier au travers d’une première ouverture dans le sommier, et un tube traversant creux, en communication fluidique avec le tube de transfert,
le tube traversant étant situé au travers du sommier, depuis la première ouverture vers une deuxième ouverture située entre le sommier et le platelage, et au travers du platelage, depuis la deuxième ouverture vers une troisième ouverture du platelage débouchant dans le collecteur froid au fond de la cuve principale,
le tube de transfert comprenant une ou plusieurs buses d’injection, internes au tube et situées au moins partiellement dans la portion du tube emboîtée dans le sommier en étant orientées vers le collecteur chaud, la ou les buses d’injection étant destinées à être alimentées par le fluide caloporteur du sommier,
le tube de transfert comportant au moins une zone d’épaisseur réduite sur sa paroi externe, située au niveau de la zone fissile d’au moins un assemblage combustible, pour augmenter la vitesse de percement de la paroi externe en cas d’accident grave et permettre l’écoulement du combustible fondu depuis ledit au moins un assemblage combustible vers le tube de transfert,
et le réacteur comportant en outre un dispositif de récupération de combustible fondu localisé dans le collecteur froid au fond de la cuve principale et situé au droit de la troisième ouverture.

Le réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l’invention peut en outre comporter l’une ou plusieurs des caractéristiques suivantes prises isolément ou suivant toutes combinaisons techniques possibles.

Le tube de transfert peut présenter les caractéristiques extérieures des assemblages de combustibles habituels.

L’alimentation de la ou des buses d’injection par le fluide caloporteur du sommier se fait avantageusement de la même façon que pour les assemblages de combustibles classiques. De plus, l’emboîtement du tube de transfert dans le sommier se fait avantageusement en lieu et place d’un assemblage de combustibles classique. Comme ce dernier, il est facilement amovible pour évacuation et remplacement.

Le tube de transfert peut avantageusement comporter une tête permettant sa manutention, un pied emboîté dans le sommier, et un corps creux de section hexagonale entre la tête et le pied.

Le pied peut présenter une section plus faible que la section du corps creux. La partie supérieure du pied peut présenter une forme d’entonnoir pour faciliter le passage de combustible fondu. La partie inférieure du pied peut être ouverte pour permettre l’écoulement du combustible fondu vers le tube traversant.

Par ailleurs, la tête peut comporter un canal central de section plus réduite que la section du corps creux pour réduire les risques d’expulsion de combustible fondu vers le collecteur chaud et des dépouilles à l’interface avec le corps creux pour faciliter l’évacuation du gaz lors de l’immersion dans le fluide caloporteur.

De plus, ladite au moins une zone d’épaisseur réduite peut être obtenue par fraisage de la paroi externe du tube de transfert.

Ladite au moins une zone d’épaisseur réduite peut être située au niveau du corps creux du tube de transfert, et non présente au niveau des angles de la section hexagonale du corps creux pour préserver la rigidité mécanique du tube de transfert.

En outre, la ou les buses d’injection peuvent être situées au niveau du pied du tube de transfert.

Le tube de transfert peut comporter au moins une buse d’injection de forme annulaire, notamment une unique buse d’injection de forme annulaire.

En variante, le tube de transfert peut comporter une pluralité de buses d’injection régulièrement réparties dans le tube de transfert, notamment trois buses d’injection formant les sommets d’un triangle équilatéral.

Par ailleurs, le cœur peut comporter un dispositif de sûreté composé d’une pluralité de dispositifs élémentaires de sûreté dédiés à la mitigation des accidents graves, une partie des dispositifs élémentaires de sûreté étant située en périphérie de la zone du cœur comprenant les assemblages combustibles et l’autre partie des dispositifs élémentaires de sûreté étant située en partie centrale de la zone du cœur comprenant les assemblages combustibles.

Chaque dispositif élémentaire de sûreté peut être attaché à un assemblage combustible de manière bijective.

