Brevet FR2987487A1 — publié le 20130830

SYSTEME D'EVACUATION DE LA PUISSANCE RESIDUELLE D'UN REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES, UTILISANT UNE CONVECTION FORCEE DANS L'ESPACE INTERCUVE DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE La présente invention concerne un système 5 d'évacuation de la puissance résiduelle (en anglais, decay heat removal) d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide. Elle s'applique notamment aux réacteurs qui sont refroidis par du plomb liquide ou par un alliage 10 plomb-bismuth liquide, mais plus particulièrement à ceux qui sont refroidis par du sodium liquide. ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE Un réacteur à neutrons rapides refroidi au 15 sodium (en anglais, sodium-cooled fast neutron reactor), plus simplement appelé réacteur rapide au sodium (en anglais, sodium fast reactor) ou SFR, comporte habituellement une cuve dans laquelle se trouve le coeur du réacteur. 20 Cette cuve est fermée sur le dessus par une dalle afin que le sodium primaire, qui circule dans la cuve, ne soit pas en contact avec l'air extérieur. Tous les composants dont est pourvue la cuve, tels que les échangeurs, les pompes et les tuyaux, traversent cette 25 dalle verticalement pour pouvoir être démontés en les soulevant verticalement au moyen d'un dispositif de levage. La cuve du réacteur, dite cuve principale (en anglais, main vessel), est généralement pendue à la dalle : elle lui est accrochée par sa partie supérieure. Cette disposition permet à la cuve de se 5 dilater librement par le bas en fonction de sa température. Pour des raisons de sûreté, cette cuve principale est placée dans une autre cuve, dite cuve de sécurité (en anglais, safety vessel), qui est aussi 10 généralement pendue à la dalle. L'intervalle entre les deux cuves est en général de quelques dizaines de centimètres. En cas de fuite de la cuve principale, le sodium est récupéré dans l'espace intercuve (en anglais, inter-vessel space). On évite ainsi une trop 15 grande perte de sodium à l'intérieur de la cuve principale. Cela permet un refroidissement correct du coeur. L'espace intercuve est également utilisé pour permettre le passage d'un robot destiné à 20 l'inspection des cuves. De plus, il contient un gaz qui est chimiquement neutre vis-à-vis du sodium. On utilise généralement de l'azote à une pression voisine de la pression atmosphérique. En outre, les deux cuves sont constituées d'un acier qui est compatible avec le 25 sodium du point de vue chimique, et avec la température de fonctionnement du réacteur, à savoir 400°C à 450°C. On connaît deux grandes familles de SFR : les SFR de type à boucles (en anglais, loop-type SFRs) et les SFR de type intégré (en anglais, pool-type 30 SFRs). Un réacteur de type à boucles comporte un échangeur de chaleur intermédiaire et des moyens de pompage du sodium primaire. Ils sont situés sur une ou plusieurs boucles, placées en dehors de la cuve principale. Un exemple d'un tel réacteur est schématiquement illustré par la figure 1. Sur cette dernière, les flèches 2 symbolisent le mouvement du sodium primaire 3. Ce dernier traverse le coeur 4 pour emporter la chaleur qui y est produite. A la sortie du coeur, le sodium primaire débouche dans une zone 6 de la cuve principale 8 du réacteur, zone couramment appelée « collecteur chaud ». Pour chaque boucle du réacteur, un tuyau 10 15 débouche dans le collecteur chaud pour aspirer le sodium primaire et le conduire vers l'échangeur intermédiaire (non représenté), où il cède la chaleur au sodium secondaire. A la sortie de l'échangeur intermédiaire, le sodium primaire est aspiré par une 20 pompe (non représentée) et directement envoyé à l'entrée 11 du coeur, située sous celui-ci, par l'intermédiaire d'un tuyau 12. Sur la figure 1, les références 14 et 16 désignent respectivement la cuve de sécurité et la 25 dalle de fermeture du réacteur, et la référence 17 désigne le bouchon couvercle coeur (en anglais, above core structure) qui contient l'instrumentation pour la surveillance (en anglais, monitoring) du coeur. Dans un réacteur de type intégré, 30 l'échangeur intermédiaire et les moyens de pompage du sodium primaire sont intégralement situés dans la cuve principale. On évite ainsi de faire sortir le circuit primaire de la cuve. Cela constitue un avantage important en ce qui concerne la sûreté, par rapport à un réacteur de type à boucles. Un exemple d'un réacteur de type intégré est schématiquement représenté sur la figure 2. En fonctionnement normal du réacteur, le sodium primaire traverse le coeur 18 pour emporter la chaleur qui y est produite. A la sortie du coeur, le sodium primaire arrive dans une zone 20 de la cuve principale 22 du réacteur. Cette zone 20 est couramment appelée « collecteur chaud ». Ce collecteur chaud est séparé d'une autre zone 26, appelée « collecteur froid », par une paroi 28 formant une cuve interne. Les parties supérieures respectives du collecteur chaud et du collecteur froid sont ouvertes. Un volume d'un gaz chimiquement neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l'argon, est compris entre les surfaces libres de ces collecteurs et la dalle 24 de fermeture du réacteur. Le sodium primaire passe du collecteur chaud 20 au collecteur froid 26 en traversant l'échangeur de chaleur intermédiaire 30. Ce dernier sert à transférer la chaleur du sodium primaire vers un circuit secondaire (non représenté). Dans un réacteur de type intégré, le sodium primaire est mu à l'intérieur de la cuve principale 22 par une ou plusieurs pompes, telles que la pompe 32, 30 qui prennent le sodium primaire dans le collecteur froid 26 et le renvoient dans le coeur 18, selon un trajet symbolisés par les pointillés 33. Sur la figure 2, la référence 34 désigne la cuve de sécurité du réacteur et la référence 35 désigne le bouchon couvercle coeur