Brevet FR2606924A1 — publié le 19880520

SYSTEME PASSIF D'ELIMINATION DE CHALEUR EN CAS D'ARRET D'URGENCE POUR UN REACTEUR NUCLEAIRE A METAL LIQUIDE. Cette invention se rapporte à un système passif d'élimination de chaleur en cas d'urgence, pour être utilisé dans un réacteur nucléaire de type piscine ou de type boucle, et refroidi par métal liquide. Les systèmes pour éliminer la chaleur de fission à l'intérieur de réacteurs à métal liquide de type piscine dans l'éventualité d'un arrêt d'urgence sont connus d'après les techniques antérieures. Généralement, de tels systèmes d'élimination de chaleur comprennent un échangeur de chaleur auxiliaire formé d'une boucle de tuyauteries en acier inoxydable, constituée de serpentins à chaque extrémité, et comprenant un milieu d'échange de chaleur, tel qu'un mélange de sodium liquide et de potassium liquide. Les serpentins à une extrémité de cette boucle de tuyauteries sont immergés dans la piscine chaude de sodium liquide à l'intérieur de la cuve de réacteur, tandis que les serpentins à l'autre extrémité sont positionnés à l'extérieur de la cuve de réacteur et disposés à l'intérieur d'un conduit de cheminée. L'entrée du conduit est couverte par un ensemble de volets qui peuvent être ouverts de façon sélective au moyen de moteurs électriques. De tels échangeurs de chaleur auxiliaires forment le coeur de ce qui est connu comme étant un système direct de refroidissement auxiliaire -2- de réacteur (ou "DRACS") dans la technique de construction nucléaire. Quand il se produit une condition d'arrêt d'urgence, dans laquelle le système normal d'élimination de chaleur du réacteur devient inopérant, les volets au-dessus de l'entrée du conduit de cheminée sont ouverts en actionnant les moteurs électriques, lesquels à leur tour permettent à un courant d'air ambiant créé naturellement de s'écouler à travers le conduit de cheminée et au-dessus des serpentins de la boucle de tuyauteries qui forment l'échangeur de chaleur auxiliaire et, par cela, refroidissent la piscine chaude de sodium. Une telle condition d'arrêt d'urgence pourrait arriver, par exemple comme la conséquence de la défaillance des pompes du système secondaire faisant circuler le sodium liquide des échangeurs de chaleur intermédiaires dans la piscine chaude de sodium vers les générateurs de vapeur de l'usine. Alors que de tels systèmes d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence sont capables dans la plupart des circonstances d'éliminer la chaleur de fission depuis les piscines de sodium liquide dans l'éventualité d'une telle défaillance de pompe ou d'une autre circonstance imprévue d'arrêt d'urgence, des problèmes pourraient se poser dans des circonstances pour lesquelles les équipements de l'usine nucléaire subiraient une coupure totale de l'énergie électrique, ce qui rendrait inopérants les moteurs des volets, ou dans le cas o les volets fonctionneraient mal et seraient bloqués en position fermée. De plus, la structure de ces serpentins auxiliaires crée d'autres problèmes dans la conception générale des équipements du réacteur. Cependant, avant d'apprécier pleinement ces problèmes, il est nécessaire d'avoir quelque 3- compréhension de la structure et du fonctionnement des réacteurs nucléaires de type piscine. Les réacteurs à métal liquide de type piscine sont généralement formés d'une cuve de réacteur réalisée en acier inoxydable, qui à son tour est concentrique à une cuve de protection. Le fond de la cuve du réacteur est rempli avec une piscine de sodium liquide qui a une température d'environ 354 C (environ 670 F) tandis que les parties médiane et supérieure de cette cuve sont remplies par une piscine de sodium liquide qui est chauffé à une température d'environ 950 F (environ 510 C). De ce fait, les piscines supérieure et inférieure à l'intérieur de la cuve de réacteur sont connues comme étant les piscines chaude et froide respectivement. Une plaque support espacée de la paroi du fond de la cuve de réacteur définit une barrière de pression entre les piscines chaude et froide de sodium liquide. En-dessous de la piscine chaude, le coeur nucléaire est centré et supporté sur la surface supérieure de la plaque support, et complètement immergé dans le sodium liquide. Sont également inclus dans la piscine chaude une multiplicité de tubes verticaux de la pompe principale, ainsi que des échangeurs de chaleur intermédiaires. Le fond de chaque tube vertical de la pompe principale est fixé à la plaque support et comprend un conduit d'entrée et un conduit de sortie. Le conduit d'entrée tire le sodium de la piscine froide en dehors du volume de la piscine froide formé entre la plaque support et le fond de la cuve de réacteur. Le conduit de sortie dirige un flux relativement froid de sodium liquide dans l'entrée du coeur nucléaire, de façon qu'il circule à travers une couche d'assemblages de barres de combustible nucléaire, avant d'être injecté dans la piscine chaude au-dessus. -4- Les échangeurs de chaleur intermédiaires dans la piscine chaude font circuler un flux de sodium chaud vers un système secondaire d'échange de chaleur, qui est finalement utilisé pour produire de la vapeur non radioactive pour entrainer les ailettes d'une turbine couplée à un générateur électrique. L'extrémité inférieure de l'échangeur de chaleur intermédiaire comprend un orifice de sortie qui communique avec la piscine froide de sodium liquide, et le sodium liquide dont l'énergie calorifique a été transférée dans le système intermédiaire d'échange de chaleur s'écoule à travers cet orifice de sortie pour remplacer le sodium liquide qui est constamment aspiré dans la pompe principale Dans des conditions normales de fonctionnement, la pompe primaire et les échangeurs de chaleur intermédiaires maintiennent le sodium liquide dans la piscine chaude à une température d'environ 510 (environ 950 F). A une telle température, la surface libre du sodium liquide qui forme la piscine chaude est maintenue à un niveau prévu prédéterminé qui est nettement endessous du bord supérieur de la cuve de réacteur. Cependant, si le système d'élimination de chaleur avait une