Brevet FR2988837A1 — publié le 20131004

Domaine technique La présente invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») et qui fait partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération. Dans un réacteur nucléaire SFR, il est nécessaire de remplacer régulièrement les assemblages combustibles lorsqu'ils sont usés par des assemblages neufs. Cette manutention s'effectue à l'aide d'une machine de chargement/déchargement qui transfère individuellement un assemblage usé de la cuve réacteur depuis le coeur vers un autre poste. Cet autre poste est soit une autre cuve externe soit un poste de lavage. Cette manutention doit s'effectuer en toute sécurité, c'est-à-dire être capable de refroidir l'assemblage usé dans toute situation. Tant que l'assemblage usé est noyé dans le sodium liquide de la cuve du réacteur, le transfert thermique entre assemblage et sodium est très élevé et par là, le refroidissement de l'assemblage est correct. Une des situations qui pourrait être pénalisante est celle selon laquelle lors du déchargement, l'assemblage usé est bloqué en dehors du sodium, c'est-à-dire sans y être noyé: l'assemblage pourrait alors être mal refroidi, ce qui pourrait conduire à terme à une détérioration de l'assemblage usé. Pour éviter cette situation, il s'avère nécessaire de connaître la puissance résiduelle de l'assemblage usé à manutentionner pour savoir si cette puissance est compatible avec la puissance maximale qui peut être extraite en cas de blocage de la machine de déchargement/chargement. Or, actuellement, il n'existe pas de solution de mesure in situ de la puissance d'un assemblage à manutentionner. L'invention a donc trait à un nouveau dispositif de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible nucléaire usé qui est in-situ, c'est-à-dire avant son déchargement de la cuve d'un réacteur nucléaire SFR et qui permet de faire un tel déchargement en toute sécurité. Bien que décrite en référence à un réacteur nucléaire SFR de type intégré, c'est-à-dire pour lequel le circuit primaire de sodium avec des moyens de pompage est 30 totalement contenu dans une cuve contenant également et des échangeurs de chaleur, l'invention s'applique également à un réacteur de type à boucles, c'est-à-dire pour lequel les échangeurs intermédiaires de chaleur et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. L'invention s'applique également à une cuve de stockage des combustibles. L'invention s'applique également à un réacteur nucléaire refroidi avec du 5 plomb liquide, dit RNR-Pb ou LFR (acronyme anglais de « Lead Fast Reactor ») et qui fait également partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération. Par assemblage combustible, on entend un ensemble formé d'éléments combustibles et chargé et/ou déchargé d'un seul tenant dans/depuis un réacteur nucléaire. Par assemblage combustible de type RNR-Na ou SFR, on entend un 10 assemblage combustible adapté pour être irradié dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor »). Par assemblage combustible usé, on entend un assemblage combustible irradié à un degré tel qu'il ne peut être utilisé ultérieurement dans un réacteur sans avoir subi un 15 traitement approprié. Autrement dit, par assemblage combustible usé, on entend un assemblage dans lequel il n'y a plus suffisamment de matière fissile pour entretenir des réactions nucléaires au sein d'un réacteur. A contrario, par assemblage combustible neuf, on entend un assemblage combustible dans lequel il y a suffisamment de matière fissile pour entretenir des réactions 20 nucléaires au sein d'un réacteur. Par puissance résiduelle d'un assemblage combustible, on entend la puissance thermique dégagée par un assemblage combustible qui n'est plus soumis à des réactions nucléaires. Par déchargement d'un assemblage combustible usé, on entend son extraction 25 d'une cuve remplie de métal liquide. Etat de la technique On a représenté en figure 1, un réacteur nucléaire refroidi au sodium (SFR) avec une architecture de type intégré, tel que déjà retenue en France dans le réacteur « Superphénix » ou tel qu'en projet en France sous l'appellation EFR : voir publication W. 30 Un tél réacteur 1 comporte une cuve 2 de réacteur remplie de sodium liquide 3, dit sodium primaire, et à l'intérieur de laquelle est présent le coeur 4. Un bouchon 5, dit bouchon couvercle coeur, est agencé à l'aplomb du coeur 4. Au sein du coeur 4 sont implantés une pluralité d'assemblages combustible 6, dont un seul est représenté en figure 1. Dans un tel réacteur 1, l'extraction de la chaleur produite lors des réactions nucléaires au sein du coeur 4, est réalisée en faisant circuler le sodium primaire 3 grâce à 5 des moyens de pompage non représentés, agencés dans la cuve de réacteur 2, vers des échangeurs intermédiaires 7. Ainsi, le sodium primaire entre dans un échangeur intermédiaire 7 par sa fenêtre d'entrée 70 passe à travers les tubes de l'échangeur, cède sa chaleur au sodium secondaire avant de ressortir par la fenêtre de sortie 71 de l'échangeur. Ainsi, l'extraction de la chaleur est réalisée par le sodium secondaire parvenant froid par 10 son conduit d'amenée 8 à un échangeur intermédiaire 7 avant d'en ressortir chaud par son conduit de sortie 9. La chaleur extraite est ensuite utilisée pour produire de la vapeur d'eau dans des générateurs de vapeur non représentés, la vapeur produite étant amenée dans une ou plusieurs turbines et alternateurs également non représentés. La(les) turbine(s) transforrne(nt) l'énergie mécanique de la vapeur en énergie électrique. 15 La cuve de réacteur 2 est séparée en deux zones distinctes 3A, 3B par un dispositif de séparation constitué d'au moins une cuve 10 agencée à l'intérieur de la cuve réacteur 2. Ce dispositif de séparation est également connu sous l'appellation de redan. En général, tel qu'illustré en figure 1, le dispositif de séparation est constitué d'une unique cuve intérieure 10 dont la forme est tronconique dans sa partie basse et cylindrique dans sa 20 partie haute. Tel que décrit et revendiqué dans la demande WO 2010/057720A1, le dispositif de séparation peut être également constitué de deux parois de forme homothétique et à travers chacune desquelles les échangeurs de chaleur sont agencés avec jeu. Tel qu'illustré en figure 1, la zone 3A de sodium primaire délimitée 25 intérieurement par la cuve interne 10 collecte le sodium sortant du coeur 4 et alimente les échangeurs inteimédiaires 7 : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus chaud et elle est donc couramment appelée zone chaude 3A ou collecteur chaud. La zone 3B de sodium primaire délimitée entre la cuve interne 10 et la cuve de réacteur 2 collecte le sodium primaire qui a été refroidi dans les échangeurs intermédiaires et alimente les 30 moyens de pompage : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus froid et est donc couramment appelée zone froide 3B ou collecteur froid. Tel qu'illustré en figure 1, une étanchéité est réalisée par la cuve interne 10 et autour de tous les composants la traversant, tels que les échangeurs intermédiaires 7 : on oblige ainsi le sodium primaire à circuler selon une boucle fermée nécessairement respectivement depuis le coeur 4 vers le collecteur chaud 3A, puis vers les échangeurs intermédiaires 7, le collecteur froid 3B, les moyens de pompage non représentées système de pompage et à nouveau à travers le coeur. Tel qu'illustré en figure 1, la cuve 2 de réacteur est fermée par une dalle de fermeture supportant les différents composants, tels que les échangeurs intermédiaires 7, le bouchon couvercle 5 de coeur et les moyens de pompage. L'espace 12 compris entre la dalle de fermeture 11 et les niveaux libres 30A, 30B du sodium, couramment