Brevet FR2044625A1 — publié le 19710226

la présente invention est relative à un dispositif de protection thermique pour la cuve d'un réacteur nucléaire, notamment du genre à neutrons rapides, refroidi par une circulation de sodium liquide dont la température varie très rapidement, en particulier pendant les périodes transitoires d'arrêt du réacteur. On sait en effet que dans un réacteur de ce type où le coeur est entouré d'une cuve primaire étanche contenant elle-même intérieurement une cuve secondaire ouverte à sa partie supérieure, le sodium liquide qui circule en continu dans le coeur en passant notamment d'une cuve à l'autre, peut créer, par suite des variations brutales de sa température au cours des périodes transitoires précitées, des contraintes importantes, particulièrement dans la cuve primaire étanche qui est liée à un caisson extérieur de protection-biologique généralement en béton.En particulier, les chocs thermiques peuvent se produire a. la suite d'un-arrêt brutal d'une pompe de circulation du sodium ou encore lors Be Tlarrêt général du réacteur, sous effet de l'équilibrage thermique des températures entre les régions chaude et froide existant dans la masse de sodium, notamment de part et d'autre de la cuve secondaire. Enfin, d'autres contraintes peuvent résulter du gradient thermique axial existant entre le niveau libre du sodium dans les deux cuves et la partie supérieure ou toit de la cuve primaire. En effet, ce toit comporte habituellement, pour des raisons de protection du caisson an béton, un calorifugeage d'épaisseur notable, ne lui permettant de suivre l'évolution en température du sodium qu'avec un retard considérable. De plus, en raison du fait que le toit de la cuve primaire ne présente pas une épaisseur constante et par suite une capacité calorifique identique en tous points, risquent de se produire des variations notables dans les vitesses de refroidis- sement. La présente invention a pour objet un dispositif destiné à pallier les inconvénients ci-dessus, en assurant une protection thermique convenable dans la partie supérieure ou toit de la cuve primaire et également dans les côtés de cette cuve qui s'y rattachent, notamment lors des périodes d'arrêt du réacteur au cours du refroidissement des structures de celui-ci. A cet effet, le dispositif considéré, comportant un espace fermé sur lui-mEme rempli d'un fluide liquide et doublant-lèdit toit et lesdits côtés, se caractérise en ce que- ledit fluide liquide-est mis en circulation forcée dans ledit espace au moyen d'un circuit de pompage, prélevant ledit fluide dans la région la plus froide dudit espace et le renvoyant dans la région la plus chaude. Avantageusement, ledit circuit comporte une canalisation de transfert du fluide liquide sur laquelle est montée au moins une pompe de circulation. De préférence, ledit fluide liquide est constitué par du sodium, ladite pompe étant une-pompe électromagnétique. La figure unique du dessin annexé illustre un exemple de réalisation du-dispositif de protection thermique considéré, ledit exemple étant donné à titre indicatif et non limitatif. Sur cette figure, la référence 1 désigne des façon schématique le coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides dont le refroidissement est assuré par circulation de sodium liquide 2 à l'intérieur d'une cuve étanche 3. Cette cuve 3 ou cuve primaire entoure elle-même une cuve secondaire 4-dans laquelle, par suite de la pression dynamique créée par le sodium en mouvement, le niveau liquide est légèrement supérieur à celui qui règne dans la cuve primaire. Cette dernière est entourée sur toute sa périphérie par une double enveloppe 5, délimitant entre elle et la paroi externe de la cuve un espace 6, rempli le cas échéant d'un gaz neutre stagnant et doublé extérieurement par une épaisseur convenable 7 d'un matériau calorifuge approprié. La veuve 3 et l'enveloppe 5 comportent à leur partie supérieure et au droit du coeur 1 une ouverture 8, normalement fermée par un bouchon 9 permettant dgac- céder à l'intérieur de la cuve à travers un caisson 10 de protection biologique, de préférence réalisé en béton. La région il laissée libre dans les cuves 3 et 4 au-dessus des niveaux du sodium,- est remplie d'un gaz de couverture, généralement constitué par de l'argon. La partie supérieure 12 ou toit de la cuve 3 ainsi que la virole latérale 13 de cette dernière dans sa région se rattachant au toit 12, sont entourées vers l'intérieur de la cuve par un espace fermé 14, délimité au moyen d'une enveloppe métallique 15 parallèle aux parois de la cuve 3, cet espace 14 étant totalement rempli de sodium liquide indépendant du sodium 2 dans la cuve et réalisant la protection thermique de celle-ci. Dans ce but et conformément à l'invention, le sodium dans 1 'es- pace 14 est mis en circulation forcée, notamment au moyen d'une canalisation 16 venant prélever le sodium à la partie inférieure de l'espace 14 où il présente-la température la moins élevée, pour le renvoyer sous le toit 12 dans la région 18 où la température est au contraire la plus grande. De préférence, la canalisation 16 comporte un collecteur annulaire 19 permettant de renvoyer circonférentiellement le sodium dans la région 18 de l'espace 14, la circulation dans la canalisation 16 étant réalisé au moyen d'une pompe électromagnétique - 20. Par mélange ainsi obtenu du sodium le plus froid avec le sodium le plus chaud, le refroidissement du toit de la cuve et des côtés de celle-ci est assuré de façon homogène et continue. En particulier, lors de l'arrêt brusque du réacteur, la pompe de circulation 20 assure un débit suffisant du sodium dans espace fermé 14, en ne nécessitant qu'une puissance faible, représentée par la différence du poids de deux colonnes de sodium à températures différentes. Bien entendu, l'invention n'est nullement limitée à l'exemple de réalisation décrit et représenté ; elle en embrasse au contraire toutes les variantes. 1VJDICTIONV 1 / Dispositif de protection thermique de la cuve d'un réacteur nucléaire, notamment de la partie supérieure ou toit de cette cuve et des côtés qui-sssy rattachent, comportant un espace fermé sur lui-meme rempli d'un fluide liquide et-doublant ledit toit et lesdits côtés, caractérisé en ce que ledit fluide liquide est mis en circulation forcée dans ledit espace au moyen d'un circuit de pompage, prélevant ledit fluide dans la région la plus froide dudit espace et le renvoyant dans la région la plus chaude. 20/ Dispositif de protection thermique de la cuve d'un réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit circuit comporte une canalisation de transfert du fluide liquide sur laquelle est montée au moins une pompe de circulation. 30/ Dispositif de protection thermique de la cuve d'un réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit fluide liquide est constitué par du sodium. 40/ Dispositif de protection thermique de la cuve d'un réacteur nucléaire selon la revendication 2, caractérisé en ce que ladite pompe est une pompe électromagnétique.