L’invention pourra être mieux comprise à la lecture de la description détaillée qui va suivre, d’exemples de mise en œuvre non limitatifs de celle-ci, ainsi qu’à l’examen des figures, schématiques et partielles, du dessin annexé, sur lequel :

illustre, en coupe axiale, le principe de conception d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles »,

illustre, en coupe axiale, le principe de conception d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré »,

illustre, en coupe axiale, un principe d’évacuation de combustible, notamment du corium, par le biais de tubes de transfert en cas d’accident grave de fusion généralisée du cœur de réacteur nucléaire à neutrons rapides,

illustre, en coupe axiale, le principe d’évacuation de combustible, notamment du corium, par le biais d’un dispositif élémentaire de sûreté d’un réacteur conforme à l’invention en cas d’accident grave de fusion généralisée du cœur de réacteur,

illustre, selon une vue en perspective partielle, un détail de réalisation du corps creux d’un tube de transfert d’un dispositif élémentaire de sûreté d’un réacteur conforme à l’invention,

est une vue en section selon AA de la ,

est une vue en section selon BB de la ,

illustre, en coupe axiale, un exemple de réalisation de dispositif élémentaire de sûreté d’un réacteur conforme à l’invention,

est une vue en section selon AA de la ,

est une vue en section selon BB de la ,

illustre encore, en coupe axiale, un autre exemple de réalisation de dispositif élémentaire de sûreté d’un réacteur conforme à l’invention,

est une vue en section selon AA de la ,

est une vue en section selon BB de la , et

illustre, selon une vue de dessus, un exemple de constitution du cœur d’un réacteur conforme à l’invention.

Dans l’ensemble de ces figures, des références identiques peuvent désigner des éléments identiques ou analogues.

De plus, les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles.

Les figures 1 à 3 ont déjà été décrites précédemment en référence à l’état de la technique antérieure et au contexte général de l’invention.

En référence aux figures 4 à 8, il va maintenant être décrit les particularités et dispositions constructives de l’invention permettant de mitiger les conséquences d'un hypothétique accident grave de fusion généralisée d'un cœur de réacteur nucléaire à neutrons rapides, en particulier à caloporteur sodium (RNR-Na), par le cheminement du corium vers un récupérateur 41 en fond de cuve 13 au travers d'un ensemble de tubes de transfert 40.

Il est à noter que les éléments propres au réacteur nucléaire à neutrons rapides R déjà décrits précédemment en référence aux figures 1 à 3 ne seront pas nécessairement décrits de nouveau. Les mêmes références désignent donc les mêmes éléments. De plus, dans les exemples décrits ci-après, le fluide caloporteur de métal liquide du réacteur R est du sodium, bien que ce choix ne soit nullement limitatif.

Par ailleurs, il convient de noter que les inventeurs ont travaillé à une solution de refroidissement du cœur par convection naturelle avec un chemin hydraulique direct descendant du collecteur chaud vers le collecteur froid, présentée dans la demande de brevet français FR 3 053 827 A1. Or, la présente invention est concernée par un tout autre problème technique lié à une logique de mitigation des accidents graves par verrouillage hydraulique d’un tube de transfert vide.

La démarche de sûreté consistant à évacuer rapidement le combustible fondu hors de la zone du cœur pour éviter les fortes excursions de puissance lors d’un accident grave est partagée par la communauté internationale, en particulier les japonais. En revanche, les dispositions techniques choisies pour y parvenir dépendent des caractéristiques neutroniques et thermohydrauliques du cœur, et de son comportement pendant les scénarios accidentels. Ainsi, le principe de la présente invention, développée notamment au regard du cœur du réacteur ASTRID, diffère des solutions de l’art antérieur, et notamment de celle adoptée par les japonais dans le concept d’assemblage combustible FAIDUS présenté précédemment.

