Brevet FR2119834A1 — publié le 19720811

La présente invention est relative à un réacteur nucléaire à neutrons rapides où le refroidissement du coeur est assuré par circulation d'un métal liquide, en particulier par du sodium fondu, se vaporisant au moins partiellement dans le coeur et cédant les calories acquises à un fluide secondaire en circulation dans les tubes d'un ou de plusieurs échangeurs de chaleur, séparés du coeur du réacteur. Le réacteur considéré se caractérise principalement en ce que la circulation du sodium à travers le coeur du réacteur et les échangeurs s'effectue par convection naturelle, entre le coeur où se réalise l'ébullition du sodium et les échangeurs où la vapeur de sodium se condense et, ainsi ramenée à 11 état liquide, retourne vers le coeur. Le réacteur selon l'invention permet ainsi d'éviter l'emploi de tous dispositifs tels que pompes primaires et vannes, améliorant largement de ce fait la simplicité de l'installation et augmentant très sensiblement les rendements thermique et électrique obtenus, la puissance destinée aux pompes étant en particulier totalement supprimée. Avantageusement, le fluide secondaire circulant dans les échangeurs peut être en particulier constitué par de l'hélium parcourant un circuit fermé, comprenant à l'extérieur du réacteur, au moins une turbine utilisant directement la détente de l'hélium à la sortie des échangeurs, La solution ainsi préconisée présente un autre avantage important dû à la diminution de l'encombrement global de l'installation, cet avantage découlant directement du fait que la chaleur de vaporisation du sodium est notablement supé- rieure à sa chaleur spécifique. Elle conduit de même à une dimir nution sensil de la taille des échangeurs et par suite des investissements nécessaires.A titre indicatif, pour extraire une puissance de 5 MW, compte tenu de la valeur élevée des transferts de chaleur en condensation, il suffit de vaporiser 1,2 kg de sodium, recondensé ensuite dans les échangeurs, alors qu'il faudrait faire circuler environ 50 kg de sodium liquide pour atteindre le même résultat dans un réacteur de type classique où ne se produit pas le changement d'état du métal fondu de refroidissement. Dans un mode de réalisation préféré de l'invention, le réacteur comporte, montée à l'intérieur d'un caisson de protection en béton doublé intérieurement d'une enveloppe ou cuve métallique de sécurité, une cuve primaire contenant le coeur du réacteur et deux cuves adjacentes mais séparées, contenant chacune un échangeur de chaleur, les cuves d'échangeurs étant réunies à la cuve primaire à leurs parties supérieures par des dispositifs séparateurs liquide-vapeur de sodium et à leurs parties inférieures par des conduites de retour du sodium liquide condensé dans les échangeurs. De préférence, les échangeurs de chaleur comportent une pluralité de tubes verticaux, réduisant l'épaisseur du film liquide de condensation du sodium et améliorant les échanges thermiques. Les séparateurs liquide-vapeur de sodium sont notamment constitués par des ballons cylindriques allongés, comprenant un orifice d'entrée du mélange liquide-vapeur et au moins un déflecteur interne présentant une courbure progressivement accentuée de façon telle que la séparation du liquide et de la vapeur s'effectue par centrifugation du liquide, s'écoulant par un conduit de sortie inférieure, la vapeur stécha anf vers Aes échangeurs par un orifice latéral. De préférence, les séparateurs sont reliés à la -uve primaire par des conduits de liaison inclinés en direction des séparateurs. D'autres caractéristiques d'un réacteur nucléaire établi conformément à l'invention, apparaîtront encore à travers la description qui suit d'un exemple de réalisation, donné à titre indicatif et non limitatif, en référence aux dessins annexés sur lesquels - la figure 1 est une vue de dessus du réacteur considéré, - la figure 2 est une vue en coupe