appelé ciel de pile, est rempli d'un gaz neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l'Argon. On a représenté en figure 2 un assemblage combustible 6 déjà utilisé dans un réacteur nucléaire SFR connu sous la dénomination « Phénix ». Un tel assemblage 6 de fo -nie allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d'abord, en tant que portion centrale, un premier tube 60 de section hexagonale qui forme un boîtier et qui enveloppe des crayons de combustible non représentés. L'assemblage comprend, en tant que portion supérieure formant la tête de l'assemblage, un deuxième tube 61 dans le prolongement du premier tube 60, et qui enveloppe usuellement des pastilles d'absorbant neutronique non représentées. La tête 61 de l'assemblage comporte une ouverture centrale 610 débouchant en son sein. L'assemblage 6 comprend enfin en tant que portion inférieure 62 fosinant le pied de l'assemblage, un troisième tube 62 dans le prolongement du premier tube 60. Le pied 62 de l'assemblage présente une extrémité distale 620 en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré dans un supportage non représenté du coeur 4. Le pied 62 de l'assemblage comporte à sa périphérie des ouvertures 621 débouchant en son sein. Ainsi, en configuration installée d'un assemblage combustible, c'est-à-dire en position chargée dans le coeur 4 (figure 1), le sodium primaire peut circuler à l'intérieur de l'assemblage 6 et ainsi prendre par conduction thefinique la chaleur dégagée par les crayons de combustible. Le sodium est ainsi introduit par les ouvertures 621 du pied 62 et sort par l'ouverture centrale 610 de la tête 61. Comme mieux illustré en figure 2, la section du pied 62 de l'assemblage est inférieure à la section de la portion centrale 60 de l'assemblage. Le raccord 600 entre ces 30 deux sections 60, 62 forme un épaulement plus ou moins arrondi ou conique. La portion centrale 60 d'un assemblage comprend une pluralité de crayons de combustibles nucléaires. Chaque crayon est sous la forme d'une gaine à l'intérieur de laquelle est empilée une colonne 6' de pastilles de matière fissile au sein desquelles se produisent les réactions nucléaires qui dégagent de la chaleur. Cette colonne est usuellement dénommée zone fissile et est approximativement située à mi-hauteur d'un assemblage 6. Elle est schématisée sous forme d'un rectangle noir en figure 2. Lorsque qu'un assemblage combustible tel que celui représenté 6 en figures 1 et 2 est usé, il est nécessaire de procéder à son remplacement par un assemblage combustible neuf. Une opération de remplacement d'un assemblage usé donné doit s'effectuer en respectant les règles de sûreté en vigueur. En particulier, l'assemblage usé doit être constamment refroidi dans les limites de son dimensionnement afin de ne pas être détérioré. En effet, même si les réactions nucléaires ont été arrêtées, un assemblage combustible même usé, continue de chauffer grâce à la chaleur (puissance) résiduelle dégage. Cette chaleur résiduelle provient de la décroissance radioactive des produits de fission qui ont été créés lors des réactions nucléaires lorsque-le réacteur était en puissance nominale, c'est-à-dire en fonctionnement normal. La chaleur résiduelle importante d'un assemblage dès l'arrêt des réactions nucléaires est environ de 4% de sa puissance nominale et décroit relativement lentement avec le temps. Typiquement, selon la nature du combustible (matières fissiles et autres) contenue dans un assemblage et sa taille, la puissance résiduelle dégagée dans un assemblage combustible, tel que celui représenté 6 en figures 1 et 2, peut être voisine de 0.5% de sa puissance nominale, soit une quarantaine de kilowatt ou plus, au bout de quelques jours suivant la fin de son irradiation. Le refroidissement d'un assemblage combustible est donc une fonction de sûreté et doit être assuré en permanence. Un défaut de refroidissement peut conduire à une fusion de l'assemblage combustible avec un relâchement de produits radioactifs. Tant que la zone fissile contenue dans la portion centrale 60 de l'assemblage 6 est immergée dans du sodium et que celui-ci est refroidi, la puissance résiduelle est évacuée correctement. Par conception, c'est le cas notamment quand l'assemblage combustible 6 est implanté dans le coeur 4 du réacteur du fait de la circulation du sodium primaire en permanence de la zone froide 313 vers la zone chaude 3A. Lors d'une opération de remplacement des assemblages combustible usés, il faut réaliser une manutention de ceux-ci ou autrement dit de déchargement depuis la cuve de réacteur vers une autre cuve à l'extérieur et à distance de la cuve de réacteur tout en laissant celle-ci fermée. Cette cuve extérieure et à distance est généralement également remplie en sodium et est dénommée usuellement cuve de stockage intermédiaire. On peut distinguer deux étapes principales dans une opération de déchargement 5 d'un assemblage combustible usé depuis une cuve de réacteur 2 d'un réacteur 1 de type SFR. La première étape consiste à transférer l'assemblage usé 6 du coeur dans un pot de manutention référencé 100 en figure 1, à l'aide d'un dispositif de manutention représenté de manière simplifiée en figure 1. Un tel dispositif de manutention est par 10 exemple décrit dans le brevet FR 2235462. De manière schématique, un tel dispositif de manutention comprend deux bouchons tournants 13, 14 pouvant tourner dans la dalle de fermeture 11 en étant excentrés par rapport à l'autre et un bras de reprise 15 traversant la dalle de fermeture 11. La position, l'excentricité et les diamètres relatifs de chacun des deux bouchons tournants 13, 14 permettent au bras de reprise de venir se positionner à la 15 verticale de n'importe quel point du coeur 4 et notamment à la verticale de n'importe lequel des assemblages de combustible 6 implantés dans le coeur 4. Le bras de reprise 15 comporte à son extrémité inférieure un grappin de préhension non représenté adapté pour venir attraper un assemblage 6 par sa tête 61 qui forme une tête de préhension. Une fois un assemblage combustible usé 6 attrapé par la grappin, et grâce à un déplacement de 20 translation verticale vers le haut du grappin porté par le bras de reprise et de rotations appropriés des deux bouchons 13, 14, l'assemblage combustible usé 6 est transféré dans le pot de manutention 100. Lors de cette première étape et comme représenté en pointillés en figure 1 au niveau du bras de reprise 15, la zone fissile dans la portion centrale 60 de l'assemblage 6 est noyée en permanence dans le sodium du collecteur chaud 3A, ce qui 25 assure un bon refroidissement dudit assemblage 6. Comme illustré en figure 1, au préalable de la réception d'un assemblage combustible 6 usé, le pot de manutention 100 peut être logé dans un logement 16 de forme communément appelée doigt de gant. La deuxième, étape consécutive à la première, consiste à extraire du logement 16, le pot de manutention 100 contenant un assemblage combustible usé 6 par un autre 30 dispositif de manutention non représenté selon une translation verticale symbolisée en pointillé en figure I jusqu'à l'extérieur de la cuve de réacteur 10 au-dessus de la dalle de fermeture I I . Puis, une fois extrait de la cuve de réacteur 10, l'assemblage combustible usé 6 est transporté jusqu'à une cuve de stockage externe non représentée par un système de manutention telle qu'une hotte de manutention schématisée en 17 en figure 1. Dans cette deuxième étape, des dispositifs de refroidissement peuvent être utilisés pour refroidir le pot manutention et son assemblage. Cette deuxième étape est un point délicat. En effet, le pot de manutention 100 actuellement prévu constitue est un réservoir rempli de sodium