En effet, une des spécificités du réacteur ASTRID réside dans la conception innovante de son cœur hétérogène CFV (pour « Cœur à Faible effet en réactivité de Vidange du sodium »). Ainsi, une excursion de puissance générée par la vidange de sodium d’un assemblage en situation accidentelle est peu probable. Dans un tel scénario, l’objectif de l’approche de mitigation sur le réacteur ASTRID est d’éviter la compaction importante de combustible étendu sur un cœur en dégradation et ainsi empêcher une trop forte criticité prompte. À cet effet, des dispositifs complémentaires de sûreté doivent être implémentés dans le cœur CFV pour décharger suffisamment rapidement, au travers de canaux d’écoulement, le combustible fondu, à savoir le corium, en dehors du cœur. En pratique, les canaux d’écoulement peuvent soit être intégrés au sein d’assemblages existants (combustibles, barres de commande, etc.), soit constituer des assemblages à part entière adjacents aux assemblages combustibles. La présente invention repose sur la seconde possibilité, à savoir l’usage de tubes de transfert 40 dédiés afin de ne pas impacter les performances des autres assemblages et pour maximiser la section des canaux d’évacuation du corium.

Par ailleurs, la particularité de ces objets est de privilégier un cheminement axial par gravité du combustible liquide à travers les structures inférieures du réacteur (sommier et platelage). Ainsi, une partie ou la totalité du combustible fondu en cœur pourrait être collectée via ces seuls dispositifs dans le fond de cuve sur un récupérateur de corium 41 dédié à cet effet.

L’invention repose ainsi sur l’utilisation d’un système de verrouillage hydraulique au sein des tubes de transfert ne présentant pas les inconvénients des solutions antérieures (paroi fusible, by-pass entre collecteur chaud et collecteur froid, risque d’engazement, cheminement du corium sous débit primaire, etc.) et, d'autre part, sur l’optimisation de la conception des tubes et de leur implantation dans le cœur vis-à-vis de l'objectif de mitigation.

La illustre, en coupe axiale, le principe d’évacuation de combustible, ici sous forme de corium, par le biais d’un dispositif de sûreté composé d’au moins un dispositif élémentaire de sûreté 45 d’un réacteur R conforme à l’invention en cas d’accident grave de fusion généralisée du cœur 11 de réacteur.

Conformément à l’invention, le cœur 11 du réacteur R comporte un dispositif de sûreté composé d’au moins un dispositif élémentaire de sûreté 45 dédié à la mitigation d’un éventuel accident grave.

Ce dispositif élémentaire de sûreté 45 est adjacent à un assemblage combustible 43 du cœur 11 et permet le transfert de corium fondu vers le collecteur froid 14 au fond de la cuve principale 13.

Le dispositif élémentaire de sûreté 45 comporte un tube de transfert 40 apparenté à une structure creuse amovible de type assemblage qui est positionné, ou encore emboîté, sur le sommer 30 au travers d’une première ouverture 50 dans le sommier 30.

Il comporte également, dans le prolongement du tube de transfert 40, un tube traversant 42 creux, en communication fluidique avec le tube de transfert 40. Ce tube traversant 42 est situé au travers du sommier 30, depuis la première ouverture 50 vers une deuxième ouverture 54 située entre le sommier 30 et le platelage 31, et au travers du platelage 31, depuis la deuxième ouverture 54 vers une troisième ouverture 56 du platelage 31 pour déboucher dans le collecteur froid 14 à basse pression, de l’ordre de 0 bar, à l’aplomb d’un dispositif de récupération 41, sous forme de plateau récupérateur, de corium fondu localisé dans le collecteur froid 14 au fond de la cuve principale 13.

Le sommier 30 a pour fonction d’alimenter les assemblages en sodium froid à haute pression, soit environ 3 bars. Pour ce faire, les chandelles et les pieds des assemblages disposent d’ouvertures radiales en vis-à-vis. Par ailleurs, le platelage 31 a pour fonction de supporter le cœur 11 et le sommier 30.

Le tube de transfert 40 est un assemblage dédié à l’évacuation du corium. Son architecture extérieure est préférentiellement identique à celle des autres assemblages dans le cœur 11 et présente les mêmes interfaces.

Le tube de transfert 40 comporte une tête 60 en partie haute permettant sa manutention, un pied 62 permettant le maintien du tube sur le sommier (30), et un corps creux 61 de section hexagonale entre la tête 60 et le pied 62.

