Brevet FR3124885A1 — publié le 20230106

Corps d’assemblage de combustible nucléaire, à double enveloppe dont celle intérieure en matériau fusible et assemblage de combustible nucléaire comportant un tel corps. L’invention concerne un corps (2) d’assemblage de combustible nucléaire, destiné à loger un faisceau d’aiguilles (100) de combustible nucléaire pour former un assemblage de combustible nucléaire (1), le corps d’axe longitudinal (X) comportant une enveloppe externe (21) sous la forme d’un tube hexagonal ajouré en matériau métallique et, à l’intérieur de l’enveloppe externe, une enveloppe interne (22), destiné à envelopper le faisceau d’aiguilles, sous la forme d’un tube hexagonal fermé et sensiblement étanche au liquide caloporteur destiné à traverser le faisceau d’aiguilles, le tube hexagonal fermé et étanche étant en matériau fusible à une température seuil prédéterminée, les deux tubes hexagonaux n’étant pas liés mécaniquement entre eux. Assemblage nucléaire intégrant un tel corps. Figure pour l’abrégé : Fig.9B Corps d’assemblage de combustible nucléaire, à double enveloppe dont celle intérieure en matériau fusible et assemblage de combustible nucléaire comportant un tel corps. La présente invention concerne un assemblage combustible pour réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment 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. Les assemblages combustibles visés par l’invention peuvent être aussi bien utilisés dans un réacteur nucléaire de type intégré, c’est-à-dire pour lequel le circuit primaire de sodium avec des moyens de pompage est totalement contenu dans une cuve contenant également des échangeurs de chaleur, que dans 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. Par « assemblage combustible », on entend un ensemble comprenant des éléments combustibles et chargé et/ou déchargé dans/depuis un réacteur nucléaire. Par « assemblage combustible de type RNR-Na ou SFR », on entend un assemblage combustible adapté pour être irradié dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR. Par « tube hexagonal », on entend un tube dont la section transversale est hexagonale régulière. Bien que décrite en référence à l’application principale visée, à savoir un réacteur RNR-Na (caloporteur sodium), l’invention s’applique à tout type de RNR refroidi par métal liquide (plomb, plomb-bismuth, etc.). Les assemblages combustibles destinés à être utilisés dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium liquide (RNR-Na), présentent une structure mécanique particulière afin notamment de laisser passer le sodium liquide en leur sein. On a représenté en figures 1 à 2A, un assemblage combustible 1 classiquement utilisé dans un réacteur nucléaire RNR-Na. Un tel assemblage 1 de forme allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d’abord un tube ou boitier 10 à section hexagonale, fermé et étanche sur le pourtour, dont la portion supérieure 11 forme la tête de préhension de l’assemblage et loge un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS), et dont la portion centrale 12 enveloppe des aiguilles de combustible 100. Les portions 11, 12 forment une même enveloppe tubulaire 10 ou boitier de section hexagonale identique sur toute sa hauteur. La tête 11 de l’assemblage comporte une ouverture centrale 110 débouchant en son sein et utilisée pour sa manutention. La portion centrale 12 d’un assemblage comprend une pluralité d’aiguilles de combustible nucléaire. Chaque aiguille 100 se présente sous la forme d’un tube de gaine cylindrique étanche en acier et fermé aux deux extrémités par un bouchon soudé à l’intérieur de laquelle est empilée une colonne 14 de pastilles de combustible fissile au sein desquelles se produisent les réactions nucléaires qui dégagent de la chaleur. Toutes les colonnes 14 définissent ce que l’on dénomme usuellement la zone fissile qui est approximativement située à mi-hauteur d’un assemblage 1. La gaine des aiguilles 100 constitue ainsi la première barrière de confinement dont il est très important de préserver l’intégrité en la protégeant des agressions extérieures telles que des chocs/contraintes mécaniques ou des températures excessives. L’assemblage 1 comprend enfin une portion inférieure 13 formant le pied de l’assemblage, dans le prolongement du boitier 10. Le pied 13 de l’assemblage présente une extrémité distale 15 en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré à la verticale dans les chandelles du sommier (support) d’un cœur de réacteur. Le pied 13 de l’assemblage comporte à sa périphérie des ouvertures 16 débouchant en son sein. Ainsi, en configuration installée d’un assemblage combustible, c’est-à-dire en position chargée dans un cœur de réacteur, le pied 13 d’un assemblage 1, de forme mâle, est inséré dans une ouverture du sommier du réacteur en maintenant ainsi l’assemblage 1 dans ce dernier avec son axe longitudinal X à la verticale. On précise que le sommier est un caisson formant un réservoir de sodium primaire sous pression qu’il distribue à l’ensemble des assemblages via les ouvertures dans le pied 13. Le sodium primaire peut circuler à l’intérieur du boîtier 10 de l’assemblage 1 et ainsi véhiculer par conduction thermique la chaleur dégagée par les aiguilles de