tout au cours de la manutention pour des raisons de sûreté et de relativement petite taille pour des raisons de limitation de charge en déplacement. Or, si au cours du transfert, le dispositif de manutention venait à se bloquer, le pot de manutention 100 pourrait se trouver bloqué hors du sodium de la cuve de réacteur 10. Dans ce cas, le refroidissement peut alors assuré par des dispositifs actifs ou passifs. Le pot de manutention constitue d'ailleurs en lui-même un dispositif de refroidissement par inertie thermique grâce au sodium qu'il contient, et permet, par-là, d'absorber pendant un certain temps la puissance thermique résiduelle dégagée par l'assemblage combustible usé. Cela étant, en fonction des défaillances de manutention possibles, il existe une puissance thermique résiduelle maximale de l'assemblage usé au-delà de laquelle le refroidissement passif du système de manutention ne permet pas à l'assemblage de rester dans un domaine de température acceptable vis-à-vis de son intégrité. Autrement dit, pour éviter tout accident par fusion d'un assemblage combustible usé, il est donc important que la puissance thermique résiduelle de l'assemblage ne dépasse pas une limite acceptée par le système de manutention. Une solution relativement simple consiste à attendre, avant de commencer les opérations de déchargement, le temps nécessaire pour que la puissance résiduelle de l'assemblage usé le plus chaud, comparativement aux autres assemblages usés dans le coeur, ait atteint une valeur en-dessous de celle acceptée par le système de manutention. En fonction des conditions d'exploitation et/ou de la nature du combustible (matières fissiles et autres) constituant l'assemblage usé, ce délai peut être de quelques heures à plusieurs jours voir quelques mois. Aussi, si le temps d'attente est court, ceci n'est pas trop gênant pour l'exploitation du réacteur. Par contre, si le temps d'attente est long, comme une quinzaine de jours, il est nécessaire d'attendre la fin de ce temps avant d'effectuer les opérations de déchargement, ce qui a pour inconvénient majeur de conduire à une augmentation de l'indisponibilité du réacteur. Durant ce temps d'attente, le réacteur nucléaire SFR ne produit pas d'électricité causant ainsi un préjudice économique à l'exploitant. Un moyen de réduire ce temps d'attente est de commencer les opérations de déchargement par les assemblages usés les moins chauds à la condition que leur puissance thermique résiduelle soit acceptable par le système de manutention puis de finir les déchargements par les assemblages usés les plus chauds, puisque pendant le temps de déchargement des assemblages les moins chauds, leur puissance thermique résiduelle aura diminuée. A ce jour, la puissance thei igue résiduelle de chaque assemblage combustible est connue avec une certaine précision, ainsi que leur positionnement au sein du coeur. Une erreur de positionnement d'assemblage peut toutefois conduire à une erreur de manutention. Ainsi, pour des raisons de cureté, cela oblige à considérer à ce jour que par erreur possible de manutention, c'est l'assemblage usé le plus chaud qui est manutentionné. Cette problématique se retrouve également en sortie de cuve de stockage intermédiaire, pour les opérations de transport et de lavage des assemblages usés avant leur entreposage dans une piscine en eau pour décroissance radioactive. Dans cette cuve de stockage intermédiaire, les assemblages usés continuent d'être refroidis jusqu'à ce que leur puissance thermique résiduelle diminuant avec le temps soit compatible avec ces opérations de transport sous gaz neutre et de lavage. L'opération de lavage est destinée à éliminer toute trace de sodium sur/dans un assemblage usé avant son entreposage en piscine afin d'éviter tout risque de réaction sodium et eau. Durant cette opération de lavage, l'assemblage combustible doit être constamment refroidi. En fonction du mode de lavage et du dispositif de refroidissement associé, les systèmes de lavage et de transport sous refroidissement sont dimensionnés pour accepter une certaine puissance thermique limite, en général de quelques kilowatts. Aussi, ici encore, pour des raisons de sûreté de fonctionnement, la puissance résiduelle d'un assemblage usé à laver ne doit pas dépasser cette valeur limite. La cuve de stockage intermédiaire contenant une pluralité d'assemblages usés de différentes puissances résiduelles, il est nécessaire d'effectuer un repérage précis de positionnement pour éviter toute erreur de manutention, car actuellement on ne dispose pas de dispositif de mesure de puissance résiduelle de l'assemblage usé en cuve remplie de sodium liquide. Le système d'identification des assemblages ne suffit pas à démontrer l'impossibilité de manipuler un assemblage usé plus chaud qu'il ne l'est réellement. Aussi, dans l'état de l'art, on attend suffisamment longtemps pour être sûr que la puissance résiduelle de l'assemblage combustible usé qui le plus chaud contenu dans la cuve de stockage externe a baissée suffisamment pour être en dessous de la valeur limite validée pour les opérations de transport et de lavage. Ainsi, une mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé soit avant d'effectuer des opérations de transfert entre la cuve du réacteur et la cuve de stockage externe soit avant d'effectuer des opérations de lavage et de transport vers un entreposage en piscine en eau à des fins de décroissance radioactive, serait un atout pour l'exploitation et la sûreté d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide SFR. Or, comme dit précédemment, si une mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible noyé dans du sodium liquide n'a à ce jour pas été réalisée, c'est qu'une telle mesure simplement par bilans thermiques s'avère très difficile à réaliser, du fait même que le sodium liquide est un très bon conducteur thermique. A titre d'exemple, tel que représenté en figure 2, un assemblage combustible 6 de type SFR existant, a une portion centrale 60 formant boitier de section hexagonale appelé aussi tube hexagonal, contenant les crayons combustibles. La distance entre plats du boitier (entreplat) est de l'ordre de 20 cm, la hauteur de la colonne fissile 6' est d'environ 1 m. La surface latérale entourant la colonne fissile 6' est donc voisine de 0.7 mètre-carré. Le coefficient de conductivité thermique de l'acier constituant le tube hexagonal 60 est d'environ 20 W/m/°C et l'épaisseur de ce tube est de quelques millimètres. Aussi, si toute la puissance résiduelle d'un assemblage combustible 6 usé immergé dans du sodium, de l'ordre de 40 kW, traversait le boitier hexagonal, alors la différence de température dans l'épaisseur de sa paroi serait d'environ 10 degrés Celsius. Sachant qu'en outre une partie de la puissance résiduelle est évacuée par le débit de sodium traversant l'assemblage, la différence de température dans la paroi du tube hexagonal est de fait encore plus faible. Le sodium ayant un coefficient de conductivité thermique environ trois fois supérieur à celui de l'acier constituant le tube hexagonal, les écarts de température en différents points de l'assemblage sont donc très faibles à cause des fuites thermiques dans le sodium. Autrement dit, du fait même des fuites thermiques très importantes dans le sodium, il est donc très difficile d'évaluer une différence de température en différents points de l'assemblage et donc d'effectuer des bilans thermiques pour évaluer la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé noyé dans du sodium liquide. Il est connu par ailleurs, de la publication [2], une méthode de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé in-situ dans une piscine d'entreposage en eau. Selon