verticale à légèrement plus grande échelle du même réacteur, selon la ligne Il-Il de la figure 1, - la figure 3 est une vue schématique en perspective d'un séparateur liquide-vapeur, - les figures 4, 5 et 6sont des vues en coupes transversales du séparateur selon la figure 3. Comme on le voit sur les figures 1 et 2, le réacteur considéré comporte principalement un caisson extérieur 1 de protection, réalisé de manière classique en béton précontraint ou non et à l'intérieur duquel est placée une enveloppe métallique 2 formant cuve de sécurité pour le réacteur. Entre la cuve 2 et la paroi interne du caisson 4 est disposée une couche d'épaisseur convenable 3 d'un matériau calorifuge approprié, protégeant le béton des effets de la température à l'intérieur de la cuve. A l'intérieur de la cuve de sécurité 2 est placée une seconde cuve 4 ou cuve primaire, contenant le coeur 7 du réacteur, ainsi que deux autres cuves formant enveloppes externes pour deux échangeurs de chaleur 5 et 6, la disposition de la cuve 4 et des échangeurs 5 et 6 étant illustrée sur la figure 1. Le coeur 7 dans la cuve 4 est de préférence entouré latéralement par une structure 8 formant bouclier latéral de protection neutronique, et repose sur une sole de support 9 placée à la partie inférieure de cette cuve. Conformément à l'invention, le refroidissement du coeur 7 est assuré par circulation continue d'un métal liquide, notamment du sodium fondu, qui traverse le coeur de bas en haut à travers celui-ci en se vaporisant au cours de son passage au contact des éléments combustibles (non représentés) entretenant la réaction de fission nucléaire. Le sens de circulation du sodium dans le coeur 7, la cuve 4 et les échangeurs 5 ou 6 est schématisé sur la figure 2 par les flèches 10. A la sortie du coeur 7, le sodium partiellemc : ut totalement vaporisé dans le coeur s'élève dans une cheminée 11 constituant la partie supérieure de la cuve 4, puis est envoyé par l'intermédiaire de deux ensembles séparateurs liquide-vapeur 12, en direction des échangeurs 5 et 6 respectivement. La liaison entre la cheminée 11 de la cuve 4 et chacun des séparateurs liquide-vapeur 12, est réalisée par un cond 13, de préférence réalisé de manière à présenter une pente inclinée depuis la cuve 4 vers les échangeurs de façon telle que le sodium liquide éventuellement déposé sur la paroi de ces collecteurs s'écoule toujours en direction des séparateurs et non pas dans le sens d'un retour vers la cuve 4. Le sodium liquide sortant de chaque séparateur 12 est recueilli dans un conduit 14 le ramenant vers la partie inférieure du coeur 7 dans la cuve 4 par un second collecteur 15, tandis que la vapeur s'échappe du même séparateur par un conduit 16 en direction de l'échangeur correspondant (l'échangeur 5 sur la Fig. 2). Chacun des échangeurs 5 ou 6 est constitué par un ensemble de tubes verticaux 17, à travers lesquels circule la vapeur de sodium qui se condense contre la paroi de ces tubes grâce à la circulation à l'extérieur de ces derniers d'un gaz de refroidissement approprié, avantageusement constitué par de l'hélium.Ce gaz est introduit à la base de échangeur considéré par une conduite d'admission 19a et sort à sa partie supérieure par une conduite 19b, le trajet de l'hélium au contact des tubes de circulation 17 du sodium étant aménagé par une série de chicanes constituées à l'aide de plaques transversales 20, cloisonnant l'intérieur de 1 échangeur. Les tubes verticaux 17 présentent ainsi l'avantage de réduire ltépaisseur du film de condensation du sodium sur leurs parois et d'améliorer les échanges thermiques.En outre, dans chaque échangeur, le transfert de chaleur se fait seulement en condensant lavapeur de sodium et non en refroidissant le liquide dont le niveau n'atteint que la partie inférieure de l'échanqeur. Ce liquide ainsi condensé est ensuite renvoyé par une canalisation 21 vers un deuxième échangeur 22 permettant, le