comportant l'instrumentation pour surveiller le coeur. En dehors du fonctionnement normal, tout réacteur nucléaire de puissance doit disposer de circuits d'évacuation de la puissance résiduelle du coeur du réacteur, dont l'architecture générale doit être compatible avec le fonctionnement normal du réacteur. Un réacteur de type à boucles ou de type intégré comprend généralement un ou plusieurs échangeurs spécifiques, tel que l'échangeur 36 de la figure 2, qui ont une fonction d'évacuation de la puissance résiduelle. Ces échangeurs sont verticaux, traversent la dalle 24 de fermeture du réacteur et sont immergés dans le sodium du collecteur chaud. De par leur fonction, ces échangeurs ont une taille plus petite que les échangeurs intermédiaires. Le fait que l'ensemble des composants du réacteur, notamment l'échangeur de chaleur intermédiaire et chaque échangeur spécifiquement destiné à l'évacuation de la puissance résiduelle, traversent la dalle de fermeture constitue une défaillance potentielle par mode commun (en anglais, potential common-mode fallure). En effet, si par exemple un incident 30 survenait sur la dalle, l'ensemble des systèmes traversant celle-ci pourrait être endommagé. Cela conduirait à une indisponibilité totale des systèmes d'évacuation de la puissance résiduelle. Pour évacuer celle-ci, on a donc prévu un chemin thermique qui ne traverse pas la dalle de fermeture du réacteur mais la cuve principale de celui-ci. Le transfert de chaleur s'effectue alors du sodium primaire vers la cuve principale 22, de cette dernière vers la cuve de sécurité 34, puis de cette cuve 34 vers une source froide externe (non représentée), généralement par l'intermédiaire d'une série de tuyaux qui sont soudés à l'extérieur de la cuve de sécurité 34 et forment un serpentin 38 dans lequel circule un fluide caloporteur. Du coeur 18 jusqu'à la cuve principale 22, le transfert de chaleur s'effectue par conduction à travers le sodium primaire ou par convection de celui-ci à l'intérieur de la cuve principale. De la cuve de sécurité 34 vers la source froide externe, il s'effectue par convection grâce au fluide caloporteur qui circule dans le serpentin 38. De la cuve principale 22 vers la cuve de sécurité 34, il s'effectue par rayonnement et par convection naturelle dans le gaz contenu dans l'espace intercuve 40. La puissance transmissible à travers ce dernier est fonction de la différence de température entre la cuve principale et la cuve de sécurité, et du coefficient d'émissivité. Le coefficient de transfert par convection naturelle étant faible (quelques watts par mètre carré et par degré Celsius), le transfert de chaleur, symbolisé par les flèches 42, s'effectue essentiellement par rayonnement. La puissance évacuée est ainsi proportionnelle à la surface d'échange, surface utile entre les deux cuves 22 et 24. Or, une étude sur la conception des SFR en fonction de leur puissance montre que la puissance thermique du coeur croît beaucoup plus vite que la surface d'échange. Donc, pour un réacteur de petite puissance thermique, par exemple un réacteur dont la puissance du coeur vaut 500 MW, il est possible d'évacuer la puissance résiduelle par la cuve principale, mais il n'est pas possible de faire cela pour un réacteur de forte puissance thermique, par exemple 1500 MW. En fait, on trouve que la puissance thermique maximale d'un réacteur est, à titre indicatif, de l'ordre de 1000 MW si l'on veut utiliser la cuve principale pour évacuer la puissance résiduelle. Par ailleurs, on sait que la dalle de fermeture du réacteur, à laquelle sont accrochées la cuve principale et la cuve de sécurité, est maintenue sur une virole en béton. Cette dernière forme un puits de cuve dans lequel se trouve le réacteur. Pour des raisons de tenue mécanique, le béton ne doit pas monter à des températures excessives, c'est-à-dire des températures voisines de 100°C. Il est alors nécessaire de le refroidir. Ceci est réalisé à l'aide d'un serpentin qui est inclus dans le béton et dans lequel circule de l'eau. En fonctionnement normal, c'est-à-dire 30 lorsque le réacteur est en puissance, la cuve principale est chaude vers 400°C. Il y a donc un flux de chaleur de la cuve principale vers le béton du puits de cuve, via la cuve de sécurité. Ce flux de chaleur traverse l'espace intercuve. Pour minimiser le flux de chaleur vers le béton du puits de cuve et éviter de dégrader le rendement de l'installation, on utilise une isolation thermique. Cette dernière résulte de l'espace intercuve qui forme une lame de gaz, et donc un isolant thermique, entre la cuve principale et la cuve de sécurité. Ainsi l'espace intercuve doit-il jouer le rôle d'isolant thermique en fonctionnement normal et le rôle de conducteur thermique dans des situations de fonctionnement dégradé, pour favoriser l'évacuation de la puissance résiduelle. Un moyen d'améliorer cette évacuation consiste à faire circuler un gaz dans l'espace intercuve. A ce sujet, on se reportera au document suivant : [1] US 5,499,277, Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance. Selon ce document, l'espace intercuve est pourvu de cloisons verticales et un gaz neutre circule verticalement entre ces cloisons. La circulation s'effectue vers le haut entre deux cloisons et vers le bas entre deux autres cloisons, situées à côté des précédentes. De plus, la circulation s'effectue naturellement grâce à de grandes cheminées qui sont situées au-dessus du réacteur. Une telle conception ne permet pas d'évacuer correctement la puissance résiduelle dans le cas d'un réacteur de forte puissance. De plus, le cloisonnement vertical présente deux inconvénients : -une défaillance partielle de la circulation du gaz dans un cloisonnement induit des différences azimutales de température et donc des contraintes thermiques qui peuvent être préjudiciables à la tenue de la cuve principale ; et -les cloisons entre les deux cuves du réacteur peuvent induire des contraintes longitudinales sur ces cuves car ces dernières se dilatent thermiquement de quelques centimètres en fonction des températures correspondant à différents domaines de fonctionnement. On se reportera aussi au document suivant : [2] FR 2 283 521, Dispositif de refroidissement pour attentes de cuves d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides. Ce document concerne donc simplement le refroidissement des attentes de cuves (en anglais, 20 vessel suspension system) du réacteur et non pas l'évacuation de la puissance résiduelle de celui-ci. EXPOSÉ DE L'INVENTION La présente invention concerne un système 25 d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, permettant d'évacuer cette puissance résiduelle même dans le cas d'un réacteur de forte puissance. Pour ce faire, l'invention utilise une 30 convection forcée dans l'espace intercuve. De façon précise, l'invention a pour objet un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, le réacteur comprenant deux cuves, à savoir une cuve principale et une cuve de sécurité qui entoure la cuve principale et en est séparée par un espace principal appelé espace intercuve, rempli d'un gaz qui est chimiquement inerte vis-à-vis du métal liquide, les deux cuves ayant chacune une partie supérieure de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical, et une partie inférieure, le système comprenant une paroi thermiquement conductrice disposée autour et en regard de la face externe d'au moins la partie supérieure de la cuve principale, et un dispositif de refroidissement de la paroi thermiquement conductrice, système caractérisé en ce qu'il comprend en outre un dispositif de mise en rotation du gaz dans un espace secondaire séparant la cuve principale de la paroi thermiquement conductrice, la mise en rotation ayant lieu autour de l'axe géométrique commun vertical, au moins sur toute la hauteur de la partie supérieure de la cuve principale (et seulement lorsque l'on veut évacuer la puissance résiduelle), le dispositif permettant ainsi un transfert de chaleur de la cuve principale à la paroi thermiquement conductrice par convection forcée. Selon un mode de réalisation préféré du système, objet de l'invention, le dispositif de mise en rotation du gaz comprend une ou plusieurs rampes (en anglais, spray booms), chaque rampe s'étendant dans l'espace secondaire et comportant une partie verticale dont le sommet est adapté pour recevoir le gaz et qui s'étend sur toute la hauteur de la partie supérieure de la cuve principale et comporte des premières buses (en anglais, jet pipes) sensiblement horizontales, ayant une même orientation sensiblement orthoradiale, réparties le long de la partie verticale pour éjecter le gaz dans l'espace secondaire. Selon un mode de réalisation préféré de l'invention, la section transversale de chaque rampe 10 diminue de haut en bas de la rampe. De préférence, chaque rampe comporte en outre une partie inférieure déformable, pourvue de secondes buses, qui prolonge la partie verticale et s'étend en regard de la partie inférieure de la cuve 15 principale pour mettre le gaz en rotation autour de celle-ci. Dans ce cas, la partie inférieure de chaque rampe peut comporter : -des segments tubulaires qui sont droits et 20 rigides et sont pourvus des secondes buses, et -des soufflets pour raccorder les segments tubulaires les uns aux autres. De préférence, le dispositif de mise en rotation du gaz comprend plusieurs rampes qui sont 25 régulièrement réparties dans l'espace secondaire. Dans l'invention, la section transversale de chaque rampe est avantageusement oblongue. De préférence, le système, objet de l'invention, comprend en outre une ou plusieurs 30 ouvertures d'extraction du gaz au sommet de la partie supérieure de la cuve de sécurité. De façon avantageuse, ce système comprend alors en outre un circuit de gaz qui est extérieur à l'espace intercuve et comprend : -une entrée reliée à chaque ouverture d'extraction du gaz, -un dispositif pour augmenter la pression du gaz, -au moins un échangeur de chaleur, et -une sortie reliée au sommet de la partie 10 verticale de chaque rampe pour envoyer le gaz dans celle-ci. Selon un premier mode de réalisation particulier de l'invention, la paroi thermiquement conductrice est une paroi auxiliaire, disposée dans 15 l'espace intercuve. Selon un deuxième mode de réalisation particulier de l'invention, la paroi thermiquement conductrice est constituée par la cuve de sécurité, de sorte que l'espace secondaire est confondu avec 20 l'espace intercuve. De préférence, le gaz est choisi parmi l'azote, l'hélium et un mélange d'azote et d'hélium. Revenons sur les documents [1] et [2] mentionnés plus haut. Aucun de ces deux documents ne 25 pose ni ne résout le problème de l'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides de forte puissance. Le document [1] concerne l'évacuation passive de la chaleur par conduction, rayonnement et 30 convection naturelle. Le système qu'il décrit est insuffisant pour les fortes puissances. De plus, ce système fait circuler des fluides verticalement, de haut en bas et inversement alors que dans la présente invention le gaz circule autour de l'axe géométrique commun aux deux cuves et circule donc de façon sensiblement circonférentielle. De plus, dans la présente invention, la circulation du gaz a pour fonction d'améliorer le tranfert thermique entre la cuve principale et la paroi froide, ce qui n'est pas réalisé dans le document [1]. Quant au document [2], il concerne seulement le refroidissement des attentes de cuves, c'est-à-dire du sommet de la partie supérieure cylindrique des cuves principale et de sécurité. Ce refroidissement ne s'effectue donc pas sur toute la hauteur de cette partie supérieure. De plus, le refroidissement a lieu pendant le fonctionnement normal du réacteur. Au contraire, la présente invention est utilisée seulement lorsque l'on veut évacuer la puissance résiduelle du réacteur : en fonctionnement normal, le gaz contenu dans l'espace intercuve n'est pas mis en mouvement et sert d'isolant thermique ; et en cas de fonctionnement dégradé, le gaz est mis en mouvement et sert de conducteur thermique. De plus, le dispositif de mise en mouvement du gaz, divulgué par le document [2], traverse la dalle du réacteur alors que dans la présente invention, on utilise de préférence une ou plusieurs rampes qui sont situées sous cette dalle. En outre, le circuit de gaz mentionné plus haut, avantageusement utilisable dans la présente invention, comporte au moins un échangeur de chaleur qui participe au refroidissement du réacteur, alors que rien de tel n'est prévu dans le document [2]. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description d'exemples de réalisation donnés ci-après, à titre purement indicatif et nullement limitatif, en faisant référence aux dessins annexés sur lesquels : -la figure 1 illustre schématiquement le principe d'un SFR de type à boucles et a déjà été décrite, -la figure 2 illustre schématiquement le principe d'un SFR de type intégré et le principe de refroidissement de la cuve principale de ce réacteur, par rayonnement entre cette cuve et la cuve de sécurité, et a déjà été décrite, -la figure 3 est une vue schématique et partielle d'un mode de réalisation particulier du système, objet de la présente invention, -la figure 4 est une vue schématique d'un exemple de circuit de gaz qui est utilisable avec le système représenté sur la figure 3, -la figure 5 est une vue en coupe 25 longitudinale schématique et partielle de l'espace intercuve annulaire, compris entre les deux cuves du réacteur qui est pourvu du système représenté sur la figure 3, et montre le montage de la rampe multi-jets faisant partie de ce système, 30 -la figure 6 est une vue en coupe transversale schématique de cette rampe multi-jets, -la figure 7 est une vue en coupe longitudinale schématique de l'espace intercuve, au niveau d'un passage qui est prévu pour un robot d'inspection et sert également à l'extraction du gaz, -la figure 8 est une vue en développé du centre de la cuve principale vers la cuve de sécurité de l'espace intercuve, pour visualiser la forme de l'écoulement du gaz de l'espace intercuve, induit par les jets de gaz sortant des rampes multi-jets, -la figure 9 est une vue schématique et partielle d'un autre exemple de l'invention, installé dans un SFR dont la cuve de sécurité est posée, et -la figure 10 est une vue schématique et partielle d'un autre exemple de l'invention, dans lequel une paroi auxiliaire est prévue dans l'espace intercuve pour récupérer la chaleur provenant de cet espace. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS On rappelle que l'invention consiste à améliorer les moyens d'évacuation de la puissance résiduelle dans l'espace intercuve en mettant en rotation le gaz qui s'y trouve. Un exemple du système, objet de l'invention, est schématiquement représenté sur la figure 3. Dans cet exemple, le système est destiné à évacuer la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par du sodium liquide. Ce réacteur comprend une cuve principale 44 et une cuve de sécurité 46. Cette dernière entoure la cuve principale et en est séparée par un espace intercuve 48 qui permet de récupérer le sodium en cas de fuite de la cuve principale. Les deux cuves ont chacune une partie supérieure de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical X, et une partie inférieure de forme arrondie. La partie supérieure de la cuve principale (respectivement de la cuve de sécurité) a la référence 50 (respectivement 51) et sa partie inférieure, la référence 52 (respectivement 53). La cuve principale 44 est fermée par une dalle de fermeture 54 (partiellement représentée sur la figure 3) et contient l'ensemble du réacteur : suivant le type intégré ou à boucles de ce dernier, la cuve 44 contient le sodium, le coeur, les moyens de support de celui-ci, et éventuellement d'autres composants tels que des pompes et des échangeurs de chaleur si le réacteur est de type intégré. Par souci de simplicité, le contenu de la cuve principale 44 n'est pas représenté. La cuve de sécurité 46 est pourvue d'un système de refroidissement. Dans l'exemple, ce système est placé à l'extérieur de la cuve 46 et constitué d'un faisceau de tubes 56 formant un serpentin. Dans ces tubes, on fait circuler un fluide caloporteur chargé d'extraire de la chaleur de la cuve de sécurité 46. Cette dernière est en acier, comme on l'a vu plus haut, et elle est donc thermiquement conductrice (et il en est de même pour la cuve principale). Le faisceau de tubes 56 est par exemple fixé à cette cuve 46 par soudage ou par placage et collage à l'aide d'une pâte thermique. La cuve de sécurité 46 est suspendue à la 5 dalle de fermeture 54 ou ancrée dans le puits de cuve (non représenté) qui supporte l'ensemble du réacteur. L'espace intercuve 48 contient un gaz qui est chimiquement inerte vis-à-vis du sodium liquide et dont la pression est voisine de la pression régnant à 10 l'extérieur de la cuve de sécurité 46. Cette pression est généralement voisine de la pression atmosphérique. Dans l'exemple décrit, le système, objet de l'invention, comprend un dispositif 49 de mise en rotation du gaz dans l'espace intercuve 48, autour de 15 l'axe X, sur toute la hauteur de la partie supérieure 50 de la cuve principale. La mise en rotation du gaz est symbolisée par la flèche 58 ; elle permet un transfert de chaleur de la cuve principale 44 à la cuve de sécurité 46 par convection forcée, en complément du 20 transfert thermique par rayonnement. Dans cet exemple, le dispositif 49 de mise en rotation du gaz comprend une ou plusieurs rampes multi-jets 