Le pied 62 est légèrement différent de celui des autres assemblages du cœur 11. Il présente une section plus faible que la section du corps creux 61. De plus, la partie supérieure 62a du pied 62 présente une forme d’entonnoir pour faciliter le passage de corium à l’intérieur du pied 62 de section plus faible. En outre, la partie inférieure 62b du pied 62 est ouverte pour permettre l’écoulement du corium vers le tube traversant 42, et donc vers le plateau récupérateur 41 au travers du sommier 30 et du platelage 31. Ce pied 62 comprend en outre les buses d’injection 53 décrites par la suite.

Par ailleurs, la tête 60 comporte un canal central 60a de section interne plus réduite que la section du corps creux 61 afin de réduire les risques d’expulsion du corium par le haut au début de la séquence d’accident grave. En outre, la partie inférieure de la tête 60 comporte des dépouilles 60b afin de faciliter l’évacuation du gaz lors de l’immersion de l’assemblage dans le sodium. Le caractère massif de la tête 60 en acier joue également le rôle de protection neutronique en limitant les fuites axiales de neutrons.

Le corps creux 61 ne comprend pas de structure interne et est rempli de sodium en fonctionnement normal. Lors d’un accident grave, ce corps creux 61 se perce par fusion et constitue en premier lieu le canal d’écoulement du corium par gravité vers le pied 62.

Par rapport à l’exigence précédemment énoncée de permettre l’évacuation rapide du corium en dehors de la zone de flux neutronique, et considérant qu’on ne peut pas agir sur la cinétique d’écoulement du corium à l’intérieur du tube de transfert 40, un gain de temps peut être obtenu au début du scénario accidentel en accélérant le percement du corps creux 61 par le corium issu des assemblages combustibles 43 adjacents. Une montée plus rapide en température du corps creux 61 est obtenue en réduisant son inertie thermique par la réduction de son épaisseur.

Ainsi, comme visible en référence aux figures 5, 5A et 5B, le tube de transfert 40 comporte au moins une zone d’épaisseur réduite 65 sur sa paroi externe 66, située en regard de la zone fissile ZF d’au moins un assemblage combustible 43, pour augmenter la vitesse de percement de la paroi externe 66 en cas d’accident grave et permettre l’écoulement du corium depuis ledit au moins un assemblage combustible 43 vers le tube de transfert 40.

Cette disposition constructive n’est en effet appliquée que pour la zone du tube de transfert 40 la plus susceptible d’être en contact avec le corium, c’est-à-dire le corps creux 61 en regard de la zone fissile ZF. Bien entendu, le positionnement axial sur le corps creux 61 de la ou des zones d’épaisseur réduite 65 peut être optimisé par le biais de calculs adéquats.

D’un point de vue fabrication, la ou les zones d’épaisseur réduite 65 peuvent être obtenues par fraisage de la paroi externe 66 du tube de transfert 40, notamment fraisage des faces externes. Cette solution a l’avantage d’utiliser un tube complètement standard au départ, l’opération de fraisage ne présentant quant à elle aucune difficulté technique. Le fraisage n’est réalisé que sur les faces, et non au niveau des angles de la section hexagonale du corps creux 61, de manière à garder une bonne rigidité mécanique et ainsi répondre à la fonction énoncée précédemment de résister aux chargements mécaniques pendant les phases de vie.

La solution du fraisage est avantageuse, notamment davantage que celle qui consisterait, par exemple, à réaliser puis raccorder par soudure un tronçon de tube d’épaisseur réduite à d’autres sections de tube d’épaisseur standard. En effet, il existe de nombreuses difficultés à fabriquer de tels tubes et à réaliser les soudures de ceux-ci.

En outre, toujours conformément à l’invention et en référence aux figures 6 à 7B, le tube de transfert 40 comprend une ou plusieurs buses d’injection 53, internes au pied 62 et situées au moins partiellement dans le corps creux 62 du tube 40 emboîtée dans le sommier 30 en étant orientées vers le collecteur chaud 12, la ou les buses d’injection 53 étant destinées à être alimentées par le fluide caloporteur du sommier 30.

