Brevet FR2411471A1 — publié le 19790706

La présente invention est relative à une installation qui peut éliminer le tritium contenu dans un métal liquide pour refroidir un réacteur nucléaire, et à un procédé de fonctionnement de ce dernier. A titre d'exemple on prendra un réacteur à régénération rapide refroidi par du sodium liquide qui est le plus pratique parmi tous les réacteurs nucléaires refroidi par un métal liquide0 Durant le fonctionnement du réacteur, du tritium est produit à l'intérieur du réacteur par la fission ternaire du carburant, la réaction du bore [10 B ( n, T) 8 Be utilisé dans une tige de contrôle et -la réaction du lithium [6Li (n,T) 4 He contenu dans le sodium. Le tritium est un radioidotope de l'hydrogène. I1 est très mobile et diffuse à travers les aciers inoxydables et autres métaux à températures élevées. En conséquence, le tritium produit dans le réacteur envahit un système de transport de chaleur qui refroidit le réacteur en éliminant sa chaleur0 Ce systè me comprend un circuit sodium primaire, un circuit sodium secondaire et un circuit eau-vapeur. Le tritium fait d'abord une brè che dans le circuit sodium primaire à travers la paroi d conduit de transfert de chaleur à l'intérieur du réacteur.Le tritium qui a pénétré dans le circuit sodium primaire fait ensuite une brèche dans le circuit sodium secondaire à travers la paroi d'un conduit de transfert de chaleur d'un échangeur de chaleur intermédiaire qui effectue un échange de chaleur entre le circuit sodium primaire et le circuit sodium secondaire. De plus, le tritium fait une brèche dans le circuit eau-vapeur à travers la Da- roi d'un conduit de transfert de chaleur d'un générateur de vapeur qui effectue un échange de chaleur entre le circuit sodium secondaire et le circuit eau - vapeur. Une partie du tritium qui est entré dans le circuit eau-vapeur est émise dans le milieu ambiant à cause d'une fuite doleau ou de vapeur, et provoque de graves dommages corporels.En outre, la manipulation d'instruments dans les circuits sodium et le circuit eau-vapeur est très difficile. I1 est donc nécessaire de réduire le plus possible la quantité de tritium qui s'est échappé dans le milieu ambiant. Comme système de passage à travers le réacteur, un système de purification du sodium est mis en place en plus du système de transport de chaleur. Dans ce système de purification du sodium, est disposé un séparateur froid. Ce dernier élimine les oxydes de sodium ou les composés hydrogénés contenus dans le sodium, en les faisant précipiter dans le séparateur froid parce que leurs solubilités diminuent quand la température chute. Mais comme le tritium traverse les métaux, le séparateur froid ne peut pas empêcher suffisamment le tritium de s'échapper dans le milieu environnant. Le brevet japonais N 52-31516 décrit une méthode pour éliminer le tritium d'un circuit sodium. Selon cette méthode, en faisant fonctionner un réacteur, un composé hydrogéné se dissout dans le sodium à température élevée à l'intérieur d'un premier séparateur. De plus, le sodium contenant le composé hydrogéné est refroidi à l'intérieur d'un second séparateur pour précipiter le composé hydrogéné en excès à la surface dsun filet métallique. Dans la précipitatiôn du ompos hydrogéné, du césium ou de l'iode parmi les impuretés contenues dans le sodium sont précipitéstavec le composé hydrogéné, et le tritium est capté dans le second séparateur par la réaction d'échange isotope avec le composé hydrogêné. Dans le second séparateur, cependant, la température de re froidissem.nt n'est pas toujours répartie de façon uniforme. Le composé hydrogéné est bien précipité sur la partie de la surface du filet métallique dont la température est la plus basse, dans le second séparateur. Résultat, le composé hydrogéné précipité bloque le passage du sodium,ret le système purificateur de sodium ne peut remplir sa fonction.Dans la technique de l'Art antérieur, le procédé suivant lequel le composé hydrogéné se dissout dans le sodium dans le premier séparateur et qu'il précipite dans le second séparateur est réalisé durant le fonctionnement du réacteur. En conséquence, dans le cas où le