combustible. Le sodium est ainsi introduit par les ouvertures 16 du pied 13 et sort par l’ouverture centrale 110 de la tête 11, après avoir traversé le faisceau d’aiguilles combustibles. Autrement dit, comme symbolisé par les flèches en , le débit de caloporteur sodium entre dans le pied d’assemblage 13 par les ouvertures 16, traverse le faisceau d’aiguilles 100 et la PNS avant de ressortir par la tête 11 d’assemblage. Le pied 13 intègre en son sein un système dit déprimogène, constitué par un élément plus ou moins poreux 17 qui génère des pertes de charges et permet de régler le débit du sodium traversant l’assemblage. Tous les assemblages d’un même réacteur sont agencés verticalement sur un sommier pour former un cœur à réseau compact à maille hexagonale. Les assemblages en position sur le sommier sont espacés les uns des autres au niveau de leur corps, typiquement de quelques mm entre les faces en regard de deux boitiers à section hexagonale adjacents. Il est à noter que tous les réacteurs RNR-Na en étude, construction ou fonctionnement dans le monde utilisent des assemblages ayant pour boitier un tube hexagonal fermé, tel que décrit ci-avant, qui constitue la référence depuis l’origine de cette filière nucléaire dans les années 60. Dans de tels assemblages, le cahier des charges fonctionnel d’un tube hexagonal des assemblages peut être résumé ainsi (les fonctions principales détaillées étant indiqués par leurs acronymes à des fins de clarté pour la suite) : - créer un canal de refroidissement propre à l’assemblage au sein duquel circule le caloporteur sodium (fonction FP1). On assure ainsi une bonne canalisation et maîtrise du débit de caloporteur au sein du faisceau d’aiguilles combustibles pendant un fonctionnement normal (fonction d’évacuation de la chaleur et de maîtrise des températures dans les aiguilles combustibles) ; - assurer une liaison rigide entre les autres sous-ensembles de l’assemblage, à savoir le pied en partie inférieure, et la tête en partie supérieure (fonction FP2). Le tube hexagonal constitue ainsi en quelque sorte une colonne vertébrale robuste pouvant être manutentionnée ; - résister aux contraintes mécaniques pendant toutes les phases de vie de l’assemblage (fonction FP3). Comme indiqué ci-avant, pendant l’irradiation en réacteur, tous les assemblages sont disposés verticalement sur le sommier en étant très proches les uns des autres, typiquement avec une distance de quelques millimètres entre les différents tubes hexagonaux adjacents. Le cœur du réacteur se comporte donc mécaniquement comme un faisceau de tubes rigides pouvant être en contact et sollicités mécaniquement par des forces de flexion/compression et/ou des moments de flexion/torsion du fait des mouvements différentiels possibles entre assemblages sous l’effet des dilatations thermiques ou des agressions externes comme un séisme. Pendant les manutentions, un tube hexagonal est également soumis à des efforts de traction/compression. Un tube hexagonal doit donc être résistant à ces sollicitations mécaniques afin de garantir l’intégrité des aiguilles combustibles ; - assurer une protection mécanique du faisceau d’aiguilles vis-à-vis des chocs pour préserver la première barrière de confinement (fonction FP4). Les phases de transport et manutention avant et après irradiation peuvent être génératrices de chocs mécaniques accidentels sur les assemblages. En sus de ces fonctions principales, une problématique de sûreté est liée à la mise en œuvre d’un tube hexagonal étanche et fermé comme montré en figures 1 à 2B. En effet, il subsiste un risque de bouchage du canal hydraulique véhiculant le caloporteur au sein de l’assemblage. Ce type de scénario accidentel a déjà été analysé dans les études de sûreté avec comme hypothèses, soit un bouchage partiel des canaux hydrauliques au sein du faisceau d’aiguilles, soit un bouchage total et instantané (BTI) du canal hydraulique et donc l’annulation complète du débit de sodium circulant dans l’assemblage. Quand bien même, elle est la moins probable, cette dernière hypothèse (BTI) constitue le scénario le plus sévère auxquelles les études de sûreté d’un RNR-Na de 4 ème génération se doivent répondre. Cette situation accidentelle aurait une occurrence dans le pied d’assemblage 15, par exemple à cause de corps étrangers qui viendraient se coincer dans le système déprimogène 17 et provoquer en quelque sorte un bouchon B, comme illustré en . Dans ce cas, du fait du bouchage du pied 15, l’assemblage n’est plus alimenté en caloporteur, comme illustré par les flèches et leur suppression en , la puissance libérée par le combustible n’est donc plus évacuée, les aiguilles 100 s’échauffent, le sodium bout et se vaporise, et le combustible et les gaines des aiguilles 100 fondent dans une zone d’ébullition (Z.E). La fusion locale de l'assemblage peut alors se propager ou non à d'autres assemblages adjacents de par la fusion et le percement des tubes hexagonaux 10. Cette situation est considérée comme étant un accident grave. Du fait de l’arrêt du débit de caloporteur, cet accident peut ne pas être détecté par les thermocouples mesurant la température du sodium en sortie des assemblages. En cas de non-détection par les thermocouples, la détection est faite