Brevet FR2524685A1 — publié le 19831007

L'invention concerne un dispositif de support du coeur d'un réacteur à neutrons rapides refroidi par du métal liquide. Dans de tels réacteurs nucléaires, le métal liquide, généralement du sodium, est contenu dans une cuve appelée "cuve principale" à l'intérieur de laquelle est contenu le coeur du réacteur qui plonge entièrement dans le sodium liquide. Le coeur du réacteur est constitué par des assemblages dont la partie inférieure est engagée dans un socle appelé "sommier" qui repose sur une structure de support appelé "platelage" elle-même en appui sur le fond de la cuve principale. Sur le platelage, repose egalement le faux sommier dans lequel sont engagées les parties inférieures des assemblages de protection neutronique disposés autour du coeur. En outre, le platelage supporte également les conduits de refoulement des pompes primaires du réacteur, une partie de la cuve interne disposée à l'intérieur de la cuve principale et divers autres accessoires du réacteur nucléaire. Le platelage supporte donc un ensemble de composants totalisant une masse extrêmement importante. En particulier, le coeur du réacteur forme un ensemble dont la masse totale est extrêmement grande. Dans les réacteurs construits actuellement, le platelage est constitué par une structure mécano-soudée constituée par des plats en acier disposés verticalement, entrecroisés et reliés entre eux par soudure. Dans la partie centrale du platelage, ces plats en acier sont disposés avec un pas carré alors qu'ils constituent à la périphérie du platelage des nervures radiales qui sont elles-aem'es entretoisées. L'ensemble du platelage repose sur le fond de la cuve principale par l'intermédiaire d'une virole de faible hauteur soudée à la périphérie de la partie inférieure du platelage. La cuve principale du réacteur est symétrique de révolution autour d'un axe vertical et comporte un fond bombé sur la surface intérieure concave de laquelle repose le platelage par l'intermédiaire de sa virole de support. Pour accrottre la résistance à la charge du platelage qui travaille essentiellement en flexion, on augmente la hauteur des plats en acier constituant cette structure et donc la hauteur du platelage lui-même et on épaissit la plaque supérieure de otui-ci. Celui-ci est donc extrêmement lourd et extrêmement volumineux et la longueur des soudures des différents plats le constituant est extrêmement importante. Etant donnée la structure du platelage, on ne peut pratiquement pas contrôler ces soudures lorsque le platelage est en place dans la cuve du réacteur. Le fait que le platelage ait une hauteur importante entraine une disposition du coeur du réacteur à une hauteur elle-même importante au-dessus du fond de cuve. Ceci présente des inconvénients en ce qui concerne la tenue aux séismes du réacteur et la quantité de sodium liquide à introduire dans la cuve pour obtenir une immersion suffisante du coeur. Le but de 11 invention est donc de proposer un dispositif de support du coeur dtun réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du métal liquide contenu dans une cuve appelée "cuve principale" renfermant le coeur du réacteur, symétrique de révolution autour d'un axe vertical et fermée à sa partie inférieure par une paroi bombée sur la surface interne concave de laquelle repose le dispositif de support, dispositif devant permettre un allègement des éléments supportés par la cuve, l'utilisation d'une moindre quantité de sodium liquide, et une meilleure tenue aux séismes tout en étant dune construction simple et facilitant les opérations d'inspection et de contrale. Dans ce but, il comporte un ensemble de colonnes disposées verticalement, fixées par leurs extrémités supérieures sur la face inférieure dtun moyen d'appui destiné à supporter les assemblages du coeur, placées avec leurs axes verticaux sensiblement équidistants et fixées par leurs extrémités inférieures sur la face supérieure concave d'une paroi bombée symétrique de révolution autour de l'axe de la cuve principale et en appui sur le fond bombé de cette cuve. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire à titre d'exemples non limitatifs, en se référant aux figures jointes en annexe, deux modes de réalisation d'un dispositif de support suivant l'in- vention, par comparaison avec un dispositif de support dtun réacteur nucléaire construit actuellement. La figure 1 représente une vue en coupe schématique, par un plan vertical, de la cuve d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide comportant un dispositif de support de coeur suivant l'art antérieur. La figure 2 représente une vue en coupe par un plan vertical, sui vant BB de la figure 3, de la partie inférieure de la cuve principale d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un dispositif de support suivant l'invention. La figure 3 représente une vue suivant A de la figure 2. La figure 4 représente, dans une vue analogue à celle de la figure 2, un second mode de réalisation d'un dispositif de support suivant I'invention. Sur la figure 1,on voit la cuve principale 1 d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides rempliepar du sodium liquide jusqu'au niveau 2 et fixqe à l'intérieur dtun puits de cuve 3 supportant également la dalle 4 fermant la cuve 1 à sa partie supérieure. La cuve principale est doublée à ltextérieur par une cuve de sécurité 5 présentant une forme sensiblement identique. La cuve principale est symétrique autour de l'axe vertical ZZ' et comporte une paroi latérale cylindrique fermée à sa partie inférieure par un fond bombé généralement constitué par plusieurs parois sphériques raccordées suivant une ligne circulaire. Le coeur 7 du réacteur est constitué par des assemblages 8 maintenus dans un sommier 9 par leur partie inférieure. Le sommier 9 repose sur le platelage 10 constitué par des plats en acier 11 entrecroisés et soudés entre eux pour constituer une structure résistante. Sur la périphérie du platelage repose également le faux sommier 12 dans lequel sont engagés les assemblages de protection 14, la partie inférieure des pompes primaires telles que 15 et la partie inférieure du redan 16 de la cuve interne. Le platelage 10 repose sur le fond de la cuve principale par l'intermédiaire d'une virole de faible hauteur 18. Pour obtenir une résistance suffisante du platelage, les plats 11 doivent être d'une hauteur importante si bien que le coeur 7 du réacteur est lui-même à une hauteur assez grande au-dessus du fond de cuve 1. Pour diminuer la masse du support 10 on réduit son diamètre au minimum, la virole de support 18 ayant par exemple un diamètre peu supérieur à la moitié du diamètre de la cuve. Sur la figure 2, on voit la cuve principale 20 d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un fond bombé 21 sur lequel repose un dispositif de support suivant l'invention. Ce dispositif de support est constitue, ainsi qu'il est visible sur les figures 2 et 3, par un ensemble de tubes verticaux de grand diamètre 23 soudés à leur partie supérieure sur la surface inférieure plane d'un dispositif de support 24 du coeur du réacteur et des autres composants en appui sur le platelage et, à leur partie inférieure, sur la face supérieure concave d'une paroi bombée 25 solidaire à sa partie inférieure d'une virole de faible hauteur 26 elle-mssme en appui sur le fond 21 de la cuve principale 20. Le dispositif 24 de support du coeur et des autres composants est constitué par une plaque circulaire plane 24a et par une plaque plane annulaire 24b liées entre elles par soudure, grâce à une virole 27. Un logement est ainsi réservé pour le coeur du réacteur dont le diamètre externe correspond au diamètre de la virole circulaire 24a. Les tubes 23 constituent des colonnes réparties suivant un réseau où elles sont sensiblement équidistantes sur toute la surface des plaques 24. Sur la figure 3 on voit la répartition de ces colonnes tubulaires disposées concentriquement autour du centre des plaques 24. Ces tubes-entretoises 23 permettent de transmettre la charge supportée par la plaque supérieure 24 à la paroi bombée 25 dont la forme est sensiblement identique à celle du fond bombé 21 de la cuve principale 20. De cette façon, la paroi 25 travaille couine une membrane chargée et subit principalement des contraintes de traction. On réduit le flambage sous charge des tubes 23 en adoptant un rapport diamètre relativement grand. On prévoit des orifices d'inspection 28 à la fois entre les tubes 23 et au niveau de la partie interne de ceux-ci, à travers les plaques 24. En outre l'espace entre les plaques 24a et 24b permet d'accèder facilement à 1' intérieur du platelage lorsqu'il n1 est pas fermé par la virole 27. Ces orifices d'inspection permettent de vérifier les soudures d'assemblage des extrémités des tubes 23 sur les plaques 24 et 25. Dans le platelage suivant l'invention, la charge est répartie sur toute la surface bombée 25 grâce à un grand nombre de colonnes 23 si bien que la résistance du platelage est indépendante de la hauteur de celui-ci. On a donc intérêt à utiliser des colonnes d'une hauteur relativement faible dont le flambage sera réduit d'autant. Le platelage peut donc être d'une