cette méthode de mesure, un réservoir externe connecté à une enveloppe dans laquelle un assemblage usé est logé, envoie un flux contrôlé d'eau à travers l'assemblage, déversé ensuite dans la piscine d'eau. Cette méthode de mesure ne peut réellement s'appliquer à la mesure in-situ dans une cuve remplie de sodium liquide pour plusieurs raisons. Tout d'abord, on peut réellement envisager d'apporter du sodium liquide depuis l'extérieur de la cuve de réacteur ou de stockage externe des assemblages usés uniquement à des fins d'avoir un flux contrôlé. Cela alourdirait et rendrait plus complexe une installation de réacteur nucléaire SFR, le sodium liquide en tant que tel étant beaucoup plus difficile à gérer que de l'eau de piscine d'entreposage. En outre, dans la méthode de mesure selon [2], le refroidissement continu de l'assemblage combustible usé sur lequel la mesure de puissance résiduelle est faite, est assuré par les fuites thermiques latérales de l'enveloppe, du fait de l'absence d'une convection naturelle de l'eau à travers l'assemblage. Ce choix implique de mettre au point un banc de calibration, avec un faux assemblage instrumenté et chauffé électriquement reproduisant le comportement thermique d'un assemblage combustible réel, et des campagnes de mesure pour différentes puissances d'assemblage, et différentes températures de l'eau environnante. Ce banc de calibration est également lourd à mettre en oeuvre. Le but général de l'invention est de pallier tout ou partie des inconvénients de l'art antérieur et donc de proposer une solution fiable de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé, de type RNR-Na ou SFR, qui soit in-situ, c'est-à-dire avant son déchargement d'une cuve remplie de métal liquide, notamment de sodium liquide. Un but particulier de l'invention est de proposer une solution fiable de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé, de type SFR, qui soit in-situ d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au métal liquide , notamment au sodium liquide RNR-Na ou SFR, c'est-à-dire avant son déchargement de la cuve de réacteur remplie de métal liquide, notamment de sodium liquide. Exposé de l'invention Pour ce faire, l'invention a pour objet un dispositif de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé, l'assemblage étant destiné à être déchargé d'une cuve remplie de métal liquide et comprenant, à l'une de ses extrémités, une portion formant pied avec au moins une ouverture pour laisser circuler le métal liquide en son sein jusqu'à son extrémité ouverte opposée. Selon l'invention, le dispositif de mesure comprend: - un pot de forme allongée selon un axe longitudinal X et comprenant deux parois agencées en double-paroi fermée pour contenir un gaz neutre; la paroi intérieure délimitant respectivement une première ouverture à travers laquelle l'assemblage est introduit, une deuxième ouverture à travers uniquement le pied de l'assemblage est introduit, et un espace entre les première et deuxième ouvertures dans lequel l'assemblage est logé hormis son pied et s'étend selon l'axe X, la paroi intérieure et/ou la paroi extérieure étant agencée(s) à proximité de la deuxième ouverture pour permettre l'introduction du métal liquide par le pied de l'assemblage, - un débitmètre relié au pot et adapté pour mesurer le débit de métal liquide circulant à travers l'assemblage, - des premier et deuxième moyens de mesure de température, reliés au pot, et adaptés pour mesurer la température du métal liquide à proximité respectivement du pied de l'assemblage et de son extrémité ouverte opposée. Ainsi, l'invention permet d'effectuer un bilan thermique assemblage par assemblage avant leur déchargement, ce qui ne peut être fait dans les réacteurs SFR selon l'état de l'art. Le bilan thermique de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé est mesuré de manière fiable grâce à la suppression des pertes thermiques latérales de l'assemblage. Cette propriété est obtenue par la double paroi du pot remplie de gaz neutre permettant l'isolement thermique de l'enveloppe de l'assemblage usé par rapport au milieu environnant constitué du sodium liquide. Pendant une mesure, le refroidissement de l'assemblage combustible usé qui est logé dans le pot du dispositif selon l'invention est maintenu grâce à la convection naturelle ou forcée selon une variante de réalisation, du sodium liquide à travers l'assemblage. Selon une variante avantageuse, le débitmètre est un débitmètre électromagnétique à distorsion de flux. Il peut être relié à la paroi extérieure du pot, à proximité de la deuxième ouverture de la paroi intérieure, ou de manière alternative à la paroi intérieure du pot, c'est-à-dire agencé en amont de l'assemblage par rapport au sens de circulation du métal liquide. Selon une variante de réalisation, au moins le deuxième moyen de mesure de température est un thermocouple. Il peut alors être de préférence monté mobile entre une position de retrait dans laquelle il est dégagé de la première ouverture du pot et une position de mesure dans laquelle il peut mesurer la température du métal liquide au centre de la sortie de l'assemblage. Le premier moyen de mesure, c'est-à-dire celui permettant de mesurer la température à proximité du pied de l'assemblage, peut être également un thermocouple. Selon une variante alternative, au moins le deuxième moyen de mesure de température est un système à ultrasons comprenant un émetteur- récepteur à ultrasons fixé au pot à proximité de sa première ouverture et un réflecteur à ultrasons fixé également au pot en regard de l'émetteur-récepteur à ultrasons. Cette variante est avantageuse car elle permet de dégager la première ouverture du pot, celle par laquelle un assemblage combustible est introduit, de tout obstacle physique. Le dispositif selon l'invention peut comprendre en outre une pompe reliée au pot et en série hydraulique avec le débitmètre pour établir une convection forcée de métal liquide à travers l'assemblage combustible usé, logé dans le pot. Cette pompe est avantageusement une pompe électromagnétique. Ainsi, selon cette variante, la pompe supplémentaire peut imposer un débit de circulation de métal liquide donné à travers l'assemblage logé dans le pot lorsque la convection naturelle est insuffisante, notamment pour les assemblages à faible puissance résiduelle. Selon une caractéristique préférée, la double-paroi est ouverte à l'une de ses extrémités de préférence fermée à l'autre de ses extrémités, ce qui permet au gaz neutre, tel que l'Argon occupant le ciel de pile de la cuve de réacteur, de remplir la double paroi par cette ouverture lors de l'introduction du pot dans la cuve avant son immersion dans le métal liquide. De préférence, l'assemblage combustible comporte un épaulement entre sa portion centrale et son pied, qui est en appui contre la paroi intérieure autour la deuxième ouverture. On réalise de manière simple et efficace ainsi une étanchéité au métal liquide qui ne peut circuler qu'à travers l'assemblage usé. Le dispositif selon l'invention peut comprendre en outre une collerette agencée dans la première ouverture du pot, la collerette épousant la section de l'assemblage combustible logé dans le pot avec un jeu réduit. L'invention a également pour objet un procédé de mise en oeuvre du dispositif de mesure qui vient d'être décrit, la cuve étant la cuve de réacteur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium. liquide (RNR-Na), le réacteur comprenant un dispositif de séparation délimitant un collecteur chaud et un collecteur froid à l'intérieur de la cuve, procédé selon lequel on immerge le pot dans le collecteur chaud du réacteur puis on loge un assemblage combustible usé dans le pot. De