finalement, après fusion des gaines, par un système de mesure appelé système de « Détection des Neutrons Différés », qui déclenche l'arrêt du réacteur. La spécificité de cet accident provient de la difficulté de sa détection et du temps limité pour réagir face à cette situation. En effet, le temps qui s’écoule entre le bouchage BTI et la fusion du tube hexagonal concerné est de l’ordre de 15 secondes pour un cœur de RNR-Na de puissance de type de celui du réacteur Superphénix. En outre, ce scénario conduit tout de même à un accident de fusion même pour des conceptions de cœur intrinsèquement plus sûrs et qui ont un comportement plus favorable pour d’autres séquences accidentelles. Le BTI reste donc un problème à gérer dans les études de sûreté et l’objectif est, si possible, de pouvoir empêcher l’ébullition du sodium et la fusion locale de l’assemblage via un refroidissement suffisant des aiguilles combustibles, sinon, a minima, de pouvoir détecter ce bouchage suffisamment rapidement avant la fusion des gaines pour déclencher la chute des barres d’arrêt du réacteur (fonction de contrainte FC1). Une autre problématique liée à la mise en œuvre d’un tube hexagonal étanche et fermé concerne l’aval du cycle combustible. En effet, un tube hexagonal tel qu’il est utilisé à ce jour est un tube mince et élancé en acier, dont les dimensions dépendent des réacteurs mais sont généralement de l’ordre de 2 à 3 mètres pour la longueur, d’environ 15 cm pour la largeur et de 4 mm pour l’épaisseur. Ainsi la masse d’un seul tube hexagonal pour un assemblage destiné à un réacteur RNR-Na de puissance électrique 600 MW est d’environ 50 kg. En considérant que le cœur de ce réacteur comprend un nombre de 300 assemblages combustibles ayant une durée de vie de 3 ans, les tubes hexagonaux représentent à eux seuls environ 200 tonnes de déchets d’acier irradiés, classés MA-VL (moyenne activité, vie longue), au cours des 40 années de fonctionnement d’un réacteur. Ces volumes importants de déchets irradiés posent des problèmes en termes de gestion et de coûts de l’aval du cycle (démantèlement et entreposage). On recherche donc désormais des assemblages combustibles dont le volume des déchets irradiés est réduit (fonction de contrainte FC2). En bref, le cahier des charges d’un corps d’assemblage combustible pour réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, auquel les inventeurs ont été confrontés peut être résumé ainsi : - créer un canal de refroidissement propre à l’assemblage au sein duquel circule le caloporteur de métal liquide (fonction FP1) ; - assurer une liaison rigide entre les sous-ensembles de l’assemblage (fonction FP2) ; - résister aux contraintes mécaniques (fonction FP3) ; - assurer une protection mécanique du faisceau d’aiguilles vis-à-vis des chocs (fonction FP4); - limiter les conséquences d’un BTI : ne pas conduire à l’ébullition du métal liquide, ou a minima détecter rapidement le bouchage en pied d’assemblage (fonction FC1); - réduire le volume des déchets irradiés (fonction FC2). Des solutions alternatives à des tubes hexagonaux fermés pour la filière de RNR-Na ont déjà été proposée, tout comme d’autres solutions pour d’autres filières de réacteurs, mais, comme détaillé ci-après, elles ne répondent pas entièrement au cahier des charges tel qu’énoncé ci-avant. Parmi les solutions alternatives, la demande de brevet EP2610875A1 propose un tube hexagonal d’assemblages pour RNR-Na qui est muni de trous débouchant périphériques en amont de la zone présumée d’ébullition, de sorte à permettre de limiter les conséquences d’un accident d’ébullition de sodium au sein de l’assemblage. En effet, les trous réalisés permettent à un bouchon de vapeur de sodium qui résulterait d’un asséchement des canaux hydrauliques de ne pas engendrer plus de perte totale de débit au sein de l’assemblage grâce au bypass de sodium circulant par ces trous vers les assemblages voisins. Cela maintient alors une circulation suffisante du sodium dans l’assemblage permettant le refroidissement des aiguilles et empêchant la propagation de l’ébullition dans la zone à réactivité positive. Même si cette demande de brevet ne mentionne pas explicitement l’accident de BTI (perte totale et instantanée du débit), les trous débouchant sur le tube hexagonal, tels qu’illustrés, présenteraient également un intérêt sur la détection d’un bouchage total se produisant dans le pied à l’entrée de l’assemblage. En effet, du fait de la différence de pression entre l’intérieur et l’extérieur du tube hexagonal lors d’un BTI, une entrée de sodium par ces trous se produirait, le sodium traversant alors le faisceau d’aiguilles pour ressortir par la tête d’assemblage: la détection de l’échauffement anormal du sodium serait alors possible. La taille des trous nécessaire pour permettre la détection du BTI est minime et le débit de bypass par ces trous en fonctionnement normal est acceptable et ne perturbe pas la thermo-hydraulique du cœur. Autrement dit, ces trous débouchant périphériques constituent en tant que tels une réponse satisfaisante à la fonction FP1. Une augmentation de la taille des trous permettrait certes d’augmenter le débit sodium lors d’un BTI de façon suffisante pour refroidir les aiguilles et ne pas atteindre la