défaillance, la plus grande part de la chaleur de fission générée par le coeur nucléaire serait absorbée à l'intérieur de la piscine chaude de sodium. Si aucun système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence n'est compris dans la conception du réacteur de type piscine, la chaleur de fission pourrait élever la température du sodium liquide dans la piscine chaude au-dessus de sa température prévue, ce qui conduirait à une dilatation thermique à un niveau qui submergerait le fond du couvercle de la cuve de réacteur. La température -5- excessivement haute endommagerait également les éléments combustibles du coeur et les autres structures du réacteur. Alors que l'expansion résultante du sodium serait contenue par la cuve du réacteur, l'arrêt d'urgence résultant, la réparation du réacteur et le nettoyage du sodium seraient très onéreux et par conséquent hautement indésirables. Le but de fournir un système d'élimination de chaleur en cas d'urgence dans un réacteur à métal liquide de type piscine est d'empêcher une montée de la température du sodium liquide dans la piscine chaude à un niveau o le coeur du réacteur et des pièces de structure risqueraient des dommages thermiques. Malheureusement, les systèmes antérieurs d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence, qui sont dépendants de composants commandés électriquement, tels que les moteurs des volets mentionnés précédemment, peuvent être défaillants dans l'éventualité d'une coupure totale d'énergie électrique. Dans une tentative de minimiser le risque d'une telle défaillance, quelques- uns des systèmes qui utilisent des volets mobiles sont conçus de telle sorte qu'ils peuvent être ouverts manuellement à la manivelle. Cependant, un tel système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence est encore susceptible d'avoir une défaillance dans le cas o un accident dans l'usine aurait pour effet simultanément de blesser les opérateurs de l'usine et de provoquer une coupure de courant. Un autre défaut de ce système provient du fait que les serpentins de l'échangeur de chaleur auxiliaire sont montés au sommet de l'échangeur de chaleur intermédiaire qui se trouve dans la piscine chaude du réacteur. Une telle position de ces serpentins nécessite un allongement de la hauteur de la cuve du réacteur -6- d'environ 2,44 m (environ 8 pieds), ce qui, à son tour, augmente de façon substantielle le coût de construction des équipements du réacteur. De plus, une telle conception est limitée aux réacteurs à liquide de type piscine, puisque les échangeurs de chaleur intermédiaires de réacteurs à métal du type boucle sont positionnés à l'extérieur de la cuve de réacteur. Enfin, le fait que les serpentins immergés de l'échangeur de chaleur auxiliaire transfèrent toujours de la chaleur depuis la piscine chaude vers une région en dehors de la cuve de réacteur crée des pertes thermiques qui diminuent l'efficacité du réacteur. Il est clair qu'il y a un besoin pour un système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence, qui ne soit en aucune manière dépendant de moteurs électriques ou d'opérateurs humains. Idéalement, un tel système devrait être compatible avec des conceptions de réacteurs à métal liquide, à la fois de type piscine et de type boucle, et facilement incorporé à l'intérieur sans allongement ou modification de la cuve de réacteur ou d'autres composants essentiels de l'usine. Enfin, un tel système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence devrait être d'un fonctionnement totalement automatique, de construction simple et de grande fiabilité, sans création de pertes de chaleur qui affaibliraient l'efficacité globale du réacteur. D'une façon générale, l'invention est un système amélioré d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence pour un réacteur nucléaire à métal liquide, qui comprend un dispositif d'échange de chaleur, et des moyens qui fonctionnent passivement pour amener le dispositif d'échange de chaleur en contact thermique avec le métal liquide dans le réacteur chaque fois -7- que la pompe du réacteur cesse de créer une différence de pression entre les piscines chaude et froide de sodium contenu à l'intérieur. Dans la réalisation préférée, l'invention comprend un redan ou paroi, monté à l'intérieur de la cuve du réacteur entre le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire et le métal liquide dans la piscine chaude, et empêche un contact thermique entre le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire et la piscine chaude aussi longtemps que la pompe du réacteur crée une différence de pression entre les piscines chaude et froide, mais qui permet au dispositif d'échange de chaleur auxiliaire d'être immergé de façon substantielle à l'intérieur de la piscine chaude si la pompe du réacteur cessait de créer une telle différence de pression. De préférence, le redan à l'intérieur de la cuve de réacteur définit également un chemin de circulation supplémentaire entre les piscines chaude et froide chaque fois que la pompe du réacteur ne fonctionne plus, afin de dissiper la chaleur de fission et de fournir du sodium froid à la piscine froide, et par cela d'éviter une surchauffe du coeur. Dans une réalisation de l'invention, le redan est concentrique à la surface intérieure de la cuve de réacteur pour définir un espace annulaire entre les deux. La partie inférieure de cet espace annulaire communique avec le volume froid du réacteur qui contient la piscine froide, tandis que la partie supérieure de cet espace annulaire contient le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire. Pendant le fonctionnement normal, la pompe du réacteur tire vers le bas le niveau du sodium liquide dans l'espace annulaire entre le redan et la cuve de réacteur, vers un niveau qui est en-dessous du niveau du sodium liquide dans la piscine chaude, et le -8- dispositif d'échange de chaleur auxiliaire est positionné dans l'espace gazeux annulaire entre le redan et la cuve juste audessus du niveau tiré vers le bas du sodium liquide contenu à l'intérieur. Comme le gaz de couverture entourant le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire est un conducteur de la chaleur relativement inefficace, le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire transmet peu de chaleur à l'extérieur de la cuve de réacteur pendant le fonctionnement normal du réacteur. Cependant, si la pompe du réacteur venait à ne plus fonctionner, le niveau du sodium liquide à l'intérieur de l'anneau monterait et submergerait le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire, de sorte qu'une part substantielle de chaleur serait éliminée hors de la cuve, et dans le conduit de cheminée à tirage. De plus, le bord supérieur du redan est positionné seulement à une distance relativement courte au-dessus du niveau normal de fonctionnement du sodium dans la piscine chaude, de sorte que toute dilatation thermique significative que subirait le sodium à l'intérieur de la piscine chaude, comme étant la conséquence de la chaleur de fission du coeur du réacteur, amènerait ce sodium à déborder le redan, et à venir en contact de circulation avec le sodium liquide dans la piscine froide. Dans cette première réalisation, un siphon peut être prévu, pour démarrer de façon sélective un tel flux de circulation entre les piscines chaude et froide, avant que la chaleur de fission du coeur ne provoque l'expansion du sodium dans la piscine chaude, dans l'hypothèse du débordement du redan. Dans la seconde réalisation de l'invention, le redan comprend un premier tube vertical ayant une extrémité supérieure qui comporte une ouverture pour admettre un flux de sodium liquide depuis la piscine chaude, et dont l'extrémité inférieure est fixée sur la plaque support qui forme la barrière de pression entre la piscine chaude et la piscine froide. Ce premier tube vertical contient de préférence un second tube vertical qui peut être disposé concentriquement à l'intérieur du premier. L'extrémité inférieure du second tube vertical communique de préférence avec la piscine froide de sodium liquide. Enfin, un piston est disposé entre les premier et second tubes verticaux. L'espace annulaire entre les premier et second tubes verticaux communique avec la sortie de la pompe du réacteur, de sorte que le sodium pressurisé soulève le piston dans une position de coupure de flux quand la pompe du réacteur est opérationnelle. Cependant, le piston est alourdi de façon qu'il tombe dans une position d'admission de flux quand la pompe du réacteur cesse de fournir du sodium pressurisé dans cet espace annulaire. Dans cette réalisation, le dispositif d'échange de chaleur auxiliaire est situé à l'intérieur de la partie supérieure du premier tube vertical, à côté de l'ouverture de flux, de sorte que le métal liquide venant de la piscine chaude s'écoule au- delà du dispositif d'échange de chaleur auxiliaire, à travers le second tube vertical, et en circulation avec le sodium dans la piscine froide chaque fois que la pompe du réacteur cesse de créer une pression suffisante pour maintenir le piston dans sa position de coupure de flux. Les deux réalisations de l'invention fournissent un système pour éliminer la chaleur de fission dans un réacteur à métal liquide au moyen de mécanismes entièrement passifs qui sont déclenchés et actionnés comme conséquence de modifications de conditions de -10- pression entre les piscines chaude et froide, qui résultent de façon naturelle d'une défaillance totale ou partielle de la pompe principale du réacteur. De plus, les deux conceptions sont compatibles avec les deux types de réacteurs à métal liquide, type piscine et type boucle, elles sont simples et de construction solide, et ont pour résultat des pertes thermiques faibles ou nulles pendant le fonctionnement normal du réacteur. Enfin, du fait que l'invention évite la nécessité d'avoir des volets d'affaiblissement de flux dans les conduits de cheminée à tirage naturel qui enveloppent les extrémités extérieures des échangeurs de chaleur auxiliaires, les cheminées des conduits peuvent être plus courtes, et par là réduisent le coût de construction de l'usine. On donne maintenant une brève description des différentes figures. La figure 1 est une vue latérale en coupe d'un réacteur à métal liquide de type piscine qui correspond à une première réalisation du système d'élimination de chaleur de l'invention. La figure 2A est une vue à plus grande échelle de la région du réacteur délimitée par un ovale sur la figure 1. La figure 2B est une vue partielle en plan du réacteur à métal liquide de type piscine le long de la ligne 2B-2B indiquée en figure 1, montrant les couches de tubes en forme d'épingles à cheveux qui forment les serpentins intérieurs de l'échangeur de chaleur auxiliaire. La figure 3A est une vue latérale en coupe d'une seconde réalisation de l'invention. La figure 3B est une vue partielle en plan de la seconde réalisation de l'invention le long de la ligne 3B- -11- 2606924 3B indiquée en figure 3A. On se réfère maintenant à la figure 1, dans laquelle les mêmes numéros désignent les mêmes composants dans toutes les différentes figures. Le système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence de l'invention est représenté installé à l'intérieur des équipements 1 d'un réacteur à métal liquide de type piscine, bien qu'il puisse être utilisé aussi bien à l'intérieur d'un réacteur à métal liquide de type boucle. De tels équipements 1 de réacteur de type piscine comprennent une cuve 3 de réacteur généralement cylindrique qui est entourée d'une cuve 5 de protection. La figure 1 représente la cuve 3 de réacteur, celle- ci étant du type supporté par le fond; cependant l'invention est compatible aussi bien avec des conceptions de cuve de réacteur du type suspendu. Entre la cuve 3 de réacteur et la cuve 5 de protection existe un espace gazeux annulaire 7 qui aide à isoler les parois de la cuve 3 de réacteur du reste des équipements 1. Cet espace gazeux annulaire 7 est rempli de façon typique avec un gaz inerte, tel que l'azote, qui ne réagira pas avec le sodium liquide dans le cas improbable o la cuve 3 de réacteur aurait une fuite. A leur tour, la cave 3 de réacteur et la cuve de protection sont de plus entourées toutes