cas échéant, de condenser les dernières traces de vapeur qui auraient pu s'échapper du premier échangeur 5, puis vers un collecteur 23 communiquant avec le collecteur 15 et de là vers le coeur du réacteur où le cycle du sodIum recommence. Avantageusement, pour améliorer encore les échanges thermiques et limiter les pertes directes de calories, la cuve 4, les échangeurs 5 et 6, les conduit de circulation 14 et 16 et les collecteurs 15 et 23 sont isolés les uns des autres par des revêtements calorifuges 24 et 25 conve noblement répartis autour de ces différents éléments. Enfin, la cuve 4 peut être elle-même munie d'un circuit indépendant d'hélium permettant de réchauffer les structures de cette cuve et du coeur 7 du réacteur au démarrage de ce dernier.. Ces circuits auxiliaires peuvent également servir de refroidissement de secours en cas d'arrêt du coeur du réacteur ; notamment, le circuit d'hélium dans les boucliers réflecteurs latéraux du coeur peut être utilisé pour évacuer la puissance résiduelle due aux produits de fission. La figure 3 illustre à plus grande échelle le détail de la réalisation d'un séparateur liquide-vapeur de sodium 42 monté dans le réacteur entre ia cuve 4 et chaque échangeur 5 ou 6. Comme DO le voit sur cette figure, et également sur les figures 4 à 6 qui sont des vues en coupes transversales successives de la figure 3 7 ce séparateur se présente sous la forme d'un ballon allongé relié par le conduit de liaison 13 et le conduit de sortie de liquide 14 à la cuve primaire 4 et à l'échangeur 5 ou 6 par le conduit 16 par lequel s'échappe la vapeur.Ce ballon comporte un déflecteur interne de guidage, présentant une partie plane 30 au droit du conduit 13 et une partie 31 à rayons de courbure notable, impartissant au mélange liquide-vapeur un mouvement de giration tel que le liquide dont la masse volumique est bien supérieure à la vapeur (dans le rapport de 1 à 105), se trouve centrifugé et par corséquent séparé de la vapeur. Le déflecteur 30 est ensuite prolongé progressivement vers l'intérieur du ballon par une cloison ver ticale 30a, séparant totalement la région où se recueille la vapeur de celle où est renvoyé le liquide, la première étant en communication directe avec le conduit de sortie 16. La partie 31 se prolonge également en 31b, pour venir se raccord der à la cloison verticale 30a afin de canaliser convenablement le liquide vers la sortie du ballon par le conduit 14. Le réacteur nucléaire décrit ci-dessus présente l'avantage essentiel d'être presque isotherme puisque la tsmpérature d'ébullition du sodium varie en fonction de la pression et que celle-ci subit de faibles variations. Le gradient de température est de ce fait beaucoup moins élevé que dans un réacteur classique, ce qui facilite dans une large mesure le calcul et la réalisation des échangeurs et des structures du réacteur. Le sodium circule dans le coeur chaud et les échangeurs froids par simple convection naturelle. L'apport du sodium condensé dans les échangeurs crée dès lors entre ceux-ci et le coeur, une différence des niveaux liquides produisant une pression motrice suffisante (de 11 ordre de 200 m bar pour une différence de niveaux de I'rdre de 2,6 m) pour permettre la circulation de bas en haut du sodium à l'interieur du coéur-oùil se vaporise, Les pertes de charge rencontrées au cours de cette-circulation sont automatiquement équilibrées par la pression motrIce résultant de la différence d'altitude des niveaux lubies, ce qui fixe le point de fonctionnement de l'instailationO La température de fonctionnement du réacteur est de préférence choisie sensiblement égale à elle enidagée dans les réacteurs classiques, de lordre de 7000C notamment, permettant d'utiliser des éléments combustibles analogues pour lesquels on connalt déjà bien les températures maximales admissibles. La pression dans le coeur de l'ordre de 140 miz-rs est déterminée pour permettre, à la