température d’ébullition, mais créerait alors un débit de bypass qui serait rédhibitoire en fonctionnement normal. Ainsi les trous débouchant périphériques permettraient la détection d’un BTI, mais ne permettrait pas un refroidissement satisfaisant des aiguilles dans cette situation de fonctionnement normal. Ces trous débouchant périphériques constituent donc une réponse partielle à la fonction FC1. En outre, du fait de leur taille réduite, ces trous débouchant n’ont pas d’impact par rapport à un tube hexagonal fermé, i.e. sans trou, vis-à-vis des fonctions mécaniques et de l’aval du cycle : ils apportent donc une réponse également satisfaisante aux fonctions FP2, FP3 et FP4 mais ne satisfont pas à la fonction FC2. La demande FR3018386 A1 propose également de munir le tube hexagonal d’un assemblage combustible d’ouvertures débouchantes pour limiter les conséquences d’un accident d’ébullition de sodium au sein de l’assemblage. Les ouvertures divulguées sont plus larges que celles de la demande EP2610875A1 précitée et localisées axialement sur la périphérie du tube hexagonal, en aval de la colonne fissile, afin de minimiser l’impact sur la thermo-hydraulique du sodium en fonctionnement normal. Par ailleurs, les ouvertures ne sont pas centrées sur les faces hexagonales du tube de sorte que les ouvertures de deux tubes adjacents ne sont pas en vis-à-vis. Par conséquent, la solution proposée est analogue à celle d’EP2610875 A1 et répond à la même problématique de sûreté relative à un accident d’ébullition. En somme, cette solution présente par conséquent les mêmes avantages et inconvénients que celle proposée par EP2610875 A1. Le brevet EP2486570 B1 propose en tant que corps d’assemblage combustible, une structure constituée d’une armature centrale en regard de la zone fissile sous la forme d’un treillis en acier martensitique (EM10) soumis au flux neutronique significatif, de deux tronçons fermés en acier austénitique, peu exposés au flux neutronique et qui sont agencés chacun à une extrémité longitudinale de l’armature et d’un empilement de tronçons tubulaires hexagonaux en matériau céramique, par exemple du SiC/SiC fibré, agencé à l’intérieur de l’armature et qui présente un bon bilan neutronique en flux rapide et de bonnes propriétés mécaniques (résistance, ténacité) jusqu’à très hautes températures (2000°C). Un tel corps d’assemblage répond essentiellement aux axes d’amélioration visés pour les réacteurs de 4 ème génération (GEN IV), à savoir : réduction de la quantité d’acier dans le cœur, améliorant le bilan neutronique et diminuant le volume de déchets irradiés (réponse à la fonction FC1) ; amélioration du comportement mécanique et thermo-hydraulique en situation d’accident grave, grâce à la résistance mécanique à haute température des tronçons en céramique enveloppant le faisceau d’aiguilles combustibles. Il serait par ailleurs envisageable de générer des fuites calibrées de sodium entre les tronçons tubulaires en céramique afin de pouvoir détecter un BTI. En revanche ces fuites calibrées ne peuvent être suffisantes pour assurer le refroidissement du faisceau d’aiguilles en situation de BTI : la réponse à la fonction FC2 est donc partielle. En outre, les tronçons tubulaires en céramique assurent une pseudo-étanchéité et permettent une bonne canalisation du débit de sodium dans le faisceau d’aiguilles (réponse à la fonction FP1). Ils assurent aussi une protection du faisceau vis-à-vis des chocs (réponse à la fonction FP4). Et l’armature en acier EM10 est probablement limite en termes de résistance mécanique (réponse partielle à la fonction FP3) mais elle permet d’assurer la liaison mécanique avec la tête et le pied d’assemblage (réponse à la fonction FP2). Le brevet US3816247A concerne un assemblage combustible à boitier à double enveloppe constituée d’un tube hexagonal extérieur en acier, formé d’une seule pièce ou d’un empilement de tronçons, qui est muni sur toutes ses faces de fentes obliques, et à l’intérieur du tube externe, un tube interne en acier, fermé, plus mince que le tube externe et qui enveloppe le faisceau d’aiguilles combustibles. Les fentes obliques ont pour fonction de réduire l’arcure de l’assemblage sous irradiation, ce qui permet de prolonger la durée de vie des assemblages. Le tube interne a pour fonction de canaliser le débit sodium et transmettre les efforts mécaniques axiaux pendant les phases de manutention. À cette fin il assure la liaison rigide entre tête et pied d’assemblage. Du fait de la présence de ce tube interne fermé, le débit sodium est bien canalisé (réponse à la fonction FP1) et les fonctions mécaniques sont remplies (réponse aux fonctions FP2, FP3, FP4). En revanche, ce brevet US3816247A n’apporte aucune solution pour le refroidissement/détection d’un BTI et sur la réduction du volume de déchets métalliques. Autrement dit, il n’apporte pas de réponse aux fonctions FC1 et FC2. Dans le domaine des réacteurs refroidis à eau, les brevets US3301764A, US3303099A qui portent sur des structures de maintien des aiguilles de combustible et proposent respectivement des concepts de grilles d’espacement à alvéoles hexagonales et un système d’accrochage des aiguilles par leurs extrémités, divulguent un tube hexagonal agencé autour des