FR 2126921 A1 19721013 FR 7101747 A 19710120 71 01747 1 2126921 La présente invention a pour objet une installation de mesure de flux neutronique pour réacteur nucléaire à réfrigérant liquide, installation utilisable notamment sur les réacteurs de puissance à neutrons rapides refroidis par 5 circulation de sodium fondu. Les réacteurs nucléaires doivent être munis d'une installation de mesure du flux neutronique qui permet de surveiller en permanence ce flux aussi bien lors du démarrage que lors du fonctionnement en puissance.-Le cHôlx de "" 10 l'emplacement de telles chambres pose de nombreux problèmes dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis par circulation de métal liquide et à échangeur de chaleur" intégré. Les chambres à neutrons qui constituent l'organe sensible de l'installation doivent en effet recevoir un flux de 15 neutrons suffisant pour fournir une mesure précise, de 9 2 l'ordre de 10 n/cm /s, ce qui impose qu'elle soit proche du coeur et être protégée contré le flux gamma, maintenue à une température nettement inférieure à celle du réfrigérant et facilement accessible pour remplacement. 20 Diverses solutions ont été utilisées dans le passé pour résoudre ces problèmes sur les réacteurs à neutrons rapides. Dans le cas par exemple du.réacteur "Phénix", deux jeux de chambres neutroniques sont prévus. Les chambres appartenant à l'un des jeux, utilisées pour surveiller le 25 démarrage du réacteur et mesurer la puissance, sont placées en l'air à l'extérieur de la cuve principale contenant le sodium fondu et sous celle-ci, au voisinage de l'axe vertical du coeur. Mais ces chambres reçoivent un flux neutronique atténué par son passage à travers- plusieurs parois 30 métalliques et à travers une couche de sodium et dont l'intensité est un peu faible pour une mesure précise, en particulier lors du démarrage. Les chambres appartenant au second jeu sont placées dans des chaussettes verticales placées dans le manteau de matériau de protection neutronique 35 disposé autour du coeur, au niveau de celui-ci, et sont refroidies par un gaz. Ces chambres sont déplaçables de façon 71 01747 2 2126921 à pouvoir être amenées au niveau du plan horizontal médian du coeur, là ou le flux neutronique est maximum. Mais ces chaussettes verticales gênent les manutentions de combustible et l'écoulement du sodium peut y provoquer des vibrations. 5 De plus, cette solution n'est pas extrapolable aux réacteurs de puissance élevée, dépassant 500 Mégawatts électriques environ. En effet, si pour un réacteur de puissance modérée, les chaussettes peuvent être reliées à la dalle supérieure fixe, en dehors des organes mobiles de fermeture supérieure 10 de la cuve, ceci n'est plus guère possible sur un réacteur de puissance élevée 1000 MWe par exemple; en effet, si le coeur et les organes mobiles de la fermeture supérieure augmentént de diamètre, la distance du bord du coeur à laquelle il est intéressant de placer les chaussettes de réception des 15 chambres à neutrons reste sensiblement constante. On est alors conduit à faire déboucher les chaussettes verticales dans les organes mobiles, ce qui exige de les escamoter à chaque manutention et conduit à des dispositifs trop compliqués pour être acceptables. 20 La présente invention vise à fournir une installa tion de mesure de flux neutronique pour réacteur nucléaire à réfrigérant liquide, utilisable notamment pour les réacteurs de puissance à neutrons rapides refroidis par circulation de sodium fondu, répondant mieux que les installations 25 antérieures aux exigences de la pratique, notamment en ce qu'elle élimine ou du moins atténue dans une large mesure les inconvénients ci-dessus. Dans ce but, l'installation suivant l'invention comprend une chambre de détection de neutrons placée sous 30 la cuve contenant le réfrigérant liquide du réacteur et le coeur constitué d'une juxtaposition d'assemblages de combustibles insërables verticalement, et elle se caractérise notamment en ce qu'elle comprend, à la verticale de la chambre de détection de neutrons une enceinte tubulaire 35 occupée par un gaz inerte et s'ëtendant depuis le coeur jusqu'à proximité de la paroi interne de ladite cuve. 71 01747 3 2126921 L'enceinte tubulaire est avantageusement prévue pour être manipulée à l'aide du dispositif de manutention destiné aux assemblages combustibles ou aux mécanismes de barres de contrôle. Sa portion placée dans le coeur reproduit 5 avantageusement la forme d'un assemblage. Dans un réacteur refroidi par circulation de sodium fondu, l'enceinte tubulaire est avantageusement-occupée par un gaz inerte de même nature que celui qui\constitue un matelas gazeux au-dessus du sodium (argon ou hélium en 10 général) et la chambre à neutrons est placée au-dessous de la cuve de sécurité qui enferme la cuve primaire contenant le sodium. Plusieurs installations de mesure seront évidemment prévues en général, notamment sur les réacteurs de puissance. 