préférence, l'immersion du pot est réalisée à proximité du poste de manutention de l'assemblage de combustible usé. Ainsi, la mesure selon l'invention avec l'immersion du pot s'intègre au mieux dans le système de manutention (chargement/déchargement) des assemblages combustibles, avec un impact minimum sur la disponibilité du réacteur nucléaire. Dans un réacteur nucléaire RNR-Na ou SFR, avec un dispositif de séparation constitué d'une cuve intérieure dont la forme est tronconique dans sa partie basse et cylindrique dans sa partie haute, on immerge de préférence le pot dans une excroissance réalisée dans la cuve intérieure et faisant saillie dans le collecteur froid de la cuve de réacteur. Cette excroissance peut être en forure communément appelée doigt de gant. De préférence, l'immersion du pot est réalisée au moyen d'une perche reliée au pot et agencée verticalement et extractible depuis le dessus extérieur à la dalle de fermeture de la cuve de réacteur. Cette perche est laissée en place durant une campagne de manutention d'assemblages usés et sert avantageusement de chemin de câbles aux fils électriques alimentant les différents appareils de mesure (débitmètre, premier et deuxième moyens de mesure de température). La cuve à partir de laquelle un assemblage combustible usé peut être déchargé, peut être une cuve de stockage d'assemblages combustibles usés, externe à la cuve d'un réacteur nucléaire RNR-Na ou RNR-Pb, et dans ce mode de réalisation du procédé, on immerge le pot dans la cuve de stockage externe puis on loge un assemblage combustible usé dans le pot et le cas échéant, on fait circuler de manière forcée le métal liquide du pied de l'assemblage vers son extrémité ouverte opposée. Dans une telle cuve de stockage externe, lorsque la convection naturelle n'est pas suffisante pour permettre à elle seule la mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage usé, on crée une circulation forcée à l'aide d'une pompe. Description détaillée D'autres avantages et caractéristiques de l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée de l'invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes lesquelles : - la figure 1 est une vue en coupe schématique de la cuve de réacteur d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR selon l'état de l'art, montrant différentes positions de manutention d'un assemblage combustible usé ; - la figure 2 est une vue externe en perspective d'un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR ; - la figure 3 est une vue en coupe schématique montrant un exemple de réalisation d'un dispositif de mesure selon l'invention avec un assemblage combustible usé en position de mesure - la figure 3A est une vue en coupe schématique montrant une variante de réalisation d'un dispositif de mesure selon l'invention avec un assemblage combustible usé en position de mesure; - la figure 4 est une vue en coupe schématique d'un exemple de mise en 20 oeuvre du dispositif de mesure selon l'invention dans une cuve de réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR. La figure 1 est relative à un réacteur nucléaire SFR de type intégré selon l'état de l'art et montrant différentes positions de manutention d'un assemblage 6 combustible usé à savoir respectivement dans le coeur, au cours du transfert vers le pot de manutention 25 100, à l'intérieur de celui-ci et dans une hotte de manutention 17 au-dessus de la cuve de réacteur. La figure 2 est relative à un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR. Ces figures I et 2 ont déjà été commentées en préambule et ne le sont donc pas plus ci-après. Par souci de clarté, les mêmes références désignant les mêmes éléments de 30 réacteur, d'assemblage combustible et de dispositif de mesure selon l'invention sont utilisées pour toutes les figures 1 à 4. Dans l'ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve remplie de sodium liquide, un pot du dispositif de mesure selon l'invention et respectivement d'un assemblage combustible tels qu'ils sont en configuration verticale de fonctionnement/mesure. Ainsi, dans une configuration de mesure, un assemblage combustible 6 à la verticale a son pied vers le bas. De même, dans une configuration de mesure le pot 19 du dispositif de mesure à la verticale a son ouverture 190 par laquelle un assemblage combustible 6 est introduit en haut tandis que l'extrémité ouverte de la double paroi par laquelle le sodium est introduit est en bas. De même, dans l'ensemble de la présente demande, les termes « entrée », « sortie » « aval » et « amont » sont à comprendre en référence au sens de circulation du sodium à travers un assemblage usé, qui est ascendant depuis le pied de l'assemblage jusqu'à son extrémité ouverte opposée. La mesure de la puissance thermique dégagée par un élément chauffant peut être réalisée en théorie en faisant circuler un fluide à travers l'élément puis par la mesure du débit et des températures en entrée et sortie du fluide traversant l'élément. La puissance thet -nique W est alors calculée selon la formule: W = Q * Cp * (Ts - Te) avec : - Q le débit massique - Cp la chaleur spécifique du fluide - Ts, la température de sortie - Te, la température d'entrée. A ce jour, aucune mesure de la puissance thermique résiduelle d'un assemblage combustible usé de type SFR n'a été faite en cuve, car un tel assemblage étant toujours immergé dans le sodium liquide, les fuites thermiques au travers de ses parois sont très importantes et donc les différences de température en différents points de l'assemblage sont faibles et donc ne permettent pas d'en déduire la puissance résiduelle. L'invention qui permet de répondre à ce problème consiste essentiellement à manipuler un assemblage combustible usé dans le sodium liquide en le positionnant dans 30 un pot à double-paroi remplie d'un gaz neutre à fonction d'isolation thermique et afin d'éviter tout défaut de refroidissement par fuites thermiques à travers ces parois. Un exemple du dispositif de mesure 18 selon l'invention avec un assemblage 6 combustible usé en position de mesure de sa puissance résiduelle est représenté en figure 3. Cet assemblage 6 est destiné à être déchargé d'une cuve 2 remplie de sodium liquide et il comprend, à l'une de ses extrémités, une portion formant pied 62 avec au moins une ouverture 621 pour laisser circuler le sodium en son sein jusqu'à son extrémité ouverte 610 opposée. Le dispositif de mesure 18 comprend tout d'abord un pot 19 de forme allongée selon un axe longitudinal X et comprenant deux parois 19A, 19B agencées en double-paroi pour contenir un gaz neutre, tel que l'Argon. Cette double-paroi par le gaz neutre qui sert 10 d'isolant thermique a pour fonction de supprimer les fuites thermiques au travers des parois de l'assemblage. Tel qu'illustré en figure 3, la double-paroi est fermée à son extrémité supérieure et ouverte à son extrémité inférieure. La largeur 1 de l'espace emprisonnant le gaz neutre, c'est-à-dire entre la paroi extérieure 19A et la paroi intérieure 19B à l'extrémité fermée, peut être de l'ordre du centimètre. 