température considérée, la vaporisation du sodium.Le fluide secondaire circulant dans les échangeurs, constitué dans l'exemple considéré par de l'hélium présente de son cté l'avantage d'être peu activé par les radiations et par conséquent de pouvoir etre directement envoyé vers une turbine extérieure dans laquelle il se détend afin d'assurer une production directe d'énergie électrique. A noter également que l'hélium possède de très bonnes propriétés thermiques ce qui permet de diminuer au mieux la taille des échangeurs. Enfin, ce gaz ne compote pas de propriétés corrosives et présente une viscosité et une masse volumique faibles limitant les pertes de charge dans le circuit des échangeurs. De préférence, la températu,re de l'haîium à l'entrée dans les echan geurs est d'environ 350 sous une pression de 30 bars, la température de sortie étant de l'ordre de 600 C. On réalise ainsi un réacteur nucléaire de conception nouvelle, fonctionnant en circuit fermé nécessitant peu d'apport d'énergie énergie électrique extérieure, notamment pour l'entraînement de pompes de circulation puisque ces dernières sont totalement supprimées. Ce type de réacteur est paI ailleurs particulièrement stable, fonctionne en régime d 'autorégulation et enfin présente un rendement élevé, pour un investissement limité par rapport aux solutions classiques antérieures. REVENDICATTONS 1 0/ Réacteur nucléaire à feutrons rapides où le refroidissement du coeur est assuré par circulation d'un métal liquide, en particulier par du sodium fondu, se vaporisant au moins partiellement dans le coer et cédant les calories acquises à un fluide secondaire en circulation dans les tubes d'un ou de plusieurs échangeurs de chaleur, séparés du coeur du réacteur, caractérisé en ce que la circulation du sodium à travers le coeur du réacteur et les échangeurs s'effectue par convection naturelle entre le coeur où se réalise à température et pression presque constantes, lébulltion du sodium et les échangeurs où la vapeur de sodium est condensée et, ainsi ramenée à l'état liquide, r! lrne vers le coeur. 20/ Réacteur nucléaire selon la revendication 1 caractérisé en ce que le fluide secondaIre circulant dans les échangeurs est constitué par de î'héiium parcourant un circuit fermé, comprenant à l'extérieur du réacteur, au moins une turbine utilisant directement la détente de iihélLum à la sortie des échangeurs. 3 / Réacteur nucléaire selon la revendication 1 caractérisé en ce qu il comporte, montée à i'intérieur d'un caisson de protection en béton doublé intérieurement d'une enveloppe ou cuve métallique de sécurité, une cuve primaire contenant le coeur du réacteur et deux cuves adjacentes mais séparées, contenant chacune un échangeur de chaleur, les cuves d'échangeurs étant réunies à la cuve primaire à leurs parties supérieures par des dispositifs séparateurs liquide-vapeur de sodium et à leurs parties inférieures par des conduits de retour du sodium liquide, condensé dans les échangeurs. 40/ Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que les échangeurs de chaleur comportent une pluralité de tubes verticaux, réduisant l'épaisseur du film liquide de condensation du sodium et améliorant les écharpes thermiques. 50/ Réacteur nucléaire selon la revendication 3, caractérisé en ce que les séparateurs liquide-vapeur de sodium sont notamment constitués par des ballons cylindriques allongés, comprenant un orifice d'entrée du mélange liquide-vapeur et au moins un déflecteur interne présentant une courbure progressivement accentuée de façon telle que la séparation du liquide etde la vapeur s'effectue par centrifugation du liquide, s'écoulant par un conduit de sortie inférieur la vapeur s'échappant vers les échangeurs par un orifice latéral. 60/ Réacteur nucléaire selon la revendication 3, caractérisé en ce que les séparateurs sont reliés à la cuve primaire par des conduits de liaison inclinés en direction des séparateurs.