60. Lorsqu'il y en a plusieurs, elles sont de préférence régulièrement réparties dans l'espace 25 annulaire intercuve 48. La figure 8, sur laquelle on reviendra par la suite, illustre cela : on y voit quelques rampes qui sont régulièrement espacées les unes des autres. Chaque rampe 60 (figure 3) comprend une 30 partie verticale, constituée par un tuyau 62 qui s'étend dans l'espace intercuve, sur toute la hauteur de la partie supérieure 50 de la cuve principale, de forme cylindrique. Ce tuyau 62 comporte des buses sensiblement horizontales 64 qui ont une même orientation sensiblement ortho-radiale et sont réparties le long du tuyau 62 ; et le sommet de ce dernier est adapté pour recevoir le gaz sous haute pression, ce que l'on a symbolisé par la flèche 65. Ainsi, chaque rampe engendre des jets de gaz 66 de haute pression dans l'espace intercuve, de façon sensiblement tangentielle à des cercles d'axe X, et met en mouvement le gaz qui se trouve dans cet espace. Revenons sur l'orientation des buses. Celles-ci sont presque horizontales. En fait, l'écoulement du gaz autour de la cuve principale est légèrement hélicoïdal (on reviendra sur ce point par la suite). Cela signifie que l'écoulement est légèrement incliné. Dans le cas optimal, le jet de gaz qui sort des buses est parallèle à l'écoulement et il est donc aussi légèrement incliné. Pour ce faire, les buses sont également légèrement inclinées (par rappport à un plan horizontal). Au sommet de la partie supérieure 51 de la cuve de sécurité 46, on trouve une ouverture 68 qui permet d'introduire, dans l'espace intercuve 48, un robot d'inspection des deux cuves 44 et 46 par l'intermédiaire d'un piquage 69. On reviendra sur cette question dans la description de la figure 7. L'ouverture 68 sert aussi à extraire le gaz de l'espace 48. Dans un autre exemple (voir la figure 8), il y a plusieurs ouvertures du genre de l'ouverture 68 et le gaz est extrait par l'ensemble de ces ouvertures. La figure 4 est une vue schématique d'un 5 exemple de circuit de gaz qui est utilisable avec le système de la figure 3. Ce circuit de gaz 70 est extérieur à l'espace intercuve et comprend successivement : -une entrée 72 reliée à une ou plusieurs 10 ouvertures d'extraction du gaz telles que l'ouverture 68, -un échangeur de chaleur 74 pour refroidir le gaz issu de l'espace intercuve 48, -un dispositif 76 pour augmenter la 15 pression du gaz, par exemple un compresseur ou un ventilateur, et -une sortie 78 reliée au sommet 65 du tuyau 62 (ou aux sommets respectifs des tuyaux lorsqu'il y a plusieurs rampes 60 pour y envoyer le gaz. 20 Dans l'exemple représenté, il y a également un autre échangeur de chaleur 80, entre le dispositif 76 et la sortie 78, en plus de l'échangeur 74. Il convient de noter que le dispositif 76 permet aussi d'aspirer le gaz par chaque ouverture 68 25 de sorte que le circuit de gaz 70 constitue également un système de pompage de gaz. L'encombrement de la rampe multi-jets 60 (figure 3) doit être le plus faible possible pour ne pas entraver l'écoulement circonférentiel du gaz autour 30 de la cuve principale 44. En vue de réduire l'encombrement, au lieu de la seule rampe 60, on peut prévoir plusieurs rampes ayant des tailles inférieures à celle de la rampe 60 dans l'espace intercuve 48. Au lieu de cela, on peut concevoir une rampe multi-jets (ou même plusieurs rampes multi-jets) ayant une section transversale oblongue (voir la figure 6 sur laquelle on reviendra par la suite). Comme le montre la figure 5, des rampes 10 multi-jets, telles que la rampe 60, sont introduites dans l'espace intercuve 48 par des trous, tels que le trou 82, qui sont aménagés dans la dalle de fermeture 54, au droit de ces rampes, et dont la forme est bien entendu prévue pour permettre le passage des rampes. 15 Une fois une rampe installée, le trou correspondant est fermé par un bouchon étanche tel que le bouchon 84. Comme on le voit sur la figure 5, un conduit 86, connecté à la sortie 78 du circuit 70 de la figure 4, est prévu pour amener le gaz dans le tuyau 20 vertical 62 de la rampe 60 par le sommet de ce tuyau. Ce conduit 86 est connecté de façon sensiblement horizontale à ce sommet. La connexion peut être fixe, par exemple de type soudure, ou au contraire démontable, par exemple de type vissage 88, en vue 25 d'une inspection. En outre, un dispositif d'étanchéité 89 est prévu là où le conduit d'amenée du gaz 86 traverse la cuve de sécurité 46, pour éviter toute fuite du gaz qui est contenu dans l'espace intercuve 48. 30 On peut utiliser des rampes dont la section transversale diminue de haut en bas de celles-ci, ou du moins de haut en bas de leurs tuyaux verticaux respectifs. Cette diminution permet de compenser la diminution du débit du gaz de haut en bas des rampes, du fait de son éjection par les buses. En se reportant à la figure 6, on voit que la diminution de section transversale peut être obtenue en maintenant constante la largeur 1 de la section (qui est oblongue dans le cas de la figure 6) et en diminuant la longueur L de celle-ci. Cette longueur L peut même diminuer progressivement jusqu'à la valeur 1, auquel cas la section transversale devient sensiblement circulaire. Revenons à la figure 3. Le gaz de l'espace intercuve 48 est mis en rotation autour de la cuve principale, sur une hauteur correspondant à la longueur du tuyau vertical 62 de la rampe multi-jets 60. Cette longueur correspond à la hauteur droite (partie supérieure 50) de la cuve principale 44 du réacteur. Dans ce cas, la zone de l'espace intercuve 48, qui est située au niveau de la partie inférieure de la cuve 44, c'est-à-dire au niveau de la zone arrondie du fond de cette cuve (partie inférieure 52), est mal ou peu mise en rotation. Pour améliorer la mise en mouvement du gaz dans cette zone, la partie verticale 62 de la rampe multi-jets 60 y est prolongée par une partie