passage du sodium a été bloqué par le composé hydrogéné à l'intérieur du second séparateur, il est impossible d'obtenir un débit normal de sodium même en provoquant lticoulement & contre-courant du sodium. I1 est, par conséquent, nécessaire de couper le réacteur, de détacher le second séparateur du système et de le remettre en état. Comme le sodium précipité dans le second séparateur contient cependant des substances radioactives tel le tritium, la remise en état pose un problème de sécurité pour les opérateurs et doit entre évitée au maximum.En conséquent, même si le second séparateur a une durée d'utilisation réduite, il doit être condamné, ce qui n'est certes pas économique. En outre, pour remettre en état le second séparateur, le réacteur doit être arrêté, ce qui n'est pas très économique du point de vue efficacité opérationnelle du réacteur0 La cause de ces inconvénients est que le composé hydrogéné précipite librement durant le fonctionnement du réacteur sous l'état où la température de refroidissement dans le second séparateur n'est pas contrôlée. La présente invention a pour objet de fournir une installation suivant laquelle un séparateur froid n'est pas bouché à cause d'un composé hydrogéné durant le fonctionnement dtun réacteur et suivant laquelle du tritium peut etre capté à l'intérieur du séparateur froid en toute sécurité et de façon continue pendant longtemps, et de fournir aussi un procédé de fonctionnement de ladite installation. La principale caractéristique de la présente invention réside dans le fait qu'un composé hydrogéné est aggloméré uniformément dans un séparateur froid avant la mise en marche d'un réacteur, et que du-tritium produit du réacteur est capté à l'intérieur du séparateur froid par réaction d'échange isotope entre le tritium et le composé hydrogéné La seule figure anaexéa représente une installation à réacteur de régénération rapide refroidi par du sodium liquide, suivant la présente invention. En se référant à cette figure, un réacteur 10 est muni dlun système 100 de transport de chaleur qui enlève à travers le sodium la chaleur produite dans le réacteur 10, et d'un système 200 de purification du sodium qui sépare du sodium des impuretés produites dans le réacteur 10 et dissoutes dans le-sodium. Le système 100 de transport de chaleur est construit d'un circuit 102 sodium primaire, dun circuit 104 sodium secondaire et d'un circuit 106 eau-vapeur. Le circuit 102 sodium primaire comprend le réacteur 10, un échangeur de chaleur intermédiaire 108, un conduit 110 reliant les composants 10 et 108, et une pompe 112 incorporée dans le condult 110. Le circuit 104 sodium secondaire est formé entre le circuit 102 sodium primaire et le circuit 106 eau-vapeur, et il sert à réduire au maximum les impuretés produites à 11 intérieur du réacteur 10 qui se déplacent au circuit 106 eau-vapeur. Le circuit 104 sodium secondaire comprend un conduit 114 de transfert de chaleur situé dans l'échangeur de chaleur intermédiaire 108, un générateur de vapeur 116, un conduit 118 reliant les composants 114 et 116, et une pompe 120 incorporée dans le conduit 118. Le circuit 106 eau-vapeur comporte un conduit 122 de transfert de chaleur situé dans le générateur de vapeur 116, une turbine 124, et un conduit 126 reliant les composants 122 et 124. Un générateur électrique 128 est associé à la turbine 124, et la chaleur produite dans le réacteur. 10 est transformée en électricité par le générateur électrique 128. Le système 200 de purification de sodium forme une boucle pour le sodium, séparée du système 100 de transport dn chaleur. Une partie du sodium destiné à refroidir le réacteur 10 est enlevée du réacteur 10 et purifiée à l'intérieur de cette boucle. Le sys, tème 200 est composé du réacteur 10, d'un réservoir de trop-plein 202, d'un réceptacle 204 garni d'hydrure de sodium solide (NaH), d'un séparateur froid 206, d1un conduit 208 reliant ces composants, et de pompes 210 et 212 incorporées dans le conduit 208. De plus, le conduit 208 est muni d'un shunt 214 qui sert à faire écouler le sodium dans le séparateur froid 206 sans passer à travers le réceptacle 204, et d'une valve 216 