aiguilles combustibles, qui comprend des ouvertures triangulaires sur chaque face de l’hexagone permettant la circulation transversale du caloporteur. Pour le cahier des charges des inventeurs tel que mentionné ci-avant, un tube hexagonal avec ouvertures triangulaires comme illustré présenterait les avantages suivants : les ouvertures de forme triangulaire forment un treillis qui permettrait de garantir une bonne rigidité mécanique de l’ensemble vis-à-vis des sollicitations extérieures (réponse aux fonctions FP2 et FP3) et de protéger le faisceau d’aiguilles combustible des chocs (réponse à la fonction FP4) ; élimination du risque BTI, ou à minima détection possible, grâce à un refroidissement amélioré des aiguilles du fait de la circulation transversale du caloporteur (réponse à la fonction FC1). réduction du volume de déchets métalliques (réponse à la fonction FC2). Mais les inconvénients des ouvertures dans le tube hexagonal sont significatifs car un important débit de fuite transversal (bypass) prendrait place par celles-ci en fonctionnement normal. La thermo-hydraulique d’ensemble du cœur d’un réacteur de type RNR-Na serait fortement modifiée et le débit de sodium au sein de chaque assemblage ne serait plus aussi bien maitrisé. Autrement dit, la solution selon ces brevets US3301764A, US3303099A ne répond pas à la fonction FP1. Par ailleurs, il a déjà été envisagé de s’affranchir de la présence de tubes hexagonaux dans des assemblages combustibles, par exemple pour des réacteurs à eau légère (REL) notamment dans les réacteurs à eau pressurisée (REP) et pour des réacteurs RNR à caloporteur plomb (RNR-Pb). Ainsi, la publication [1] divulgue que les assemblages combustibles du projet de réacteur russe de type RNR-Pb, appelé BREST-OD-300, n’ont aucun tube hexagonal pour le maintien des faisceaux d’aiguilles combustibles, afin de pouvoir éliminer les risques de fusion de combustible en cas de BTI au sein d’un groupe de sept assemblages. Cette solution permet par ailleurs, selon ses concepteurs, de réduire la quantité d’acier de 30% au sein d’un assemblage. Les réacteurs de différents types REP / REL à caloporteur eau utilisent des assemblages combustibles également dépourvus de tube hexagonal. Des assemblages sans tube hexagonal présentent des intérêts en termes de : élimination du risque BTI, ou à minima détection possible, grâce à un refroidissement amélioré des aiguilles du fait de la circulation transversale du caloporteur (réponse à la fonction FC1) ; réduction du volume de déchets métalliques (réponse à la fonction FC2). En revanche, mettre en œuvre des assemblages de combustible sans tube hexagonal serait inédit pour des RNR-Na et cela pose les interrogations suivantes aux inventeurs : d’un point de vue mécanique, la suppression de tube hexagonal doit être compensée par l’ajout de structures de maintien de type tirants longitudinaux permettant d’assurer la liaison d’ensemble (réponse à la fonction FP2) mais d’une résistance probablement moindre notamment sous sollicitation en flexion (réponse partielle à la fonction FP3). Par ailleurs, l’ajout de ces structures de maintien est de nature à réduire le volume de combustible au sein d’un assemblage combustible. Enfin, sans tube hexagonal en tant qu’enveloppe, le faisceau d’aiguilles est clairement exposé aux chocs mécaniques lors des phases de manutention ou transport (pas de réponse à la fonction FP4) ; d’un point de vue thermo-hydraulique, la suppression des tubes hexagonaux dans le cœur de réacteur est de nature à créer d’importantes fuites radiales de sodium entre les assemblages, et créer un débit de bypass dans l’espace inter-assemblages. La thermo-hydraulique d’ensemble du cœur en serait fortement modifiée et le débit de sodium au sein de chaque assemblage ne serait plus aussi bien maitrisé (pas de réponse à la fonction FP1). Il existe donc un besoin pour améliorer encore les assemblages combustibles, destinés aux réacteurs nucléaires de type RNR refroidis par métal liquide, notamment afin de répondre complètement au cahier des charges fonctionnel énoncé ci-avant, à savoir répondre aux fonctions principales FP1 à FP4 et aux fonctions de contrainte FC1 et FC2. Le but de l’invention est de répondre à ce besoin. Pour ce faire, l’invention concerne un corps d’assemblage de combustible nucléaire, destiné à loger un faisceau d’aiguilles de combustible nucléaire pour former un assemblage de combustible nucléaire, le corps d’axe longitudinal (X) comportant une enveloppe externe sous la forme d’un tube hexagonal ajouré en matériau métallique et, à l’intérieur de l’enveloppe externe, une enveloppe interne, destinée à envelopper le faisceau d’aiguilles, sous la forme d’un tube hexagonal fermé et sensiblement étanche au liquide caloporteur destiné à traverser le faisceau d’aiguilles, le tube hexagonal fermé et étanche étant en matériau fusible à une température seuil prédéterminée, les deux tubes hexagonaux n’étant pas liés mécaniquement entre eux. Par « sensiblement étanche », on entend que le tube interne est agencé pour réaliser une étanchéité qui minimise les fuites de métal liquide vers l’extérieur d’un assemblage combustible qui intègre le corps selon l’invention, en fonctionnement normal de réacteur RNR