inférieure 90 pourvue de buses et s'étendant en regard de la partie inférieure 52 de la cuve principale, comme le montre la figure 5. Dans la mesure où la rampe 60 est démontable, cette partie inférieure 90 doit être déformable afin de pouvoir épouser la forme arrondie de la cuve principale 44. Pour ce faire, on peut prolonger la partie supérieure de la rampe 60 dans la zone arrondie, par des segments de tube 92 qui sont droits et rigides et sont pourvus de buses 93 et entre lesquels sont intercalés des soufflets 94 pour donner de la souplesse à la rampe. Comme le montre la vue en coupe transversale de la figure 6, chaque rampe multi-jets, telle que la rampe multi-jets 60, peut être rendue solidaire de la cuve de sécurité 46 par des glissières 96. Cela évite notamment un déplacement ou des vibrations à la suite de la mise en mouvement du gaz contenu dans l'espace intercuve 48, provoquée par les jets de gaz 66 qui sortent à forte vitesse des buses 64 de la rampe 60. Comme le montre la figure 7, l'extraction du gaz de l'espace intercuve 48 s'effectue par l'intermédiaire d'un ou de plusieurs conduits 100, prévus à la partie supérieure de la cuve de sécurité 46. Selon un mode de réalisation particulier, on utilise l'ouverture ou les ouvertures 68 qui permettent d'accéder à l'espace intercuve 48. Elles sont situées autour du réacteur et, comme on l'a vu, servent aussi au passage d'un robot destiné à inspecter la cuve principale 44 et la cuve de sécurité 46. Comme on le voit, chaque ouverture 68 est raccordée à un conduit 100. Un piquage 69 est prévu sur ce conduit 100 pour le passage du robot. Ce piquage 69 est localisé sous la dalle de fermeture 54 mais débouche à la partie supérieure de celle-ci par une ouverture 104 que l'on peut fermer par un bouchon 106. Ainsi, le système de circulation forcée du 5 gaz dans l'espace intercuve 48 ne comporte aucun composant d'arrivée ni d'extraction de ce gaz au-dessus de la dalle 54. On évite ainsi tout risque de dégradation de l'ensemble des systèmes d'évacuation de la puissance résiduelle. 10 Lorsqu'il est nécessaire d'évacuer la puissance résiduelle à travers la cuve principale 44 du réacteur, le gaz est injecté dans l'espace intercuve 48 par l'intermédiaire de chaque rampe multi-jets 60 et met en mouvement le gaz qui se trouve dans cet espace. 15 Un écoulement hélicoïdal de gaz se forme ainsi depuis la partie inférieure de l'espace intercuve 48 jusqu'aux ouvertures de sortie 68 qui sont situées en haut de cet espace. Ceci est schématiquement illustré par la 20 figure 8. On voit l'écoulement hélicoïdal 108, les jets de gaz à forte vitesse 66, sortant des buses 64 qui sont fixées sur les rampes multi-jets 60, et les ouvertures 68 permettant d'évacuer le gaz. Sur la figure 8, on a seulement représenté trois des rampes 25 multi-jets ; et, dans cet exemple, deux ouvertures 68 sont prévues entre deux rampes adjacentes. On rappelle toutefois qu'une seule rampe et une seule ouverture peuvent être prévues dans l'espace intercuve. Ainsi, l'évacuation de la puissance 30 résiduelle à travers la cuve principale s'effectue de trois façons simultanées au-delà de cette cuve : - transfert de chaleur par rayonnement, de la cuve principale vers la cuve de sécurité, - transfert de chaleur par convection, de la cuve principale vers le gaz de l'espace intercuve puis de ce dernier vers la cuve de sécurité, et - transfert de chaleur par convection, de la cuve principale vers le gaz de l'espace intercuve, puis transfert de chaleur par une partie de ce gaz par l'intermédiaire du circuit de gaz externe 70 (figure 4) qui alimente la ou les rampes multi-jets. La chaleur est extraite de la cuve principale par le système de refroidissement 56 (figure 7) qui est fixé sur la cuve de sécurité. Ainsi, par rapport aux solutions de l'art antérieur, la mise en rotation du gaz dans l'espace intercuve améliore de façon significative l'échange thermique entre la cuve principale et la cuve de sécurité. De plus, comme une partie du flux qui sort de la cuve principale est emportée par un circuit extérieur (le circuit 70 de la figure 4), le flux restant, qui transite vers la cuve de sécurité, est réduit. En effet, pour des flux thermiques importants, notamment dans le cas d'un réacteur de forte puissance, le transfert thermique de la cuve de sécurité vers le système de refroidissement 56 pourrait être difficile, d'où l'intérêt de réduire ce flux de chaleur. Dans l'espace intercuve, on emploie généralement un gaz qui est chimiquement neutre vis-à- vis du sodium. Ce gaz est classiquement de l'azote mais peut aussi être de l'hélium ou un mélange d'hélium et d'azote. L'utilisation d'un tel mélange permet d'améliorer les propriétés thermiques du gaz, notamment en profitant d'une meilleure conductivité thermique de l'hélium par rapport à l'azote, et d'une meilleure masse volumique de l'azote par rapport à l'hélium. Revenons à la figure 4. Pour régler la composition du mélange de gaz, on peut prévoir un conduit 110 d'introduction du mélange de gaz dans le circuit de gaz 70, par exemple au niveau de l'entrée 72 de ce circuit. Un réservoir d'azote 112 et un réservoir d'hélium 114 sont reliés au conduit 110 par l'intermédiaire d'un commutateur de gaz 116 permettant de régler la composition du mélange que l'on introduit dans le circuit de gaz. En fonctionnement normal du réacteur, lorsque l'on souhaite limiter les fuites thermiques par la cuve principale, il est préférable d'avoir un gaz le plus isolant possible. Ainsi, l'espace intercuve pourrait être rempli seulement par de l'azote. En situation d'évacuation de puissance résiduelle par la cuve principale, une injection d'hélium dans le circuit de gaz 70 pourrait être réalisée par le réservoir 114 pour obtenir la concentration souhaitée et améliorer l'échange thermique par convection. Dans ce cas, le circuit de gaz 70 est