Ces buses 53 sont alimentées ici par le sodium « haute pression » issu du sommier 30, de façon analogue aux assemblages combustibles 43. La dimension de ces buses 53 en diamètre et en nombre est définie de façon à ce que la contre pression créée par cette injection compense le plus exactement la perte de charge des échangeurs intermédiaires en fonctionnement, ce qui est représentatif de la différence de pression entre les collecteurs 12, 14. Ainsi, le débit sortant dans le collecteur chaud 12 par le haut du tube de transfert 40 est quasiment nul et celui-ci s’annule en cas d’arrêt des pompes primaires, la différence de pression réduite étant nulle entre les collecteurs 12, 14. Par contre, le débit sortant par le bas de ce tube de transfert 40 correspond au débit des buses d’injection 53. Ce débit sortant est rejeté dans le collecteur froid 14 par le biais des tubes traversants 42 le sommier 30 et le platelage 31.

La contre pression créée par l’injection de sodium, fournie par les pompes primaires, verrouille l’écoulement de sodium descendant dans le tube de transfert 40 hexagonal à tous les régimes de pompage. De ce fait, en fonctionnement normal du réacteur R, comme il n’y a ni bypass hydraulique entre collecteurs 12, 14, ni fermeture supérieure du tube (pas d’engazement), l’exigence précédemment formulée d’assurer une étanchéité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14 est vérifiée.

De même, en cas de séquence d’accident grave, et si les pompes primaires fonctionnent toujours, le verrouillage hydraulique obtenu ne créée pas de débit ascendant de fluide caloporteur susceptible de s’opposer au cheminement du corium vers le plateau récupérateur 41. Cela contribue au respect de l’exigence énumérée précédemment de permettre l’évacuation rapide du corium en dehors de la zone de flux neutronique. Le fait que le tube de transfert 40 reste ouvert et ne soit pas fermé à sa base par une paroi de type fusible milite également en faveur de cette exigence en ne bloquant ou ne retardant pas l’écoulement du corium vers le plateau récupérateur 41. C’est également le cas pour la variante avec injecteur 53 annulaire, décrite par la suite en référence aux figures 7 à 7B, qui minimise les obstacles à l’écoulement de corium à l’intérieur du pied 62.

Les figures 6, 6A et 6B illustrent ainsi une réalisation particulière du tube de transfert 40 avec trois buses d’injection 53, et comprenant une section interne circulaire pour le pied 62 et une forme externe hexagonale pour le corps creux 61 comme pour des assemblages de combustibles standards. Ces trois buses d’injection 53 forment les sommets d’un triangle équilatéral.

Les figures 7, 7A et 7B illustrent par ailleurs une autre réalisation qui diffère de celle des figures 6, 6A et 6B par le fait que les trois buses d’injection 53, disposées en coupe transversale selon les sommets d’un triangle équilatéral, sont remplacées par une buse d’injection 53 unique de forme annulaire, au contact direct de la paroi interne du pied 62. Cette forme annulaire de la buse d’injection 53 est particulièrement visible sur la .

La illustre par ailleurs, selon une vue de dessus, un exemple de constitution du cœur 11 d’un réacteur R conforme à l’invention.

Ainsi, le cœur 11 comporte un dispositif de sûreté composé d’une pluralité de dispositifs élémentaires de sûreté 45 dédiés à la mitigation des accidents graves. Une partie des dispositifs élémentaires de sûreté 45 est située en périphérie de la zone du cœur 11 comprenant les assemblages combustibles 43 et l’autre partie des dispositifs élémentaires de sûreté 45 est située en partie centrale de la zone du cœur 11 comprenant les assemblages combustibles 43.