refroidi au métal liquide. Ainsi, l’invention consiste essentiellement à réaliser un corps d’assemblage de combustible pour un réacteur RNR refroidi au métal liquide, avec une double-enveloppe tubulaire à section hexagonale en regard des aiguilles combustibles, dont celle externe est ajourée et en matériau métallique, et celle interne en matériau fusible à une température seuil prédéterminée, comprise entre la température de fonctionnement normal et la température d’ébullition du métal liquide du réacteur. Ainsi, d’un point de vue mécanique, le tube hexagonal métallique ajouré formant l’enveloppe externe présente une épaisseur et une rigidité structurelle proches de celles d’un tube hexagonal standard, c’est-à-dire sans aucun ajour, de manière à ne pas modifier le comportement mécanique du cœur, résister aux sollicitations mécaniques pendant toutes les phases de vie et protéger le faisceau d’aiguilles de combustible des chocs. D’un point de vue thermo-hydraulique, la double-enveloppe ne modifie pas le refroidissement de l’assemblage en fonctionnement normal puisque le métal liquide, en dessous de la température seuil de fusion du matériau fusible, est canalisé par l’enveloppe interne et traverse le faisceau d’aiguilles au sein de l’assemblage. En cas de BTI, dès que la température seuil est atteinte, le matériau de l’enveloppe interne fond pour permettre une détection rapide et de préférence un refroidissement suffisant du faisceau par le métal liquide provenant de l’extérieur de l’assemblage (espace inter-assemblages) et traversant les ajours de l’enveloppe externe de sorte à rester sous la température d’ébullition du métal liquide au sein de l’assemblage. Par conséquent, un corps d’assemblage à double-enveloppe selon l’invention répond de manière exhaustive au cahier des charges fonctionnel spécifié en préambule. En détails, le tube hexagonal métallique ajouré de l’enveloppe externe permet : - d’assurer la rigidité d’ensemble de l’assemblage en réalisant la liaison entre la tête et le pied, et il résiste aux sollicitations mécaniques pendant toutes les phases de vie de l’assemblage (réponse aux fonctions FP2 et FP3) ; - en situation de BTI, grâce à ses ajours (ouvertures), l’entrée du caloporteur provenant de l’espace inter-assemblages et sa circulation dans le faisceau d’aiguilles et donc la réponse à la fonction FC1 en termes de détection précoce et de refroidissement du faisceau d’aiguilles ; - en dimensionnant suffisamment les ouvertures en nombre et en taille, de réduire significativement le volume de la structure métallique (réponse à la fonction FC2), sans être de taille excessive afin de ne pas exposer les aiguilles aux chocs mécaniques (réponse à la fonction FP4). Le tube hexagonal mince en matériau fusible de l’enveloppe interne, qui enveloppe le faisceau d’aiguilles combustibles et est solidarisé à ce dernier dans l’assemblage combustible: à la température de fonctionnement normal, reste intègre et quasi-étanche, permettant la bonne canalisation du débit de métal liquide (caloporteur) au sein du faisceau (réponse à la fonction FP1) ; à une température de caloporteur caractéristique d’une situation accidentelle de BTI (température seuil prédéterminée), comprise entre la température de fonctionnement normal et la température d’ébullition du caloporteur, fond, ce qui cesse l’étanchéité de l’enveloppe interne et permet l’entrée du caloporteur par les ajours du tube hexagonal formant l’enveloppe externe. La circulation du caloporteur est alors réamorcée au sein du faisceau d’aiguilles ce qui permet de les refroidir et de rester en-deçà de la température d’ébullition du caloporteur (réponse à la fonction FC1). Le fait de ne pas lier le tube externe avec le tube interne fusible rend la fabrication facile, en comparaison à une solution plus commune où le tube fusible serait soudé directement sur les ouvertures du tube externe, ce qui est beaucoup plus complexe à réaliser. Enfin, en aval du cycle combustible, le fait d’avoir un tube externe ajouré et une enveloppe interne en matériau fusible très mince permet de diminuer notablement le volume des déchets de structures irradiées. Selon un mode de réalisation avantageux, l’hypothèse de l’accident de BTI provoquant l’augmentation de la température du fluide caloporteur indépendamment du flux neutronique conduit à envisager des matériaux fusibles thermiques pour le matériau de l’enveloppe interne. Celui-ci est adapté pour fondre à la température seuil prédéterminée au moins égale à 700°C, de préférence comprise entre 750°C et 850°C. Au final, la température seuil de fusion visée pour le tube hexagonal de l’enveloppe interne est à déterminer par des études de sûreté. Selon ce mode, le matériau de l’enveloppe interne est de préférence un alliage d'argent-cuivre, de préférence à 72% d’Ag et 28% de Cu. Pour un réacteur RNR-Na, cet alliage a un point de fusion satisfaisant et très précis puisqu’égal à 780°C avec une incertitude très faible. En outre, cet alliage de brasage eutectique est très couramment utilisé et disponible pour la fabrication de composants dans les industries aéronautique, électrique et radiofréquence. Par ailleurs, les inventeurs ont vérifié que les éléments Ag et Cu ne produisent pas sous flux neutronique