pourvu d'un système de contrôle de la concentration en gaz et d'un système de contrôle de la pression du gaz dans l'espace intercuve pour que cette pression reste dans le domaine des pressions autorisées. Les performances d'un système conforme à l'invention dépendent bien entendu des conditions de son fonctionnement. Reprenons les caractéristiques d'un SFR dont la puissance thermique vaut 1500 MW, tel que celui qui est décrit ci-dessus, avec les conditions de fonctionnement suivantes : - émissivité relative de la cuve principale : 0,35 - vitesse du gaz dans l'espace intercuve : 20 m/s, - largeur de l'espace intercuve : 35 cm, - hauteur de l'espace intercuve : environ 9,4 m, - gaz constitué de 60% d'hélium et de 40% d'azote, - débit du gaz tournant autour de la cuve principale : 14,7 kg/s, - pourcentage de gaz circulant hors de l'espace intercuve : 20%, - puissance thermique à évacuer : 12 MW, - température moyenne de la cuve de sécurité : 300°C, - température du gaz dans la rampe multi-jets : 100°C. Dans ces conditions, la température de la cuve principale est voisine de 620°C, ce qui est très inférieur à la température de 813°C, obtenue avec le même SFR, le même gaz, les mêmes hauteur et largeur de l'espace intercuve et la même puissance thermique à évacuer mais sans le système conforme à l'invention. Avec les conditions de fonctionnement mentionnées ci-dessus, environ 40% de la puissance extraite le sont par rayonnement, environ 30% par conduction, et environ 30% par le système de pompage du gaz (circuit de gaz de la figure 4) qui comporte au moins un échangeur. En fonctionnement normal du réacteur, ce système de pompage du gaz est arrêté. Le gaz contenu dans l'espace intercuve est alors statique. Dans cette situation de fonctionnement, la cuve principale est à 5 une température d'environ 400°C. Le système de refroidissement de la cuve de sécurité extrait la chaleur de fuite de manière que les structures de génie civil, non représentées sur les figures et situées au-delà de la cuve de sécurité, soient à des températures 10 de l'ordre de quelques dizaines de degrés Celsius. La lame de gaz que constitue l'espace intercuve joue alors le rôle d'un isolant thermique pour minimiser les fuites thermiques, comme dans les conceptions connues des SFR. 15 Si la largeur de l'espace intercuve le permet, les rampes multi-jets peuvent être remplacées par au moins une rangée ventilateurs, s'étendant verticale de hauteur petits de la sur toute la partie verticale des cuves. On oriente alors les axes 20 de rotation des ventilateurs comme les buses d'une même rampe multi-jets : ces axes sont sensiblement horizontaux et ont une même orientation sensiblement orthoradiale. Dans les exemples de l'invention, décrits 25 plus haut, la cuve de sécurité 46 est pendue et accrochée à la dalle de fermeture 54 et le fond (partie inférieure 53) de cette cuve est de forme arrondie ; et il en est de même pour la cuve principale 44. Toutefois, l'invention peut également être 30 mise en oeuvre dans le cas où la cuve de sécurité 46 est posée sur le fond du puits de cuve 117 (tandis que la cuve principale demeure pendue et accrochée à la dalle de fermeture). La partie inférieure 53 de cette cuve 46 est alors sensiblement plate (tandis que la partie inférieure de la cuve principale conserve une forme arrondie). Ceci est schématiquement illustré par la figure 9. On dispose dans ce cas d'un espace sous le réacteur, entre les deux cuves 44 et 46, pour y placer un récupérateur de corium (en anglais, core catcher) (non représenté), utile en cas d'accident grave. Dans ce cas, comme on le voit sur la figure 9, la cuve de sécurité 46 est reliée à la dalle de fermeture 54 par un joint souple 118, de type soufflet, pour conserver le confinement de l'espace intercuve 48. A part cela, l'invention est mise en oeuvre comme dans l'exemple décrit en faisant référence à la figure 3 : la ou les rampes multi-jets, telles que la rampe 60, sont encore placées dans l'espace intercuve annulaire pour mettre le gaz en mouvement. Par ailleurs, dans les exemples du système, objet de l'invention, que l'on a décrits plus haut, la cuve de sécurité 46 en acier (figure 3) constitue une paroi thermiquement conductrice qui est disposée autour et en regard de la face externe de la partie supérieure 50 de la cuve principale 44 (la face interne de cette dernière étant celle qui est en contact avec le sodium liquide). Et cette paroi, constituée par la cuve 46, est pourvue d'un dispositif de refroidissement 56 (figure 3). Toutefois, l'invention n'est pas limitée à ce mode de réalisation : elle peut être mise en oeuvre au moyen d'une paroi thermiquement conductrice auxiliaire, distincte de la cuve de sécurité, comme l'illustre schématiquement la figure 10. On précise que cette dernière correspond au cas décrit plus haut, où la partie inférieure de la cuve de sécurité est plate. Mais le mode de réalisation particulier utilisant la paroi auxiliaire peut être mis en oeuvre dans le cas où les deux cuves 44 et 46 ont des parties inférieures arrondies. Dans le mode de réalisation particulier de la figure 10, la paroi auxiliaire est une plaque 120 qui est par exemple faite du même acier que les deux cuves, pour être compatible avec le sodium du point de vue chimique et avec la température de fonctionnement du réacteur. Plus précisément, la plaque 120 est placée dans l'espace intercuve 48, en regard de la face externe de la partie supérieure 50 de la cuve principale 44 et entoure cette face externe. Pour ce faire, on peut utiliser une paroi cylindrique. La plaque 120 permet encore de récupérer la chaleur provenant de l'espace intercuve. L'espace 122 compris entre cette plaque 120 et la cuve principale constitue un espace secondaire dans lequel est disposée la ou les rampes multi-jets, comme on le voit sur la figure 10. Il convient de noter que cet