15 La paroi intérieure 19A délimite respectivement une ouverture supérieure 190 à travers laquelle l'assemblage 6 est introduit, une ouverture inférieure 191 à travers uniquement le pied 62 de l'assemblage est introduit, et un espace 192 entre les première et deuxième ouvertures dans lequel l'assemblage est logé hormis son pied et s'étend selon l'axe X. 20 Dans la variante illustrée en figure 3, la paroi extérieure 19B est agencée à proximité de l'ouverture inférieure 191 pour permettre l'introduction du sodium par le pied 62 de l'assemblage. Ainsi, les ouvertures inférieure 190 et supérieure 191 permettent une circulation ascendante de sodium à travers l'assemblage, comme symbolisé par la trajectoire fléchée en figures 3 et 4. Tel qu'illustré en figures 3 et 4, l'ouverture inférieure 25 191 délimitée par le bas de la paroi intérieure 19A peut être réalisée par une plaque percée et sa section correspond sensiblement à la section du pied 62 de l'assemblage. Ainsi, lorsque l'assemblage 6 est logé dans le pot 19, le pied 62 de l'assemblage traverse la plaque au niveau de l'ouverture inférieure 191. L'épaulement 600 entre le pied 62 et la portion centrale 60 du boitier de l'assemblage est en appui contre la plaque autour de 30 l'ouverture inférieure 191: on réalise ainsi une étanchéité au sodium. Autrement dit, le sodium circulant de manière ascendante ne peut passer à travers l'ouverture inférieure 191 du fait de l'étanchéité réalisée. Tel qu'illustré en figures 3 et 4, la paroi extérieure 19B du pot 19 se prolonge dans la partie inférieure de celui-ci par une portion conique 190B elle-même prolongée par une portion cylindrique 191B. Une telle forme conférée à la paroi extérieure 19B permet à la fois d'entourer complètement le pied 62 de l'assemblage et de définir une section de passage de fluide qui permet au sodium d'être canalisé dans la section circulaire pour en mesurer le débit comme détaillé par la suite. Dans la variante alternative illustrée en figure 3A, c'est la paroi intérieure 19A qui est agencée à proximité de l'ouverture inférieure 191 pour permettre l'introduction du sodium par le pied 62 de l'assemblage. Dans cette variante de la figure 3A, la paroi intérieure 19A du pot 19 se prolonge dans la partie inférieure de celui-ci par une portion 10 conique 190A elle-même prolongée par une portion cylindrique 191A. Une telle forme conférée à la paroi intérieure 19A permet à la fois d'entourer complètement le pied 62 de l'assemblage et de définir une section de passage de fluide qui permet au sodium d'être canalisé dans la section circulaire pour en mesurer le débit comme détaillé par la suite. La circulation ascendante du sodium permet donc de refroidir l'assemblage usé 15 6 et d'effectuer les mesures nécessaires à la détermination de sa puissance résiduelle. Ces mesures sont une mesure du débit de sodium traversant l'assemblage et deux mesures de température du sodium, respectivement à l'entrée et à la sortie de l'assemblage. Pour réaliser la mesure du débit de sodium traversant l'assemblage 6, le dispositif comprend un débitmètre 20 fixé au pot. Plus exactement, le débitmètre 20 peut 20 être fixé à la paroi intérieure 19A (figure 3A) ou à la paroi extérieure 19B (figure 3). Tel qu'illustré en figures 3 et 4, le débitmètre 20 est fixé autour de la portion cylindrique inférieure 191B de la paroi extérieure 19B. Tel qu'illustré en figure 3A, le débitmètre 20 est fixé autour de la portion cylindrique 191A de la paroi intérieure 19A. Pour réaliser les mesures de température du sodium en entrée et en sortie de 25 l'assemblage 6, il est prévu respectivement un premier moyen de mesure de température 21 fixé au pot 19, à proximité du pied de l'assemblage et un deuxième moyen de mesure fixé au dispositif de mesure 18 au-dessus de l'extrémité fermée de la double-paroi 19A, 19B et à l'aplomb de l'ouverture centrale 610 de l'assemblage combustible 6. Le gaz neutre, tel que l'Argon, contenu dans la double paroi 19A, 19B du pot 30 19 sert donc d'isolant thermique. Dans les exemples illustrés en figures 3, 3A et 4, le pot 19 est ouvert à son extrémité inférieure 193, ce qui permet aussi au gaz neutre de déterminer la position 30C du niveau libre du sodium à l'intérieur de cette double paroi. On veille à ce que la position 30C du niveau libre soit située en dessous du point extrême inférieur de la colonne fissile 6, ce qui permet de supprimer les fuites thermiques par conduction vers le sodium. Le gaz neutre peut naturellement venir remplir la double-paroi, lorsque le pot 19 ouvert à son extrémité inférieure est introduit dans une cuve 2 remplie de sodium et dont l'espace entre le sodium et la dalle de fermeture de la cuve est lui-même déjà occupé par le gaz neutre est introduit dans le sodium. Tel est le cas d'une cuve de réacteur 2 avec son ciel de pile 12 déjà rempli d'Argon (figure 1). Une variante de réalisation peut consister à contrôler le niveau libre 30C du sodium dans la double-paroi pour des raisons de sûreté. En effet, si au cours d'une mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage 6, une défaillance quelconque survenait et conduisait à un défaut de circulation du sodium dans l'assemblage, celui-ci pourrait atteindre une température trop élevée, incompatible pour maintenir son intégrité physique. Aussi, dans ce cas, une dépressurisation du gaz neutre contenu dans la double-paroi conduirait à faire entrer le sodium à l'intérieur de celle-ci au-dessus d'un niveau libre 30C prédéterminé. Cela réintroduirait la conduction thermique par les parois de l'assemblage et donc l'impossibilité d'une mesure fiable de sa puissance résiduelle. Par contre, cette puissance résiduelle de l'assemblage serait toujours correctement évacuée, de fait par conduction à travers les parois du pot, vers le sodium liquide contenu dans la cuve dans laquelle le dispositif est immergé. Cette variante du contrôle du niveau libre 30C du sodium dans la double-paroi peut consister à mesurer la pression du volume de gaz neutre qui y est emprisonné et en fonction de la pression mesurée, à injecter ou extraire du gaz neutre. Un exemple de cette variante est illustré en figure 4 : un tube 19C de diamètre réduit est fixé à l'extrémité supérieure du pot 19 en débouchant entre les deux parois 19A, 19B. Ce tube 19C relie ainsi le volume de gaz neutre à l'intérieure de la double-paroi à un système de contrôle de sa pression non représenté, agencé par exemple au-dessus de la dalle de fermeture 12 de la cuve de réacteur 2. On veille à ce que les dimensions intérieures du pot 19, c'est-à-dire les dimensions de l'ouverture supérieure 190 et de l'espace 192, soient à la fois suffisamment grandes pour permettre une introduction facile d'un assemblage usé 6, et suffisamment petites pour éviter des effets parasites de circulation latérale du sodium susceptibles de venir perturber la mesure de la puissance résiduelle. Par introduction facile d'un assemblage usé 6, on entend que quel que soit le niveau d'irradiation qu'il a subi lorsque présent dans le coeur 4 d'un réacteur SFR et par conséquent, quelles que soient les déformations mécaniques qu'il a subi, l'assemblage usé 6 peut être introduit par simple emmanchement avec jeu dans le pot 19. On a représenté en figure 4, un assemblage usé 6 ayant subi une arcure au cours de son irradiation en coeur 4 et qui est logé dans le pot 19. On précise ici que l'arcure schématisée est exagérée pour la représenter. En revanche, on veille à ce que les dimensions intérieures du pot 19 soient suffisamment petites pour ne pas laisser un jeu trop important entre la paroi intérieure 19A et l'assemblage usé 6 lorsque que celui-ci est logé dans le pot 19. En effet, en cas de jeu trop important, des écoulements parasites du sodium entre celui présent dans la cuve, tel que dans le collecteur chaud 3A de la cuve réacteur 2, et celui présent à l'intérieur du pot 19 sont susceptibles de venir modifier le bilan thermique. En d'autres termes, en cas de jeu trop important, du sodium relativement plus froid venant de la cuve peut descendre d'un côté de l'assemblage 6 le long de celui-ci, et s'échauffer ainsi par conduction puis remonter vers l'intérieur de la cuve. Ces écoulements parasites emporteraient alors une partie de la chaleur résiduelle produite par l'assemblage, ce qui pourrait modifier la mesure de la puissance résiduelle