les deux d'une structure creuse 9 en béton pour le réacteur, laquelle est aussi généralement de forme cylindrique. La cuve 5 de protection est disposée de façon concentrique à l'intérieur de la structure creuse 9 pour le réacteur, de façon à créer un second espace gazeux annulaire 11 isolant entre les deux. Contrairement au premier espace gazeux annulaire 7, cet espace 11 peut être rempli avec de l'air ou de -12- l'azote. Dans le but de procurer à la fois un support et une isolation thermique pour le fond de la cuve 3 de réacteur, un lit isolant 13 de magnésie, ayant la consistance du sable et épais d'environ 508 mm (environ 20 pouces) est disposé sur la base 15 de la structure creuse 9 pour le réacteur. Ce lit isolant 13 est concentrique à un support annulaire 16. L'anneau 16 comporte une pluralité de pièces (non représentées sur la figure) s'étendant radialement vers l'intérieur, qui tiennent compte de la dilatation thermique de la cuve 3, mais qui empêchent des mouvements latéraux de la cuve 3 qui pourraient se produire comme conséquence de mouvements sismiques. La cuve 3 de réacteur comporte de plus une paroi de fond circulaire 21, légèrement bombée, comme l'indique la figure. La paroi de fond circulaire 21 repose sur le lit isolant 13 de magnésie. Le bord de la paroi de fond circulaire 21 est relié au bord supérieur du support annulaire 16, lequel lui sert de support. Le lit isolant 13 de magnésie fait également office de support pour la paroi de fond 21 de la cuve 3 de réacteur. Disposée de façon axiale au-dessus de la paroi de fond 21 se trouve une colonne 23 qui aide à supporter le coeur du réacteur. A sa partie supérieure, la colonne 23 est entourée d'une paroi conique 29 qui définit un volume d'admission pour le coeur 30 du réacteur. Le coeur 30 du réacteur est disposé axialement à l'intérieur de la cuve 3 de réacteur, comme le montre la figure. Bien que ceci ne soit pas indiqué de façon spécifique sur la figure 1, le coeur 30 du réacteur comporte une rangée d'assemblages de barres de combustible qui fournissent une part substantielle de la chaleur au sodium liquide qui circule à travers le coeur 30. Entre la colonne 23 et le coeur nucléaire 30 est disposée une plaque support 39 de forme -13- circulaire. Cette plaque 39 coopère avec la colonne 23 pour supporter le corps 30, et également divise le sodium liquide à l'intérieur de la cuve 3 de réacteur en une piscine froide 40 située au fond de la cuve 3, et une piscine chaude 41 située dans les parties moyenne et supérieure de la la cuve 3. La plaque support 39 forme également une barrière de pression entre le sodium liquide dans la piscine froide 40 et le sodium liquide relativement plus chaud dans la piscine chaude 41. En-dessous de la plaque support 39 circulaire sont disposées une pluralité de consoles 43 orientées radialement. Ces consoles 43 aident la plaque 39 à supporter la pompe principale 44 (située sur le côté gauche du coeur 30) et l'échangeur de chaleur intermédiaire 45 (situé sur le côté droit du coeur ). La pompe principale 44 est généralement formée d'un tuyau 47 orienté verticalement et supporté latéralement par un déflecteur latéral 48. L'orifice d'admission 49 de la pompe 44 est situé au bord inférieur du tuyau vertical 47 de la pompe, de façon à pouvoir communiquer à travers un orifice dans la plaque support 39 avec le sodium liquide dans la piscine froide 40. L'orifice de sortie de la pompe 44 est connecté à un conduit de sortie 51 qui communique avec une ouverture (non représentée sur la figure) dans le volume d'admission défini par la paroi conique 29. En fonctionnement, la pompe principale 44 aspire le sodium liquide relativement froid de la piscine froide 40 et le met en circulation forcée à travers le conduit de sortie 51 vers le volume d'admission à l'intérieur de la paroi conique 29, laquelle à son tour distribue de façon uniforme le sodium aux assemblages de barres de combustible à l'intérieur du coeur 30 afin de le -14- réchauffer. Dans des conditions normales de fonctionnement, la pompe principale 44 crée approximativement une différence de pression de 7 bars entre le sodium liquide dans la piscine froide 40 et le sodium liquide présent dans le volume d'admission défini par la paroi conique 29. Cette pression est dissipée par le fait que le sodium passe à travers le coeur 30 et s'écoule dans la piscine chaude 41, mais y reste pendant un temps largement suffisant après avoir atteint la piscine chaude 41 pour créer une différence de pression substantielle entre les piscines chaude et froide. Comme la pompe principale 44, l'échangeur de chaleur intermédiaire 45 comprend un tuyau 54 orienté verticalement et préservé de tout mouvement latéral par le déflecteur latéral 48. Bien que ceci ne soit pas représenté de façon spécifique sur la figure 1, l'échangeur de chaleur intermédiaire 45 comprend un conduit de système secondaire pour la circulation du sodium à travers la piscine chaude vers un système secondaire d'échange de chaleur qui produit finalement une vapeur non radio-active qui est utilisée pour entrainer les turbines de générateurs électriques. Le sodium liquide relativement froid qui circule au- delà des tubes d'évacuation de chaleur du système secondaire d'échange de chaleur est finalement déchargé à travers l'orifice de sortie 58 à l'extrémité inférieure de l'échangeur de chaleur intermédiaire 45 et dans la piscine froide 40, comme indiqué sur la figure. Une telle décharge est naturellement créée comme la conséquence d'une différence de pression d'aspiration créée elle-même par la pompe principale 44 entre la piscine froide 40 et la piscine chaude 41. -15- Au sommet de la la cuve 3 de réacteur est situé un plancher de fermeture 60 formé de plaques d'acier, de nervures d'acier et de matériaux de protection en oxyde de fer. Le rôle du plancher de fermeture 60 est de constituer une barrière thermique entre la cuve 3 de réacteur et l'atmosphère ambiante, ainsi qu'une barrière radiologique pour bloquer les radiations émises par le coeur nucléaire 30. Entre le bord inférieur du plancher de fermeture 60 et le bord supérieur de la la cuve 3 