espace secondaire est confondu avec l'espace intercuve lorsque la paroi thermiquement conductrice est constituée par la cuve de sécurité (voir par exemple la figure 9). La plaque 120 est munie d'un dispositif de refroidissement 124. Dans l'exemple décrit, il s'agit encore d'un faisceau de tubes formant un serpentin. Comme on le voit, ce serpentin est placé en regard de la face interne de la cuve de sécurité 46. Il est préférable que la face de la paroi 120, qui se trouve en regard de la cuve principale, soit lisse afin de limiter les pertes de charge lorsque le gaz contenu dans l'espace intercuve est mis en rotation dans l'espace secondaire 122 au moyen de la ou des rampes multi-jets. A ce propos, il convient de noter que la face interne de la cuve de sécurité et les faces interne et externe de la cuve principale sont lisses. De plus, l'utilisation d'une ou plusieurs rampes aplaties (voir la figure 6) contribue aussi à limiter les pertes de charge. En plaçant la paroi 120, munie du dispositif de refroidissement 124, aussi près que possible de la cuve de sécurité, on perturbe le moins possible la rotation du gaz. Et l'espace compris entre la paroi 120 et la cuve de sécurité 46 peut être utilisé pour y faire passer des tuyauteries 126 destinées à refroidir un éventuel récupérateur de corium 128, placé au fond de la cuve de sécurité 46 comme on le voit sur la figure 10.25 REVENDICATIONS1. Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, le réacteur comprenant deux cuves, à savoir une cuve principale (44) et une cuve de sécurité (46) qui entoure la cuve principale et en est séparée par un espace principal appelé espace intercuve (48), rempli d'un gaz qui est chimiquement inerte vis-à-vis du métal liquide, les deux cuves ayant chacune une partie supérieure (50, 51) de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical (X), et une partie inférieure (52, 53), le système comprenant une paroi thermiquement conductrice (46, 120) disposée autour et en regard de la face externe d'au moins la partie supérieure (50) de la cuve principale, et un dispositif (56, 124) de refroidissement de la paroi thermiquement conductrice, système caractérisé en ce qu'il comprend en outre un dispositif (49) de mise en rotation du gaz dans un espace secondaire séparant la cuve principale de la paroi thermiquement conductrice, la mise en rotation ayant lieu autour de l'axe géométrique commun vertical (X), au moins sur toute la hauteur de la partie supérieure (50) de la cuve principale, le dispositif permettant ainsi un transfert de chaleur de la cuve principale (44) à la paroi thermiquement conductrice par convection forcée. 2. Système selon la revendication 1, dans lequel le dispositif (49) de mise en rotation du gazcomprend une ou plusieurs rampes (60), chaque rampe s'étendant dans l'espace secondaire et comportant une partie verticale (62) dont le sommet est adapté pour recevoir le gaz et qui s'étend sur toute la hauteur de 5 la partie supérieure (50) de la cuve principale et comporte des premières buses sensiblement horizontales (64), ayant une même orientation sensiblement orthoradiale, réparties le long de la partie verticale (62) pour éjecter le gaz dans l'espace secondaire. 10 3. Système selon la revendication 2, dans lequel la section transversale de chaque rampe (60) diminue de haut en bas de la rampe. 15 4. Système selon l'une quelconque des revendications 2 et 3, dans lequel chaque rampe (60) comporte en outre une partie inférieure déformable (90), pourvue de secondes buses (93), qui prolonge la partie verticale (62) et s'étend en regard de la partie 20 inférieure (52) de la cuve principale (44) pour mettre le gaz en rotation autour de celle-ci. 5. Système selon la revendication 4, dans lequel la partie inférieure (90) de chaque rampe (60) 25 comporte : -des segments tubulaires (92) qui sont droits et rigides et sont pourvus des secondes buses (93), et -des soufflets (94) pour raccorder les 30 segments tubulaires les uns aux autres. 6. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 5, dans lequel le dispositif (49) de mise en rotation du gaz comprend plusieurs rampes (60) qui sont régulièrement réparties dans l'espace secondaire. 7. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 6, dans lequel la section transversale de chaque rampe (60) est oblongue. 8. Système selon l'une quelconque des revendications 2 à 7, comprenant en outre une ou plusieurs ouvertures d'extraction du gaz (68) au sommet de la partie supérieure (51) de la cuve de sécurité. 9. Système selon la revendication 8, comprenant en outre un circuit de gaz (70) qui est extérieur à l'espace intercuve (48) et comprend : -une entrée (72) reliée à chaque ouverture d'extraction du gaz (68), -un dispositif (76) pour augmenter la pression du gaz, -au moins un échangeur de chaleur (74, 80), et -une sortie (78) reliée au sommet de la partie verticale (62) de chaque rampe (60) pour envoyer le gaz dans celle-ci. 10. Système selon l'une quelconque des 30 revendications 1 à 9, dans lequel la paroithermiquement conductrice est une paroi auxiliaire (120), disposée dans l'espace intercuve (48). 11. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans lequel la paroi thermiquement conductrice est constituée par la cuve de sécurité (46), de sorte que l'espace secondaire est confondu avec l'espace intercuve (48). 12. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 11, dans lequel la partie inférieure de chacune des deux cuves (44, 46) est de forme arrondie. 13. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 11, dans lequel la partie inférieure de la cuve principale (44) est de forme arrondie et la partie inférieure de la cuve de sécurité (46) est plate. 14. Système selon l'une quelconque des revendications 1 à 13, dans lequel le gaz est choisi parmi l'azote, l'hélium et un mélange d'azote et d'hélium.25