rapide d’éléments radioactifs à vie longue. Les alliages eutectiques à base d’uranium peuvent également convenir en tant que fusible « neutronique » pour le matériau de l’enveloppe interne puisqu’ils permettraient de répondre à des séquences accidentelles conduisant à une augmentation du flux neutronique. Parmi ces alliages, on peut citer par exemple l’alliage U-Fe à point de fusion égal à 753°C, ou encore l’alliage U-Au à point de fusion égal à 852°C. De préférence, l’enveloppe interne présente une épaisseur inférieure celle de l’enveloppe externe, de préférence inférieure à 2 mm, de préférence encore comprise entre 0,5 et 1,5 mm. En première approche, les inventeurs pensent qu’une épaisseur d’enveloppe interne de l’ordre de 1 mm permet de rester dans des valeurs déformations et contraintes acceptables pour un matériau candidat, tel que l’alliage à 72% d’Ag et 28% de Cu. Selon une variante de réalisation, le matériau métallique de l’enveloppe externe est en acier inoxydable austénitique, ou ferritique ou ferrito-martensitique. Selon cette variante, le matériau de l’enveloppe externe est en acier ferrito-martensitique de composition 9% de Cr et 1% de Mo. Un tel matériau de nuance EM10 a l’avantage de présenter un très faible gonflement d’irradiation sous flux neutronique rapide et d’être parfaitement éprouvé pour des tubes hexagonaux fermés selon l’état de l’art. Avantageusement, le jeu de montage entre l’enveloppe interne et l’enveloppe externe est inférieur à 2 mm, de préférence compris entre 0,5 et 1,5 mm. En première approche, les inventeurs pensent qu’un jeu diamétral de l’ordre de 1 mm est optimal pour le montage et à l’accommodation des dilatations thermiques différentielles entre le matériau fusible de l’enveloppe interne et l’acier de l’enveloppe externe. Selon un premier mode de réalisation, les ajours de l’enveloppe externe sont des ouvertures de section triangulaire réalisées sur au moins une face, formant des croisillons sur ladite face, obliques par rapport à l’axe longitudinal (X). Selon ce premier mode, plusieurs variantes avantageuses peuvent être envisagées : - une pluralité d’ouvertures triangulaires agencées individuellement tête-bêche le long de la face ; - une pluralité d’ouvertures triangulaires regroupées par groupe de six en formant un rectangle avec quatre ouvertures de moindre dimensions, égales entre elles, formant les coins du rectangle tandis que les deux ouvertures de plus grandes dimensions, égales entre elles, sont agencées dos-à-dos en formant le centre du rectangle, les groupes étant agencés le long de la face ; - une pluralité d’ouvertures triangulaires regroupées par groupe de quatre de dimensions égales entre elles en formant un rectangle, les groupes étant agencés le long de la face ; - une pluralité d’ouvertures triangulaires regroupées par groupe de deux de dimensions égales entre elles, les groupes étant agencés tête-bêche le long de la face. Selon un deuxième mode de réalisation, les ajours de l’enveloppe externe sont des ouvertures de section circulaire réalisées sur au moins une face, formant des croisillons sur ladite face, obliques par rapport à l’axe longitudinal (X). Selon ce deuxième mode, une variante avantageuse peut consister en une pluralité d’ouvertures circulaires agencées en quinconce le long de la face. Avantageusement, les ajours de l’enveloppe externe sont réalisés sur chaque face du tube hexagonal. Avantageusement encore, le pourcentage de réduction de masse obtenu par les ajours de l’enveloppe externe par comparaison avec un tube hexagonal fermé, non ajouré, de mêmes dimensions (hauteur, épaisseur, apothème ou entreplat) est compris entre 25 et 57%. Par « apothème », on entend la définition géométrique, à savoir l’apothème d’un hexagone régulier convexe, qui est le rayon du cercle inscrit dans cet hexagone. Par « entreplat », on entend la définition usuelle de l’homme du métier, à savoir le diamètre du cercle inscrit dans l’hexagone régulier convexe. L’invention concerne également un assemblage de combustible nucléaire comportant un pied, un corps d’assemblage tel que décrit précédemment, des aiguilles de combustible nucléaire logées dans le corps d’assemblage et une tête logeant une protection neutronique supérieure, l’enveloppe externe du corps étant fixée au pied et à la tête respectivement, par exemple par soudage, l’enveloppe interne étant solidaire du faisceau d’aiguilles et n’étant pas directement liée mécaniquement au pied et à la protection neutronique supérieure. Avec un corps d’assemblage selon l’invention, on peut conserver standards tous les autres sous-ensembles de l’assemblage combustible (aiguilles de combustible, tête, protection neutronique supérieure, pied) et les liaisons entre le tube hexagonal ajouré et le pied et la tête peuvent être usuelles. L’invention concerne enfin une installation nucléaire comprenant un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment du sodium liquide dit RNR-Na (ou SFR) et comprenant un cœur logeant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire tel que décrit ci-avant. D’autre avantages et caractéristiques ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée, faite à titre illustratif et non limitatif, en référence aux figures