de réacteur se trouve un soufflet métallique 62. Ce soufflet métallique 62 est d'une structure relativement flexible qui s'adapte à des variations dimensionnelles entre le plancher de fermeture 60 et les parois de la la cuve 3 de réacteur, qui sont provoquées par une dilatation thermique différentielle. Autour des bords supérieurs de la la cuve 3 de réacteur sont également disposés une série d'assemblages guides de sommet 64. Ces assemblages guides de sommet 64 assurent que le plancher de fermeture 60 se déplacerait en phase avec le bord supérieur de la la cuve 3 de réacteur dans le cas d'un mouvement sismique. D'autres caractéristiques des équipements du réacteur supporté par le fond, illustré en figure 1, sont décrites de façon spécifique dans la demande de brevet américain, n 795.592, déposéele 6 novembre 1985 par J.E. Sharbaugh et attribué à Westinghouse Electric Corporation, dont la spécification complète est mentionnée spécialement dans le présent document à titre de référence. Bien que ceci ne soit pas représenté en figure 1, le moteur de commande de la pompe principale comporte un moteur auxiliaire (ou moteur démarreur") capable de créer un flux de circulation qui s'élève au moins à un dixième du flux de circulation normale entre la piscine froide 40 et la piscine chaude 41. -16- On se réfère maintenant à la fois aux figures 1, 2A et 2B. La première réalisation préférée du système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence comprend un échangeur de chaleur 72 dont l'extrémité intérieure est généralement concentrique à la partie supérieure de la la cuve 3 de réacteur, ainsi qu'un redan 76 ou une paroi qui est également concentrique à la partie supérieure du réacteur 3. Comme on le voit le mieux sur la figure 2B, l'extrémité intérieure de l'échangeur de chaleur 72 est formée de quatre couches 73a, 73b, 73c et 73d (dont seules sont représentées les couches 73a et 73b) de tubes en forme d'épingles à cheveux 74. Chacun des tubes en forme d'épingles à cheveux 74 est courbé en forme d'un quart de cercle de sorte qu'il peut correspondre à la forme circulaire entre la partie supérieure du redan 76 et la paroi supérieure de la la cuve 3 de réacteur. Une extrémité de chacun des tubes en forme d'épingles à cheveux en couches 73a, 73b (ainsi que 73c, 73d, non représentées sur la figure), converge dans une tête 75 qui est essentiellement une tubulure. Les deux têtes 75 (une seule d'entre elles est représentée, pour simplifier) sont connectées à des tubes d'entrée et de sortie 77 qui se terminent en serpentins 78 qui sont, à leur tour, disposés dans des conduits de cheminée 79 à tirage naturel (représentés schématiquement). Ces conduits de cheminée 79 sont constamment gardés ouverts de sorte que les serpentins 78 peuvent être refroidis de façon continue par un courant d'air ambiant. Comme l'invention 70 évite la nécessité d'avoir des volets en travers desentrées de tirage 79.1 des conduits de cheminée 79, il y a une résistance considérablement plus faible pour les courants pénétrant dans les entrées de tirage 79.1. Cette réduction de la résistance au flux permet de -1 7- raccourcir avantageusement les cheminées 79.2 utilisées dans de tels conduits, réduisant ainsi le coût global de la construction de tels conduits de cheminée 79. Dans la réalisation préférée, chacune des couches 73a à 73d montrées en figure 2B comprend entre treize et quinze tubes en forme d'épingles à cheveux 74, empilés selon la configuration indiquée en figure 1. De plus, chacun des tubes 74 est formé de préférence à partir d'un tube en acier inoxydable, de diamètre 2,5 pouces (63,5 mm), nuance 40. L'utilisation de têtes 75 au lieu de connexions individuelles entre les tubes en forme d'épingles à cheveux 74 et les tubes d'entrée et de sortie 77 minimise de façon avantageuse le nombre de pénétrations de tubes requises dans le plancher de fermeture 60. Alors qu'il serait possible de remplacer les couches 73a à 73d à structure de serpentin unique par des serpentins à 360 qui tourneraient complètement autour de la la cuve 3 de réacteur, la chute de pression associée à une telle conception réduirait l'efficacité de l'échangeur de chaleur 72. En conséquence, l'utilisation de quatre couches séparées 73a à 73d de tubes en forme d'épingles à cheveux 74 est préférée. Finalement, alors que le sodium liquide serait opérationnel comme refroidisseur dans chacun des tubes en forme d'épingles à cheveux 74, un mélange de sodium liquide et de potassium liquide (ou "NaK) est préféré car un tel mélange restera en phase liquide à une température plus basse que le sodium pur. Ceci est d'une importance considérable, parce que le temps de réponse du système 70 pourait être altéré si jamais l'agent refroidisseur à l'intérieur des serpentins 78 descendait à une température lui permettant de se solidifier, soit partiellement, soit complètement. -18- On considère maintenant les figures 1 et 2A, et une description plus spécifique du redan 76. Cette structure est formée d'une première paroi cylindrique 80 ayant une section supérieure 82, une section médiane 84 qui est décalée par rapport à la section supérieure 82, et une section inférieure 86 qui est décalée par rapport à la section médiane 84. Le bord inférieur de la section inférieure 86 comprend des orifices de flux 88, dans un but qui sera maintenant décrit, tandis que le bord supérieur de la section supérieure 82 comporte une pluralité d'orifices d'écoulement 89. Le nombre de tels orifices 89 assure que tout écoulement de sodium liquide depuis la piscine chaude 41 se produira de façon uniforme le long de la circonférence de la paroi cylindrique 80. La section médiane 84 et la section inférieure 86 de la paroi sont reliées par une paroi inférieure conique 90, et la section médiane 84 et la section supérieure 82 sont de plus reliées par une paroi conique supérieure 92. Ces parois 90 et 92 ont pour effet d'espacer la section médiane 84 et la section supérieure 82 davantage de la paroi intérieure de la la cuve 3 de réacteur, de façon étagée. Comme conséquence de cet espacement, un espace annulaire 93 est formé entre la première