réelle. Pour éviter cela, on peut avantageusement fixer une collerette à l'extrémité supérieure du pot 19 à l'intérieur de la paroi intérieur 19A. Une telle collerette 24 est montrée en figure 4: elle épouse la section hexagonale de l'assemblage avec un jeu réduit, typiquement de l'ordre de quelques millimètres. Ce jeu réduit empêche ainsi ou à tout le moins rend négligeables les écoulements parasites tout en permettant l'introduction d'un assemblage usé 6 quel que soit son niveau de déformation mécanique par irradiation. On peut utiliser n'importe quel débitmètre 20 à la condition qu'il soit adapté pour être immergé dans du sodium liquide tout en réalisant une mesure fiable. Un débitmètre à distorsion de flux, tel que décrit dans publication [3], convient particulièrement car il peut être complément immergé dans du sodium. Le principe de fonctionnement de ce débitmètre 20 consiste à placer trois bobines de fil électrique en série autour d'un tube dans lequel circule un fluide matériau conducteur électrique, tel que le sodium liquide. La bobine centrale est alimentée par un courant alternatif et les deux bobines externes situées de part et d'autre de la bobine centrale reçoivent un courant induit. En fonction de la vitesse du fluide conducteur électrique dans le tube, le courant induit dans les deux bobines externes est déformé (distordu). La mesure de la distorsion du courant induit entre les deux bobines externes permet d'en déduire le débit de fluide traversant le tube. Tel que schématisé en figures 3 et 4, les trois bobines du débitmètre à distorsion de flux 20 sont représentées chacune par un rectangle et sont fixées autour de la portion cylindrique 191B inférieure de la paroi extérieure 19B. La mesure des températures en entrée et en sortie de l'assemblage peut s'effectuer par n'importe quel moyen de mesure adapté pour effectuer une mesure fiable dans du sodium liquide. Tel qu'illustré en figure 3, les premier 21 et deuxième moyens 22 de mesure de température peuvent être des thermocouples. Tel qu'illustré en figure 4, le deuxième moyen 22 de mesure peut également être un système par ultrasons. Un tel système par ultrasons peut être avantageux par rapport à un thermocouple car selon l'invention il est nécessaire de mesurer la température au centre de l'ouverture supérieure 610 de l'assemblage 6. Une telle mesure implique de rendre le thermocouple mobile entre une position dégagée dans laquelle l'assemblage peut être introduit par l'ouverture supérieure 190 et la position de mesure proprement dite telle qu'illustrée en figure 3. Un système de mesure de débit par ultrasons a déjà été éprouvé à l'intérieur au sein d'une cuve de réacteur refroidi au sodium. Un tel système par ultrasons 22 est illustré en figure 4 : il est constitué d'un émetteur/récepteur ultrasons 220 fixé sur le dessus de la double-paroi et d'un réflecteur d'ultrasons 221 fixé également sur le dessus de la double-paroi en regard de l'émetteur/récepteur 220. Une mesure par un tel système par ultrasons 22 repose sur le fait que la vitesse de déplacement des ultrasons dépend de la densité du sodium liquide qu'ils traversent, elle-même dépendant de sa température. Après étalonnage, la mesure du temps de parcours des ultrasons entre l'émetteur/récepteur 220 et le réflecteur 221 permet de connaître de la densité du sodium liquide locale à la sortie de l'assemblage 6 et donc sa température moyenne le long d'une génératrice horizontale entre l'émetteur et le récepteur. On a représenté en figure 4, un procédé de mise en oeuvre du dispositif de mesure selon l'invention, selon lequel le pot 19 est immergé dans le collecteur chaud 3A d'une cuve 2 de réacteur SFR. Plus exactement, dans l'exemple illustré en figure 4, l'immersion du pot 19 est réalisé dans une excroissance 16 de la partie tronconique 10A de la cuve 10 de séparation entre collecteur chaud 3A et collecteur froid 3B d'une cuve 2 de réacteur SFR. On veille à ce que les dimensions de cette excroissance 16 et la position du pot 19 à l'intérieur permettent de laisser un espace suffisant autour de ce dernier afin de laisser circuler librement le sodium liquide jusqu'à l'extrémité inférieure ouverte du pot 19. Telle qu'illustrée, l'excroissance 16 est en forme générale de parallélépipède, usuellement appelée foime de doigt de gant, et fait saillie dans le collecteur froid 3B. Cette excroissance 16 est de préférence agencée à l'aplomb d'un poste de chargement/déchargement d'assemblages combustibles dans la cuve 2 de réacteur. Pour immerger le pot 19 dans l'excroissance 16, et plus généralement dans la cuve 2 de réacteur, on peut avantageusement fixer une perche 25 extractible depuis une hotte adaptée agencée au-dessus de la dalle de fermeture de la cuve 2. Cette perche 25 peut servir avantageusement de support-cheminement des fils électriques connectés respectivement au débitmètre 20 et aux premier 21 et deuxième moyens 22 de mesure de température. Tel qu'illustré en figure 4, la perche 25 peut également être utilisée en tant que support du tube 19C reliant le volume de gaz neutre contenu dans la double paroi à son système de contrôle de pression. Lorsque la mesure est réalisée alors que le dispositif de mesure 18 selon l'invention et l'assemblage usé 6 en son sein sont dans le collecteur chaud 3A d'un cuve 2 de réacteur SFR, le sodium liquide peut circuler dans l'assemblage 6 uniquement par convection naturelle et à une température d'environ 200°C. Typiquement, si la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé 6 est de 40 kW, le débit de sodium en convection naturelle est d'environ 0,60 kg/s avec une différence de température entre l'entrée 21 et la sortie 22 d'environ 50°C. Afin d'avoir une meilleure maîtrise des conditions d'écoulement du sodium dans l'assemblage usé 6, il est possible d'agencer une pompe 23 en série hydraulique avec le débitmètre 20 et par là réaliser une convection forcée du sodium traversant l'assemblage 6. Selon une variante de réalisation particulièrement intéressante, la pompe peut être une pompe électromagnétique car celle-ci peut utiliser avantageusement les propriétés électromagnétiques d'un métal liquide, notamment le sodium. On peut se référer à la publication [4]. Tel qu'illustrée en figure 4, une telle pompe électromagnétique 23 annulaire à induction est fixée autour de la portion cylindrique 191B de manière adjacente au débitmètre 20. Les fils électriques d'alimentation d'une telle pompe 23 peuvent être également supportés par la perche 25 d'introduction/extraction du pot 19. Ainsi, dans le contexte de l'invention, les avantages procurés par une telle pompe électromagnétique 23 sont nombreux parmi lesquels: e un régime bas de fonctionnement de la pompe 23 permet d'établir une convection forcée suffisante de sodium dans l'assemblage 6 afin de mesurer sa puissance résiduelle dans une gamme de quelque kilowatt, ce qui est notamment le cas des assemblages usés en stockage intermédiaire dans une cuve externe avant leur transport sous gaz et leur lavage ; - un régime haut de fonctionnement de la pompe 23 permet d'établir une convection forcée de sodium importante dans l'assemblage 6, afin de lui permettre, une fois la mesure de sa puissance résiduelle terminée, de revenir rapidement à une température moyenne compatible à son déchargement de la cuve. En effet, lors d'une mesure, l'absence d'évacuation de la puissance résiduelle par conduction thermique latérale de l'assemblage conduit à une élévation de la température moyenne de la colonne fissile 6' de l'assemblage plus importante, soit d'environ une cinquantaine de degrés. Or, pour des raisons de sûreté, il est préférable que l'assemblage soit le plus froid possible avant son