qui change le débit du sodium. On va décrire maintenant un procédé pour garnir le N a H dans le séparateur froid 206. Ce procédé est réalisé avant que le système 200 de purification du sodium soit associé avec le réac- teur 10. Le sodium à température élevée est introduit dans le système purificateur 200 via le conduit 208. Le réservoir de tropplein 202 est divisé en deux chambres 218 et 220 par une plaque de cloisonnement 217. Le sodium à haute température s'écoule d'une chambre 218 via la valve 216 dans le réceptacle 204. Le sodium dissout 1'hydrure de sodium N a H dans le réceptacle 204 et est introduit dans le séparateur froid 206.Le sodium introduit dans le séparateur froid 206 est refroidi par un réfrigérant qui slécoule à ltintérieur d'un conduit de refroidissement 222, et le N a H dissout dans le sodium atteint la solubilité de saturation et précipite. Le N a H précipité est capté par un filet métallique 224 disposé au voisinage d'un orifice de sortie du sodium à l'intérieur du réceptacle 206. I1 est important que le N a H précipite uniformément sur la surface du filet métallique 224 et qu'il n'empoche pas 11 écoulement du sodium. Comme ce procédé est réalisé avant la mise en fonctionnement du réacteur 10 et qu'aucune substance radioactive tel le tritium n'est contenue dans le sodium, il présente une grande sécurité pour celui qui manipule le séparateur froid 206. En conséquence, memo si le N a H n'est pas réparti uniformément à la surface du filet métallique 224, une répartition uniforme peut être réagis sée en raclant une partie du N a H. Après que la N a H ait été uniformément réparti à la surface du filet métallique 224, le système 200 de purification du sodium comprenant le séparateur froid 206 est associé au réacteur 10 comme on le représente sur la figure. Cest après cette opération que le réacteur est mis en route. On va décrire maintenant la fonction Qu système purificateur de sodium 200 durant la mise en marche du réacteur 10. Le sodium contentant les impuretés et qui a refroidi le réacteur 10 est à 530'C. Il est introduit du réacteur 10 dans une chambre 218 à l'intérieur du réservoir de trop plein 202 où il este, La tempe- rature du sodium baisse jusqu'à 2300C parce que le sodium à haute température réalise l'échange de chaleur avec le sodium refroidi dans le séparateur froid 206, par ltintermédiaire de la plaque de cloisonnement 217. Le sodium de la chambre 218 est introduit dans le séparateur 206 par l'intermédiaire de la valve 216 et du shunt 214 grâce à la pompe 210. Le séparateur 206 est maintenu refroidi à 1500 C par le réfrigérant.Le tritium contenu dans le sodium qui stest zest écoulé dans le séparateur 206 est substitué par l'hydrogène H de l'hydrure de sodium H a z (solide) adhérent à la surface du filet métallique 224 et capté ensuite dans le séparateur par réaction d'échange isotope représentée dans la formule suivante NaH + NaT N a T + N a T (solide dans (soluté dans (solide dans (soluté dans le separa- le sodium) le séparateur) le sodium) teur) Le sodium d'où a été éliminé le tritium retourne au réacteur 10 par la pompe 212 via la chambre 220 dans la cuve de tropplein 202, et circule dans la boucle du système 200 de purification du sodium. A titre d'exemple, la puissance du réacteur 10 est égale à 700 MWt, et la capacité du circuit 102 sodium primaire égale à 760 m3. Ensuite, dans le cas où aucun hydrogène n'est contenu dans le séparateur 206, la concentration on tritium du circuit 102 est de 30 ci/cm3 un an après le début de la mise en route du réacteur 10. Au contraire, quand 1 Kg de N a H est emmagasiné dans le séparateur 206, la concentration en tritium du circuit 102 est égale à 3 ci/cm3 un an après le début de la mise en fonction du réacteur 10. Ce qui signifie que la vitesse de diffusion du tritium dans le système de transport de chaleur 100 peut être réduite dll. En conl8quence, la quantité démission du tritium, dans l'en vironnement, dans le cas dte lagasinage de N a H du séparateur 20 diminue à 1/10 de celle dans le cas où aucun N a H ntest exa- gasiné. Selon la présente invention, le composé hydrogéné est unifor dément réparti à la surface du