paroi cylindrique 80 et la cuve 3 de réacteur, qui augmente radialement en dimension depuis la section inférieure 86 jusqu'à la section supérieure 82 de la première paroi cylindrique 80. Les orifices de flux 88 situés au fond de la section inférieure 86 de la paroi 80 mettent cet espace annulaire 93 en communication avec le sodium liquide dans la piscine froide 40. Le système 70 d'élimination de chaleur comprend de plus une seconde paroi cylindrique 94 qui s'étend -19- depuis la surface interne de la la cuve 3 de réacteur au moyen d'une paroi conique 96 qui est parallèle à la paroi conique 92 précédemment décrite. Le rôle de la seconde paroi cylindrique 94 est de créer un espace gazeux isolant 98 entre la partie supérieure de la la cuve 3 de réacteur et le sodium liquide chaud dans la piscine chaude 41. Enfin, le système 70 de la première réalisation préférée comporte un mécanisme de siphon 100, qui est mieux vu sur la figure 2A. Ce mécanisme de siphon 100 enfourche le bord 101 de la section supérieure 82 de la paroi 80 avec une branche 102 pénétrant dans le sodium liquide de la piscine chaude 41, et une autre branche 104 descendant à travers l'échangeur de chaleur 72 situé entre les parois 80 et 94. Un conduit d'amorçage 106 relie de façon fluide le mécanisme de siphon 100 à une pompe aspirante 108. Ce conduit 106 a un mécanisme de valve 109 qui, de préférence, peut être actionné à distance, dans un but qui sera décrit ci-après. En fonctionnement, les orifices de flux 88 dans la section inférieure 86 de la paroi 80 permettent au niveau 112 du sodium liquide dans l'espace annulaire 93 de tomber à un niveau qui immerge à peine les tubes 74 les plus bas. S'il n'y avait pas de différence de pression entre le sodium liquide dans la piscine chaude 41 et la piscine froide 40, alors le niveau 112 du sodium liquide et le niveau du sodium dans la piscine chaude 41 seraient égaux au niveau 110 du sodium. Cependant, du fait de la différence de pression d'aspiration créée par la pompe principale 44, le niveau 112 du sodium dans l'espace annulaire 93 défini par la paroi 80 du redan 76 descend au niveau qui immerge à peine les premiers ou seconds tubes 74 de l'échangeur de chaleur 72. Alors qu'il serait -20- possible de concevoir le redan 76 de telle sorte que le niveau 112 du sodium liquide à l'intérieur de l'espace annulaire 93 n'ait aucun contact que ce soit avec les tubes inférieurs 74 de l'échangeur de chaleur 72, on préfère un contact minimal de façon à conserver constamment le métal liquide à l'intérieur des tubes 74, de sorte qu'il y a toujours au moins une circulation du refroidisseur se déplaçant à travers l'échangeur de chaleur 72. Un tel contact minimal n'est pas suffisant pour affecter de façon significative l'efficacité des équipements 1 du réacteur dans son ensemble, mais assurera cependant que le système 70 répondra rapidement à des conditions d'arrêt d'urgence, puisque le refroidisseur n'aura jamais la possibilité de se- solidifier dans les tubes 74. D'après la description précédente, il est évident que si jamais la pompe principale 44 manquait à sa fonction de créer la différence de pression entre le sodium dans les piscines chaude 41 et froide 40, le niveau 112 du sodium liquide dans l'espace annulaire 93 monterait jusqu'à un point o il immergerait de façon substantielle (sinon complètement) tous les tubes 74 constituant l'échangeur de chaleur 72. Une telle immersion chaufferait immédiatement les serpentins 78, avec lesquels les tubes en forme d'épingles à cheveux 74 sont finalement connectés, et qui, à leur tour, augmenteraient le tirage d'air à travers le conduit de cheminée 79. Le résultat final est que l'échangeur de chaleur 72 commencerait immédiatement à transmettre une quantité substantielle de chaleur hors du système de réacteur 1 et à travers la cheminée 79.2 du conduit 79. De plus, comme la température du sodium dans la piscine chaude 41 commencerait à monter, comme conséquence de la chaleur de fission du coeur 30, le niveau 110 du sodium liquide dans -21- la piscine chaude 41 s'élèverait jusqu'à un niveau 114 (indiqué en pointillés sur la figure), qui est le niveau des orifices d'écoulement 89 dans la section supérieure 82 de la paroi 80, causant de ce fait un déversement de sodium liquide au-dessus du redan 76. Un tel déversement amènerait à son tour le sodium liquide le plus chaud dans la piscine chaude 41 (qui serait monté au-dessus de la ligne en tirets tracée en travers la piscine chaude 41 au sommet de la piscine) qui se déverserait à travers l'espace annulaire 93 dans le sodium relativement plus froid de la piscine froide 40, le sodium circulant de ce fait à l'intérieur de la la cuve 3 par convection naturelle. Si les circonstances qui ont causé la défaillance de la pompe principale 44 ne rendent pas inopérante la pompe aspirante 108, cette pompe 108 peut être actionnée (après ouverture de la valve 109), de façon à induire une telle circulation naturelle avant que le sodium dans la piscine chaude 41 se dilate thermiquement jusqu'à un niveau 114 qui l'amène à se déverser dans l'échangeur de chaleur 72. Si les circonstances le permettent, ceci est la manière préférée de fonctionnement de la première réalisation de l'invention, puisqu'elle a pour conséquence une température de pointe plus basse pour le sodium dans la piscine chaude 41. Les figures 3A et 3B illustrent une variante de réalisation du système 70 d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence de l'invention. Dans cette réalisation, un échangeur de chaleur 120 est formé d'une pluralité de serpentins emboités 122, chacun d'entre eux étant réalisé en forme d'hélice conique. Alors que l'échangeur de chaleur 120 comprend de préférence une multiplicité de tels serpentins, deux -22- seulement sont représentés en figure 3, dans le but de simplifier le dessin. Un métal liquide refroidisseur, tel que NaK, circule depuis et vers ces serpentins emboités 122 au moyen de tubulures d'entrée et de sortie 124a et 124b. L'ensemble complet des serpentins emboités 122 est contenu dans un carter cylindrique , comme le montre la figure. Des conduits