déchargement. On s'assure qu'en l'absence de fonctionnement ou en cas de panne de la pompe électromagnétique 20, le débit de convection naturelle du sodium est suffisant pour refroidir l'assemblage usé 6 logé dans le pot 19. On peut résumer de la manière suivante les principales étapes d'un 20 déchargement d'un assemblage combustible usé 6 d'une cuve 2 de réacteur SFR, confollnément à l'invention : a/introduction du dispositif de mesure 18 et des câbles électriques d'instrumentation associés respectivement au débitmètre 20 et aux moyens de mesure de température 21, 22 dans la cuve 2 de réacteur par la dalle de fermeture 11 à l'aide de la 25 perche mobile 25, b/extraction d'un assemblage combustible usé 6 du coeur 4 avec les moyens usuels de manutention, l'assemblage 6 restant en permanence immergé dans le sodium liquide du collecteur chaud 3A ; c/logement de l'assemblage usé 6 dans le pot 19 du dispositif de mesure 18 30 selon l'invention ; d/mesure instantanée, in-situ dans le collecteur chaud 3A, de la puissance résiduelle de l'assemblage combustible usé 6 ; e/si la puissance résiduelle mesurée est en dessous d'une valeur seuil prédéterminé, l'assemblage usé 6 est placé dans le système de déchargement usuel, par exemple dans le pot de manutention 100 illustré en figure 1, puis l'ensemble vers un système 17 de transfert de pot de manutention pour évacuation vers une cuve externe de stockage intermédiaire, f/ réitération des étapes al à e/ avec un autre assemblage combustible usé 6, g/ en fin de campagne de manutention de tous les assemblages usés 6 déchargés du réacteur SFR, extraction du dispositif de mesure 1.8 avec son pot 19 de la cuve 2 de réacteur. L'invention n'est pas limitée aux exemples qui viennent d'être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées. Par exemple, on peut prévoir une paroi intérieure 19A et une paroi extérieure 19B agencées toutes deux à proximité de la deuxième ouverture 191 pour permettre l'introduction du sodium liquide par le pied 62 de l'assemblage 6. Références citées [1] : Manuel « Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium » - Les techniques de l'Ingénieur B 3 171 [2] : KARPENI(0,-A.L; ROZENBAUM,-E.L.; ZABEGAEV,-V.P. "Studies of residual heat release of the BN-600 reactor spent assemblies in a fuel cooling pond » IzvestiyaVysshilch-Uchebnykh-Zavedenij.-Yademaya-Ehnergetika (ISSN 03A4-3327). 2005, vol.1, pp 70-77 ; [3] : Manuel « Débitmètres électromagnétiques (DEM) » - Les techniques de l'ingénieur R 10 2 275 [4] : Manuel «Pompage de métal liquide » - Les techniques de l'ingénieur B 4 330 15 REVENDICATIONS1. Dispositif de mesure (18) de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé, l'assemblage (6) étant destiné à être déchargé d'une cuve (2) remplie de métal liquide et comprenant, à l'une de ses extrémités, une portion formant pied (62) avec au moins une ouverture (621) pour laisser circuler le métal liquide en son sein jusqu'à son extrémité ouverte opposée (610), le dispositif de mesure (18) comprenant: - un pot (19) de forme allongée selon un axe longitudinal X et comprenant deux parois (19A, 1913) agencées en double-paroi pour contenir un gaz neutre; la paroi intérieure délimitant respectivement une première ouverture (190) à travers laquelle l'assemblage est introduit, une deuxième ouverture (191) à travers uniquement le pied (62) de l'assemblage est introduit, et un espace (192) entre les première et deuxième ouvertures dans lequel l'assemblage est logé honnis son pied et s'étend selon l'axe X, la paroi intérieure (19A) et/ou la paroi extérieure (1913) étant agencée(s) à proximité de la deuxième ouverture (191) pour permettre l'introduction du métal liquide par le pied de l'assemblage, - un débitmètre (20) relié au pot et adapté pour mesurer le débit de métal liquide circulant à travers l'assemblage, - des premier (21) et deuxième (22) moyens de mesure de température, reliés au pot, et adaptés pour mesurer la température du métal liquide à proximité respectivement du pied de l'assemblage et de son extrémité ouverte opposée. 2. Dispositif de mesure selon revendication 1, le débitmètre étant un débitmètre électromagnétique à distorsion de flux. 3. Dispositif de mesure selon la revendication 1 ou 2, le débitmètre étant relié à la paroi extérieure (19B) du pot, à proximité de la deuxième ouverture de la paroi intérieure. 4. Dispositif de mesure selon la revendication 1 ou 2, le débitmètre étant relié à la paroi intérieure (19A) du pot, à proxiinité de la deuxième ouverture de la paroi intérieure. 5. Dispositif de mesure selon l'une des revendications précédentes, au moins le deuxième moyen de mesure de température (22) étant un thermocouple. 6. Dispositif de mesure selon revendication 4, le thermocouple étant monté mobile entre une position de retrait dans laquelle il est dégagé de la première ouverture du pot et une position de mesure dans laquelle il peut mesurer la température du métal liquide au centre de la sortie de l'assemblage. 7. Dispositif de mesure selon l'une des revendications 1 à 4, au moins le deuxième moyen de mesure de température (22) étant un système à ultrasons comprenant unémetteur-récepteur à ultrasons fixé au pot à proximité de sa première ouverture et un réflecteur à ultrasons fixé également au pot en regard de l'émetteur-récepteur à ultrasons. 8. Dispositif de mesure selon l'une des revendications précédentes, comprenant en outre une pompe (23) reliée au pot et en série hydraulique avec le débitmètre (20) pour établir une convection forcée de métal liquide à travers l'assemblage combustible usé, logé dans le pot. 9. Dispositif de mesure selon la revendication 8, la pompe étant une pompe électromagnétique. 10. Dispositif de mesure selon l'une des revendications précédentes, la double-paroi étant ouverte à l'une de ses extrémités. 11. Dispositif de mesure selon l'une des revendications précédentes, l'assemblage combustible (6) comportant un épaulement (600) entre sa portion centrale (60) et son pied (62), l'épaulement étant en appui contre la paroi intérieure (19A) autour de la deuxième ouverture (191). 12. Dispositif de mesure selon l'une des revendications précédentes, comprenant en outre une collerette (24) agencée dans la première ouverture du pot, la collerette épousant la section de l'assemblage combustible logé dans le pot avec un jeu réduit. 13. Procédé de mise en oeuvre du dispositif de mesure (18) selon l'une des revendications précédentes, la cuve étant la cuve de réacteur (2) d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium liquide (RNR-Na), le réacteur comprenant un dispositif de séparation délimitant un collecteur chaud (3A) et un collecteur froid (3B) à l'intérieur de la cuve, procédé selon lequel on immerge le pot dans le collecteur chaud du réacteur puis on loge un assemblage combustible usé dans le pot. 14. Procédé selon la revendication 13, l'immersion du pot étant réalisée à proximité du poste de déchargement de l'assemblage de combustible usé. 15. Procédé selon l'une des revendications 13 ou 14, l'immersion du pot étant réalisée au moyen d'une perche (25) reliée au pot et agencée verticalement et extractible depuis le dessus extérieur à la dalle de fermeture (11) de la cuve de réacteur (2). 16. Procédé de mise en oeuvre du dispositif de mesure selon l'une des revendications 1 à 12, la cuve étant une cuve de stockage d'assemblages combustibles usés, externe à la cuve d'un réacteur nucléaire RNR-Na ou RNR-Pb, procédé selon lequel on immerge le pot dans la cuve de stockage externe puis on loge un assemblage combustible usé dans le pot et le cas échéant on fait circuler de manière forcée le métal liquide du pied de l'assemblage vers son extrémité ouverte opposée.