hauteur relativement faible et de toute façon bien inférieure à celle du platelage suivant l'art antérieur. I1 est possible d'augmenter le diamètre de ce platelage et par exemple de choisir un diamètre peu inférieur à celui de la cuve comme representé sur les figures 2 et 3. Le platelage vient alors en appui sur le fond bombé de la cuve 20, par l'intermédiaire de la virole 26, à une distance relativement faible de la paroi cylindrique de la cuve principale, alors que dans le dispositif suivant l'art antérieur représenté sur la figure 1, la virole 18 avait un diamètre peu supérieur à la moitié du diamètre de la cuve principale. Le fait de diminuer la hauteur du platelage et d'en augmenter le diamètre permet d'améliorer la tenue aux séismes de la cuve du réacteur et plus généralement d'améliorer la tenue mécanique de la cuve, si bien qutil est possible de diminuer son épaisseur. En effet, la zone d'appui du platelage sur le fond de la cuve principale étant beaucoup plus proche de la virole périphérique de la cuve principale, les moments transmis à cette cuve sont considérablement réduits. En cas de séisme, les sollicitations dans la direction verticale ont également un effet moindre sur la cuve du réacteur. D'autre part, la distance verticale entre le centre de gravité de l'ensemble coetrr-platelage et la zone dtappui du platelage sur la cuve est également considérablement diminuée, ce qui diminue les sollicitations transversales en cas de séisme. La paroi bombée 25 peut etre réalisée sous la forme d'une calotte sphérique d'une épaisseur relativement faible mais d'un grand diamètre. On peut choisir par exemple un diamètre voisin de 18 mètres pour les cuves de réacteurs construits actuellement avec une épaisseur de tale de 20 mm. Le rayon de cette calotte sphérique peut être identique au rayon de la partie sphérique centrale du fond de cuve. En effet, le fond de cuve est généralement constitué d'une partie centrale qui est une calotte sphérique et d'une partie périphérique qui est une couronne sphérique, ces deux parties étant reliées par une portion torique appelée la carre. C'est au niveau de cette carre que prend appui la virole 26 sur le fond de cuve 21. I1 est préférable d'utiliser des tubes 23 de grand diamètre ayant une faible épaisseur de paroi, puisqu'ainsi on diminue la masse du platelage et qu'on augmente la tenue au flambage de ces tubes. Le fait d'utiliser des tubes répartis sur toute la surface du dispositif 24 permet de diminuer l'épaisseur des tales 24a et 24b dont le flèchissement sous la charge est limité par l'appui sur les tubes. On diminuera donc d'autant la masse du dispositif de support. L'utilisation d'un dispositif de support ou platelage suivant l'invention permet de diminuer la masse de ce support dans le cas d'une cuve d'un diamètre de 22 mètres de 200 tonnes à 170 tonnes. Parallèlement le gain de hauteur est de deux mètres et le diamètre du platelage augmente de 14 mètres à 18 mètres. Ceci entraine également un gain sur la masse de sodium liquide dans la cuve de 700 tonnes. La diminution combinée des différents paramètres entraine une diminution de 20 X des moments sismiques. Sur la figure 4, on voit une variante de réalisation du dispositif de support suivant l'invention où les tubes 33 sont reliés à leur partie supérieure à un dispositif 34 constitué par des plaques planes 34a et 34b et reposent par leur partie inférieure sur le fond 31 de la cuve 30. Le fond 31 de la cuve constitue alors la paroi d'application des charges ayant le même rôle que la paroi 25 du dispositif représenté à la figure 2. Cette disposition permet de gagner encore sur la hauteur du dispositif de support et sur le poids total de la cuve et de ses composants. Le centre de gravité du coeur sera disposé encore plus bas que dans le mode de réalisation représenté à la figure 2. Dans le cas du dispositif représenté à la figure 2 et dans le cas du dispositif représenté à la figure 4, le platelage constitue un ensemble mécano-soudé qu'on vient mettre en place sur le fond de cuve, les tubes 23 étant reliés dans le premier cas par les plaques 24 et par la plaque 25 et dans le second cas par les plaques 34 uniquement. Dans le cas du dispositif représenté aux figures 2 et 3, une virole 29 périphérique réalise également la liaison entre les parois 24 et 25. Dans le cas du dispositif représenté à la figure 4, une virole périphérique 35 fixée sur la plaque extérieure annulaire 34b permet de réaliser une couronne d'appui du dispositif sur le fond de cuve 31. On voit que les principaux avantages du dispositif suivant ltin- vention sont