filet métallique 224 du séparateur 206 avant le demérrage du réacteur 10. Après quoi le réacteur peut être mis en route. L'opérateur peut contrôler, en conséquence, la répartition du composé hydrogéné sans être exposé à une radioactivité de sorte que le composé hydrogéné n'arrête pas 11 écoulement du sodium. Comme résultat, une fois que le séparateur froid 206 avec le composé hydrogéné uniformément réparti à la sur face du filet métallique 224 a été associé au réacteur 10, ce dernier peut fonctionner de façon continue sans être arrêté. REVENDICATIONS 1 - Installation à réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide suivant laquelle un réacteur produit de la chaleur, un système de transport de chaleur enlève la chaleur du réacteur par l'intermédiaire d'un métal liquide, et un système purificateur comprend un séparateur froid destiné à éliminer des impuretés contenues dans le-métal liquide, installation caractérisée en ce que le système de purification est muni d'un réceptacle en amont du séparateur froid, réceptacle garni d'un composé hydrogéné du métal liquide, et en ce qu'un élément destiné à capter des cris- taux dW composé hydrogén est disposé à l'intérieur du séparateur, les cristaux du composé hydrogéné étant produits de telle manière que le composé hydrogéné dissout dans ie métal liquide à lint4- rieur du réceptacle est refroidi à l'intérieur du séparateur. 2 - Installation à réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisée en ce que le système de purification est de plus muni d'un passage qui dérive le réceptacle, et d'une valve d2in- version qui fonctionne de façon à faire écouler le métal liquide dans le réceptacle avant le déparrage du réacteur et à faire écouler le métal liquide à travers le passage de dérivation durant le fonctionnement du réacteur 3 - Installation à réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide suivant la revendication 1 ou 2, Caractérisée en ce que le métal liquide est du sodium (Na) et le composé hydrogéné de l'hydrure de sodium (N a H). 4 - Méthode de fonctionnement dtune installation à réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide, suivant laquelle un système de purification possède un séparateur froid pour éliminer des impuretés contenues dans un métal liquide destiné à refroidir un réacteur, méthode caractérisée en ce qu'elle comprend l'emmagasinage d'un composé hydrogéné du métal liquide dans un passage dudit métal liquide à l'intérieur du séparateur froid avant la mise en fonction du réacteur; le démarrage dudit réacteur; et l'élimination du tritium dans le métal liquide par une substitution entre le tritium du métal liquide et l'hydrogène dudit composé hydrogéné durant le fonctionnement dudit réacteur. 5 - Héthode de fonctionnement d'une installation à réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide, suivant laquelle un système de purification possède un séparateur froid pour éliminer des impuretés contenues dans un métal liquide destiné à refroidir un réacteur, méthode caractérisée en ce qu'elle comprend la disposition diun réceptacle dans un passage sur un cêté de courant supérieur du séparateur, ledit réceptacle étant garni dtun composé hydrogéné du métal liquide et un passage dérivant ledit réceptacle; la disposition dBune valve permutant le métal liquide pour qu'il coule à travers l'un dos deux passages; ltintroduc- tion dans le séparateur du métal liquide où est dissout le composé hydrogéné à l'intérieur du réceptacle avant la mise en fonction du réacteur, les cristaux du composé hydrogéné étant produits en refroidissant le métal liquide à l'intérieur du séparateur et captés ensuite par un élément approprié disposé à l'intérieur dudit séparateur; la mise en route dudit réacteur; et l'élimina- tion du tritium dudit métal liquide par une substitution entre le tritium du métal liquide et l'hydrogène du composé hydrogéné capté. 6 - Méthode de fonctionnement dlune installation à réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide suivant la revendication 4 ou 3, caractérisée en ce que ledit métal liquide est du sodium (Na), et ledit composé hydrogéné de l'hydrure de sodium (N a H).