d'entrée et de sortie 126a et 126b, connectés aux tubulures 124a et 124b, font, à leur tour, circuler le métal refroidisseur depuis les serpentins emboités 122 vers les serpentins (non représentés sur la figure) situés dans des conduits de cheminée à tirage naturel construits de la même façon que le conduits de cheminée 79 décrit précédemment. Il faut noter que le carter cylindrique 125 comporte une pluralité d'orifices d'entrée 127, afin que le sodium liquide de la piscine chaude 41 puisse s'écouler librement sur ces serpentins 122, dans l'éventualité d'un arrêt d'urgence. Au lieu du redan 76 de type paroi utilisé dans la première réalisation de l'invention, la seconde réalisation loge l'échangeur de chaleur 120 dans la partie supérieure d'un tube extérieur 128 orienté verticalement. Ce tube vertical 128 est assuré contre des mouvements latéraux par un déflecteur latéral 48. Le bord inférieur 130 du tube vertical extérieur 128 est monté mécaniquement et fixé de façon étanche sur la plaque support 39 qui forme la barrière de pression entre les piscines chaude 41 et froide 40. Le sommet du tube vertical extérieur 128 est espacé à faible distance de la surface inférieure du plancher de fermeture 60, et comprend un jeu d'orifices supérieurs d'entrée 134 et un jeu d'orifices inférieurs d'entrée 136. Une paroi annulaire 138 en forme de jupe est concentrique à la surface intérieure de la -23- partie supérieure du tube vertical extérieur 128. Cette paroi annulaire 138 a un bord supérieur 140 qui est fixé de façon étanche à la paroi intérieure du tube vertical extérieur 128 juste audessus des orifices inférieurs d'entrée 136, de sorte que le sodium liquide entrant dans ces orifices 136 doit s'écouler à travers l'espace entre la paroi annulaire 138 et la surface intérieure du tube vertical extérieur 128 avant d'atteindre l'échangeur de chaleur 120. Le bord inférieur de la paroi annulaire 138 se termine en un bord inférieur 142 en forme d'anneau, comme le montre la figure. La seconde réalisation du système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence comprend de plus un tube vertical intérieur 145 qui est contenu dans le tube vertical extérieur 128. Le bord inférieur 147 du tube vertical intérieur 145 est également monté et fixé de façon étanche sur la plaque support 39. De plus, contrairement au cas du tube vertical extérieur 128, l'intérieur du tube vertical intérieur 145 communique avec la piscine froide 40 de sodium par une ouverture (non représentée sur la figure). Le bord supérieur 149 du tube vertical intérieur 145 s'étend jusqu'à un point o il est adjacent au fond du carter cylindrique 125 de l'échangeur de chaleur 120. Dans la réalisation préférée, le tube vertical intérieur 145 est disposé de façon concentrique par rapport au tube vertical extérieur 128, de sorte qu'un espace annulaire 150 allongé est défini entre la surface. extérieure du tube vertical intérieur 145 et la surface intérieure du tube vertical extérieur 128. Cet espace annulaire 150 allongé communique avec l'orifice de décharge de la pompe principale 44 par une ouverture 152 disposée latéralement et connectée à une conduite -24- 2606924 de décharge 154 qui mène à la sortie (non représentée sur la figure) de la pompe principale 44. De ce fait, l'espace annulaire 150 allongé est normalement rempli de sodium liquide qui est en pression par rapport au sodium liquide dans la piscine froide 40. Un piston 158 en forme d'anneau est disposé de façon à pouvoir coulisser à l'intérieur de l'espace annulaire allongé, entre les tubes verticaux intérieur 145 et extérieur 128. Ce piston 158 comprend une pluralité de segments extérieurs 160 qui sont en contact avec la paroi intérieure du tube vertical extérieur 128, ainsi qu'une pluralité de segments intérieurs 162 qui sont en contact coulissant avec la surface extérieure du tube vertical intérieur 145. Enfin, le tube vertical intérieur 145 est concentrique à un épaulement annulaire 164. Comme on le verra plus loin, l'épaulement annulaire 164 définit la position la plus basse que le piston 158 puisse atteindre, tandis que le bord inférieur 142 en forme d'anneau de la paroi annulaire 138 définit la position la plus haute que le piston 158 puisse atteindre. En fonctionnement, du sodium pressurisé venant de la pompe principale 44 s'écoule à travers la conduite 154, l'ouverture 152 et pousse le piston 158 en forme d'anneau vers le haut, de sorte que sa surface supérieure vient en contact de façon étanche avec le bord 142 en forme d'anneau qui définit le bord inférieur de la paroi annulaire 138. Quand le piston 158 est ainsi positionné, le sodium liquide pénétrant par les orifices inférieurs d'entrée 136 du tube vertical extérieur 128 ne peut pas s'écouler au-delà de l'espace annulaire défini entre la paroi annulaire -25- 2606924 138 et la surface intérieure du tube vertical extérieur 128. Alors que du sodium liquide venant de la piscine froide 40 peut se trouver dans dans le tube vertical intérieur 145, le niveau qu'il atteint ne peut pas être plus élevé que les serpentins 122 les plus bas de l'échangeur de chaleur 120. Il n'atteindra pas le même niveau que le sodium liquide dans la piscine chaude 41, du fait de la différence de pression créée par la pompe d'aspiration et développée entre les piscines froide 40 et chaude 41 quand la pompe 44 est en fonctionnement. Cependant, si jamais la pompe principale 44 cessait de créer la différence de pression d'aspiration entre les piscines froide et chaude, le poids du piston 158 le ferait tomber vers l'épaulement annulaire 164 qui circonscrit à la partie supérieure du tube vertical intérieur 145, de sorte que le piston prendrait la position indiquée en figure 3A. Lorsque ceci se produit, le sodium liquide est libre de s'écouler à travers les orifices inférieurs d'entrée 136, autour de l'épaulement 142 qui forme le bord inférieur de la paroi annulaire 138, et vers le haut dans les orifices d'entrée 127 du carter cylindrique 125 de l'échangeur de chaleur 120. De là, le sodium liquide se répand à travers la pluralité des serpentins hélicoidaux 122 qui forment l'échangeur de