de permettre de réduire la hauteur et la masse du platelage et de réduire en conséquence la quantité de sodium liquide contenu dans la cuve et la hauteur totale de la cuve principale. De plus, cette structure permet d'améliorer la résistance aux seismes et la résistance mécanique de la cuve principale de façon générale. L'invention permet également de diminuer le poids et le cotit de ltensemble constitué par la cuve et les composants qutelle contient. Enfin, le dispositif suivant l'invention comporte uniquement des soudures facilement réalisables et résistantes et dont on peut contrôler la tenue à l'intérieur de la cuve même. L'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui viennent d'être décrits ; elle en comporte au contraire toutes les variantes. C'est ainsi qu'on peut utiliser comme colonnes verticales, à la place de tubes, des colonnes métalliques pleines ou encore des profils métalliques d'une forme quelconque ou des structures réalisées à partir de profils ou de tôles. La partie inférieure bombée du dispositif de support peut avoir qui une forme quelconque/soit favorable à une bonne répartition des contraintes. Cette partie inférieure bombée peut reposer sur la cuve principale par l'intermédiaire de dispositifs d'appui quelconques ou encore être confondue avec le fond de cuve. Le moyen d'appui destiné à supporter les assemblages du coeur et les autres composants du réacteur peut être réalisé d'une autre façon que par assemblage de plaques de support continues (telles que 24a et 24b). I1 peut être constitué par des plaques d'appui séparées. Ilpeut également être remplacé partiellement ou en totalité par le sommier de support des assemblages du coeur et les organes d'appui des composants du réacteur reposant sur le platelage. Ces organes sont alors fixés sur la partie supérieure des colonnes du platelage. Enfin, le dispositif suivant l'invention s'applique non seulement dans le cas des réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type intégré comme il vient d'entre décrit mais également à tout réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du métal liquide et comportant une cuve principale renfermant le coeur du réacteur plongé dans le métal liquide. REVENDICATIONS 1.- Dispositif de support du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du métal liquide contenu dans une cuve (20) appelée cuve principale, renfermant le coeur du réacteur, symétrique de révolution autour d'un axe vertical et fermée à sa partie inférieure par une paroi bombée (21) sur la surface interne concave de laquelle repose le dispositif de support, caractérisé par le fait qu'il comporte un ensemble de colonnes (23) disposées verticalement fixées par leurs extrémités supérieures sur la face inférieure d'un moyen d'appui (24) destiné à supporter les assemblages du coeur, placées avec leurs axes verticaux sensiblement équidistants, et fixées par leurs extrémités inférieures sur la face supérieure concave d'une paroi bombée (25) symétrique de révolution autour de l'axe de la cuve (20) et en appui sur le fond bombé (21) de cette cuve (20). 2.- Dispositif de support suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que les colonnes verticales (23) sont constituées par des tubes de grand diamètre et de faible épaisseur. 3.- Dispositif de support suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que la paroi bombée (31) sur laquelle sont fixées les extrémités inférieures des colonnes (33) est constituée par la paroi bombée inférieure de la cuve (30). 4.- Dispositif de support suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que le dispositif de support a un contour périphérique extérieur circulaire et un diamètre peu inférieur au diamètre intérieur de la cuve principale (20). 5.- Dispositif de support suivant l'une quelconque des revendications 1, 2, 3 et 4, caractérisé par le fait que le moyen d'appui (24) destiné à supporter le socle de maintien des assemblages est constitué par des plaques planes (24a et 24b) disposées à des niveaux différents et ménageant un logement pour le coeur du réacteur à la partie centrale (24a) du dispositif à un niveau inférieur au niveau de la partie périphérique (24b) du dispositif d'appui, le coeur étant encastré dans le support ou platelage. 6.- Dispositif de support suivant la revendication 2, caractérisé par le fait que le moyen d'appui (24) destiné à supporter le socle de maintien des assemblages et constitué par des plaques planes (24a et 24b) percées d'ouvertures de contrôle (28) aussi bien à la verticale des parties internes des tubes (23) qu'entre les tubes (23).