suivantes. la est une vue externe en perspective d’un assemblage combustible selon l’état de l’art, déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium RNR-Na. la est une vue en perspective d’un assemblage combustible selon l’état de l’art, classiquement utilisé dans un réacteur nucléaire RNR-Na. la est une vue en coupe longitudinale de l’assemblage combustible selon la . la est une vue en coupe transversale au niveau du faisceau d’aiguilles de l’assemblage combustible selon la . la est une vue schématique en coupe longitudinale d’un assemblage selon les figures 1 à 2B illustrant une situation accidentelle de BTI. la est une vue en perspective d’un corps d’assemblage combustible pour réacteur RNR-Na selon l’invention. la est une vue en coupe transversale au niveau du faisceau d’aiguilles de l’assemblage combustible selon la . la est une vue de détail de la . la est une vue en perspective d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage selon l’invention. la est une vue en perspective d’un tube hexagonal en matériau fusible formant l’enveloppe interne d’un corps d’assemblage selon l’invention. la est une vue en perspective d’un faisceau d’aiguilles de combustible destiné à être logé et enveloppé par l’enveloppe interne d’un corps d’assemblage selon l’invention. la est une vue schématique en coupe longitudinale d’un assemblage selon les figures 4 à 5A illustrant une situation de fonctionnement normal de l’assemblage. la est une vue schématique en coupe longitudinale d’un assemblage selon les figures 4 à 5A illustrant une situation accidentelle de BTI. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. la illustre une variante de réalisation d’un tube hexagonal ajouré formant l’enveloppe externe d’un corps d’assemblage conforme à l’invention. Corps (2) d’assemblage de combustible nucléaire, destiné à loger un faisceau d’aiguilles (100) de combustible nucléaire pour former un assemblage de combustible nucléaire (1), le corps d’axe longitudinal (X) comportant une enveloppe externe (21) sous la forme d’un tube hexagonal ajouré en matériau métallique et, à l’intérieur de l’enveloppe externe, une enveloppe interne (22), destiné à envelopper le faisceau d’aiguilles, sous la forme d’un tube hexagonal fermé et sensiblement étanche au liquide caloporteur destiné à traverser le faisceau d’aiguilles, le tube hexagonal fermé et étanche étant en matériau fusible à une température seuil prédéterminée, les deux tubes hexagonaux n’étant pas liés mécaniquement entre eux. Corps d’assemblage selon la revendication 1, le matériau de l’enveloppe interne étant adapté pour fondre à la température seuil prédéterminée au moins égale à 700°C, de préférence comprise entre 750 et 850°C. Corps d’assemblage selon la revendication 2, le matériau de l’enveloppe interne étant un alliage d'argent-cuivre, de préférence à 72% d’Ag et 28% de Cu ou un alliage eutectique à base d’uranium. Corps d’assemblage selon l’une des revendications précédentes, l’enveloppe interne présentant une épaisseur inférieure à celle de l’enveloppe externe, de préférence inférieure à 2 mm, de préférence comprise entre 0,5 et 1,5 mm. Corps d’assemblage selon l’une des revendications précédentes, le matériau métallique de l’enveloppe externe étant en acier inoxydable austénitique, ou ferritique ou ferrito-martensitique. Corps d’assemblage selon la revendication 5, le matériau de l’enveloppe externe étant en acier ferrito-martensitique de composition 9% de Cr et 1% de Mo. Corps d’assemblage selon l’une des revendications précédentes, le jeu de montage entre l’enveloppe interne et l’enveloppe externe étant inférieur à 2 mm, de préférence compris entre 0,5 et 1,5 mm . Corps d’assemblage selon l’une des revendications précédentes, les ajours (210, 210’, 210’’) de l’enveloppe externe étant des ouvertures de section triangulaire réalisées sur au moins une face, formant des croisillons sur ladite face, obliques par rapport à l’axe longitudinal (X). Corps d’assemblage selon l’une des revendications 1 à 7, les ajours (210’’’) de l’enveloppe externe étant des ouvertures de section circulaire réalisées sur au moins une face, formant des croisillons sur ladite face, obliques par rapport à l’axe longitudinal (X). Corps d’assemblage selon l’une des revendications précédentes, les ajours (210, 210’, 210’’, 210’’’) de l’enveloppe externe étant réalisées sur chaque face du tube hexagonal (21). Assemblage de combustible nucléaire (1) comportant un pied (13), un corps d’assemblage (2) selon l’une des revendications 1 à 10, des aiguilles (100) de combustible nucléaire logées dans le corps d’assemblage et une tête (11) logeant une protection neutronique supérieure, l’enveloppe externe (21) du corps étant fixée au pied (13) et à la tête (11) respectivement, par exemple par soudage, l’enveloppe interne (22) étant solidaire du faisceau d’aiguilles. Assemblage de combustible nucléaire (1) selon la revendication 11, l’enveloppe interne (22) n’étant pas directement liée mécaniquement au pied et à la protection neutronique supérieure. Installation nucléaire comprenant un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR et comprenant un cœur logeant une pluralité d’assemblages de combustible nucléaire selon la revendication 11 ou 12.