La plupart des tubes de transfert 40 sont ainsi positionnés en périphérie du cœur combustible afin de limiter la propagation radiale du bain fondu. On positionne également quelques tubes de transfert 40 en partie centrale du cœur afin de décharger une partie du corium au plus tôt. La mise en place des tubes centraux 40 doit être faite en cohérence avec les études neutroniques qui visent à définir le nombre et l’espacement des barres absorbantes de contrôle et d’arrêt du réacteur R.

Le choix du nombre et de l’espacement des tubes de transfert 40 dans et en périphérie du cœur combustible résulte de calculs de scénarios d’accidents graves avec un code simulant la propagation du corium au sein du cœur 11. On cherche le meilleur compromis entre un nombre de tubes 40 limités, pour ne pas dégrader les performances neutroniques, tout en permettant d’évacuer un volume de corium satisfaisant dans un délai rapide.

Il en est de même pour la détermination optimale du nombre de tubes centraux 40 (décharge au plus tôt versus performances neutroniques) et celle du nombre de tubes 40 en périphérie du cœur 11 (nombre limité versus maillage spatial de décharge du corium).

Il faut en outre noter que la mise en place de tubes de transfert 40 de corium en lieu et place d’assemblages combustibles 43 dans le cœur 11 se traduit par une baisse de la puissance de ce dernier. Pour ne pas dégrader les performances neutroniques du cœur 11, il est possible de compenser la perte de puissance en augmentant le nombre d’assemblages combustibles 43 et donc le diamètre du cœur 11. Cette option n’est pas souhaitable car elle conduirait à une augmentation directe des coûts liés à l’augmentation de la taille de la cuve 13 et du bâtiment réacteur, associés à l’augmentation des coûts de fabrication, entreposage et démantèlement des assemblages combustibles 43.

En alternative, il est donc possible, pour augmenter la puissance, de ne pas accroître le nombre d’assemblages combustibles 43 mais plutôt d’augmenter la teneur en plutonium (Pu), ou un autre matériau fissile, du combustible oxyde (U,Pu)O₂utilisé. Cependant, ceci doit être fait avec discernement afin de respecter la limite de teneur en Pu maximale fixée par le retour d’expérience sous irradiation et les capacités de fabrication. Des études neutroniques sont requises pour vérifier au final que le critère de puissance linéique maximale au sein des aiguilles combustibles est respecté.

Bien entendu, l’invention n’est pas limitée aux exemples de réalisation qui viennent d’être décrits. Diverses modifications peuvent y être apportées par l’Homme du métier.

En particulier, le métal liquide caloporteur pourrait être autre que du sodium, comme par exemple du plomb ou du plomb-bismuth, entre autres.

Claims (10)