chaleur 120, et finalement vers le bas dans le sodium liquide de la piscine froide 40 (lequel s'est élevé approximativement au même niveau que le sodium liquide dans la piscine chaude 41, du fait du manque de différence de pression entre elles). De ce fait, non seulement les serpentins 122 qui forment l'échangeur de chaleur sont complètement immergés dans le sodium liquide, mais le chemin de circulation entre la piscine chaude 41 et la piscine froide 40 est également immédiatement établi. D'après ce qui précède, il est -26évident que la seconde réalisation de l'invention a l'avantage d'établir immédiatement un tel chemin de circulation sans dépendre de la chaleur de fission du coeur 30 du réacteur pour la dilatation thermique du sodium dans la piscine chaude 41 jusqu'à un point de déversement au-dessus du redan. -27- REVENDICATIONS 1. Système d'élimination de chaleur en cas d'arrêt d'urgence pour un réacteur nucléaire à métal liquide, du type ayant une cuve (3) contenant des piscines à basse et haute températures (40, 41) de métal liquide, et une pompe (44) pour créer une différence de pression entre lesdites piscines (40, 41), de sorte que le métal liquide circule depuis ladite piscine à basse température vers ladite piscine à haute température à travers le coeur du réacteur (30), caractérisé par le fait qu'il comprend un dispositif d'échange de chaleur (72, 120) situé dans ladite cuve, et un redan (76) monté entre le dispositif d'échange de chaleur (72, 120) et le métal liquide, pour empêcher un échange thermique substantiel entre le dispositif d'échange de chaleur et le métal liquide tant que la pompe (44) crée ladite différence de pression, mais qui permet un contact thermique substantiel entre le dispositif d'échange de chaleur (72, 120) et le métal liquide quand la pompe (44) cesse de créer ladite différence de pression. 2. Système selon la revendication 1, caractérisé par le fait que les piscines à basse et haute températures (40, 41) sont situées respectivement dans les parties inférieure et supérieure de la cuve (3), et que le redan (76) est concentrique à la surface intérieure de la cuve (3) pour définir un espace (93) entre les deux, définissant un chemin de circulation supplémentaire entre les piscines à basse et haute températures (40, 41) chaque fois que la pompe (44) cesse de créer ladite différence de pression. 3. Système selon la revendication 2, caractérisé par -28- 2606924 le fait que la partie inférieure de l'espace (93) défini entre le redan (76) et la cuve (3) est en communication avec la piscine à basse température (40), et que la partie supérieure de cet espace contient le dispositif d'échange de chaleur (72). 4. Système selon la revendication 3, caractérisé par le fait que le niveau du métal liquide dans ledit espace (93) est substantiellement en-dessous du dispositif d'échange de chaleur (72) quand la pompe (44) crée ladite différence de pression, mais s'élève pour immerger substantiellement le dispositif d'échange de chaleur (72) quand la pompe (44) cesse de créer cette différence de pression. 5. Système selon la revendication 4, caractérisé par le fait que le niveau (114) du métal liquide dans la piscine à haute température (41) s'élève au-dessus du bord supérieur (101) du redan (76) et le métal liquide de la piscine à haute température (41) se déverse dans le métal liquide de l'espace (93) entre le redan (76) et la surface intérieure de la cuve (3), comme conséquence de la dilatation thermique lorsque la pompe (44) cesse de créer ladite circulation entre les piscines à haute et basse températures (41, ). 6. Système selon l'une quelconque des revendications 3 ou 4, caractérisé par le fait qu'il comprend de plus un dispositif de siphon (100) placé au-dessus du bord supérieur (101) du redan (76) pour produire une circulation entre ladite piscine à haute température (41) et le métal liquide se trouvant dans l'espace (93) entre le redan (76) et la cuve (3). -29- 2606924 7. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 6, caractérisé par le fait que les piscines à basse et haute températures (40, 41) sont situées respectivement dans les parties inférieure et supérieure de la cuve (3), et sont pratiquement séparées par une plaque support (39), et que le redan (76) comporte un premier tube vertical (128) ayant une extrémité inférieure (130) fixée de manière étanche sur ladite plaque support (39), et une extrémité supérieure (134) qui entoure le dispositif d'échange de chaleur (120) et comporte une ouverture (143, 136) pour l'admission de métal liquide à l'intérieur. 8. Système selon la revendication 7, caractérisé par le fait que ledit redan (76) comporte un second tube vertical (145), situé à l'intérieur du premier tube vertical (128) et ayant une extrémité inférieure (147) en communication avec la piscine à basse température (40), et une extrémité supérieure (149) qui se termine en-dessous du dispositif d'échange de chaleur (120), et que l'espace (150) défini entre les premier et second tubes verticaux (128, 145) communique avec la sortie de la pompe (44). 9. Système selon la revendication 8, caractérisé par le fait qu'un piston (158) est monté de façon à pouvoir coulisser autour du second tube vertical (145), pour empêcher le métal liquide de la piscine à haute température (41) de s'écouler par l'ouverture (134, 136) du premier tube vertical (128), et à travers le second tube vertical (145) quand la pompe (44) crée ladite différence de pression entre les piscines à basse et haute températures (40, 41), et pour admettre le métal liquide par ladite ouverture (134, 136), sur le dispositif d'échange de chaleur (120) et à 30- travers le second tube vertical (145) et dans la piscine à basse température (40) quand la pompe cesse de créer ladite différence de pression. 10. Système selon la revendication 9, caractérisé par le fait que ledit piston (158) est levé en une position empêchant l'écoulement du métal liquide par la différence de pression créée par la pompe (44), mais tombe en une position admettant l'écoulement du métal liquide quand ladite pompe (44) cesse de créer ladite différence de pression.