1. Réacteur nucléaire (R) intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, comportant :
   - une cuve principale (13), suspendue à une dalle de protection (24), comportant le volume de fluide caloporteur et le cœur (11) du réacteur (R), le cœur (11) comportant une pluralité d’assemblages de combustibles (43) emboîtés dans le sommier (30) supporté par le platelage (31),
   - un circuit primaire intégré dans la cuve principale (13), comportant au moins une pompe primaire (19), au moins un échangeur de chaleur intermédiaire (16) d’évacuation de la puissance produite par le cœur (11) en fonctionnement normal et au moins un échangeur de chaleur d’évacuation de puissance résiduelle (25),
   - une structure interne (15) appelée redan, séparant le volume de fluide caloporteur en au moins deux zones formant le collecteur chaud (12), en sortie du cœur (11), et le collecteur froid (14) en sortie dudit au moins un échangeur intermédiaire (16),
   caractérisé en ce que le cœur (11) du réacteur (R) comporte en outre un dispositif de sûreté dédié à la mitigation des accidents graves, ledit dispositif de sûreté étant composé d’au moins un dispositif élémentaire de sûreté (45) situé à proximité d’au moins un assemblage combustible (43) du cœur (11), pour le transfert de combustible fondu vers le collecteur froid (14) au fond de la cuve principale (13),
   ledit au moins un dispositif élémentaire de sûreté (45) comprenant un tube de transfert (40), creux et amovible, emboîté dans le sommier (30) au travers d’une première ouverture (50) dans le sommier (30), et un tube traversant (42) creux, en communication fluidique avec le tube de transfert (40),
   le tube traversant (42) étant situé au travers du sommier (30), depuis la première ouverture (50) vers une deuxième ouverture (54) située entre le sommier (30) et le platelage (31), et au travers du platelage (31), depuis la deuxième ouverture (54) vers une troisième ouverture (56) du platelage (31) débouchant dans le collecteur froid (14) au fond de la cuve principale (13),
   le tube de transfert (40) comprenant une ou plusieurs buses d’injection (53), internes au tube (40) et situées au moins partiellement dans la portion (40a) du tube (40) emboîtée dans le sommier (30) en étant orientées vers le collecteur chaud (12), la ou les buses d’injection (53) étant destinées à être alimentées par le fluide caloporteur du sommier (30),
   le tube de transfert (40) comportant au moins une zone d’épaisseur réduite (65) sur sa paroi externe (66), située au niveau de la zone fissile (ZF) d’au moins un assemblage combustible (43), pour augmenter la vitesse de percement de la paroi externe (66) en cas d’accident grave et permettre l’écoulement du combustible fondu depuis ledit au moins un assemblage combustible (43) vers le tube de transfert (40),
   et le réacteur (R) comportant en outre un dispositif de récupération (41) de combustible fondu localisé dans le collecteur froid (14) au fond de la cuve principale (13) et situé au droit de la troisième ouverture (56).
2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que le tube de transfert (40) comporte une tête (60) permettant sa manutention, un pied (62) emboîté dans le sommier (30), et un corps creux (61) de section hexagonale entre la tête (60) et le pied (62).
3. Réacteur selon la revendication 2, caractérisé en ce que le pied (62) présente une section plus faible que la section du corps creux (61), en ce que la partie supérieure (62a) du pied (62) présente une forme d’entonnoir pour faciliter le passage de combustible fondu, et en ce que la partie inférieure (62b) du pied (62) est ouverte pour permettre l’écoulement du combustible fondu vers le tube traversant (42).
4. Réacteur selon la revendication 2 ou 3, caractérisé en ce que la tête (60) comporte un canal central (60a) de section plus réduite que la section du corps creux (61) pour réduire les risques d’expulsion de combustible fondu vers le collecteur chaud (12) et des dépouilles (60b) à l’interface avec le corps creux (61) pour faciliter l’évacuation du gaz lors de l’immersion dans le fluide caloporteur.
5. Réacteur selon l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que ladite au moins une zone d’épaisseur réduite (65) est obtenue par fraisage de la paroi externe (66) du tube de transfert (40).
6. Réacteur selon l’une quelconque des revendications 2 à 5, caractérisé en ce que ladite au moins une zone d’épaisseur réduite (65) est située au niveau du corps creux (61) du tube de transfert (40), et non présente au niveau des angles de la section hexagonale du corps creux (61) pour préserver la rigidité mécanique du tube de transfert (40).
7. Réacteur selon l’une quelconque des revendications 2 à 6, caractérisé en ce que la ou les buses d’injection (53) sont situées au niveau du pied (62) du tube de transfert (40).
8. Réacteur selon l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le tube de transfert (40) comporte au moins une buse d’injection (53) de forme annulaire, notamment une unique buse d’injection (53) de forme annulaire.
9. Réacteur selon l’une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé en ce que le tube de transfert (40) comporte une pluralité de buses d’injection (53) régulièrement réparties dans le tube de transfert (40), notamment trois buses d’injection (53) formant les sommets d’un triangle équilatéral.
10. Réacteur selon l’une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le cœur (11) comporte un dispositif de sûreté composé d’une pluralité de dispositifs élémentaires de sûreté (45) dédiés à la mitigation des accidents graves, une partie des dispositifs élémentaires de sûreté (45) étant située en périphérie de la zone du cœur (11) comprenant les assemblages combustibles (43) et l’autre partie des dispositifs élémentaires de sûreté (45) étant située en partie centrale de la zone du cœur (11) comprenant les assemblages combustibles (43).