15 Une de ces installations peut être placée dans l'axe vertical du coeur, là où le flux neutronique est le plus intense. D'autres installations peuvent être placées à la limite du coeur (c'est-à-dire de la partie contenant du matériau fissile) et de la couverture latérale (constituée d'assem-20 blages ne contenant que du matériau fertile). L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit d'une installation constituant un mode particulier de mise en oeuvre de l'invention, donnée à titre d'exemple non limitatif. La description se réfère 25 à la figure unique qui l'accompagne et montre très schématiquement, en coupe suivant un plan vertical, une installation placée dans un réacteur à neutrons rapides ainsi que deux assemblages de combustible adjacents. L'installation représentée sur la figure unique 3 0 est destinée à un réacteur comportant une cuve principale 10 contenant une masse de sodium fondu 12 surmontée d'un matelas de gaz inerte (argon ou hélium) non représenté. La cuve principale 10, en acier inoxydable en général, est contenue dans une cuve de sécurité 14, également en acier 35 inoxydable doublée d'un calorifuge 16. L'espace 18 compris entre les deux cuves est occupé par un gaz inerte, argon 71 01747 4 2126921 ou azote en général, sous une pression légèrement supérieure à la pression atmosphérique ambiante. Dans le coeur est placé un sommier horizontal de réception des assemblages combustibles 20 et de répartitiôn du sodium fondu réfrigérant 5 dans ces assemblages. Le sommier se compose de deux plaques tubulaires 22 et 24 réunies par des fourreaux 26 de réception des pieds 28 d'assemblage. Le sodium fondu passe du sommier dans les pieds d'assemblage par des orifices 30 ménagés dans les fourreaux et 32 ménagés dans les pieds, puis monte 10 dans les assemblages en refroidissant les aiguilles de combustible gainé, dont les axes sont seuls représentés schématiquement en traits mixtes sur l'un des assemblages 20 et sort par l'extrémité haute des assemblages. La partie haute de chaque assemblage 20 représenté contient, au-dessus 15 du faisceau d'aiguilles, un bloc 31 de matériau adsorbant les neutrons et la juxtaposition de ces blocs constitue une protection neutronique supérieure. Un chambrage 33 ménagé dans la partie supérieure de chaque assemblage 20 permet de le saisir à l'aide du grappin d'une installation de manutention 20 (non représentée). Les assemblages sont mis en place individuellement en les descendant pour emboîter leurs pieds dans un fourreau 26 du sommier. Le pied est à section droite circulaire, et la partie placée au-dessus du sommier est en général à section droite hexagonale de sorte que chaque 25 assemblage se place dans un alvéole délimité par six assemblages adjacents. La disposition décrite jusqu'ici est classique. L'installation de mesure du flux neutronique suivant l'invention comprend une chambre de détection à neutrons 34 30 placée sous la cuve principale 10 et la cuve de sécurité 16, c'est-à-dire en atmpsphère normale. La chambre représentée est placée dans l'axe du coeur. Elle pourrait également être disppsée à un autre emplacement, notamment à la verticale de la limite du coeur (constitué par des 35 assemblages contenant du matériau fissile) et de la cou- B 3985-3 JF 71 01747 5 2126921 ' verture radiale (constituée d'assemblages contenant uniquement du matériau fertile). Le fourreau 26 placé suivant l'axe du coeur, au droit de la chambre 34, reçoit, au lieu d'un assemblage 20, 5 une enceinte tubulaire fermée 36. Cette enceinte 36 se compose d'une partie supérieure dont l'encombrement vertical et la section droite sont les mêmes que celles d'un assemblage 20, et d'un prolongement inférieur 38. Le prolongement 38, dont le diamètre est le même que celui d'un pied 28, se 10 prolonge au-dessous du sommier et se termine à proximité de la paroi interne de la cuve primaire 10,. La partie supérieure est munie d'un chambrage 32 permettant de manipuler l'enceinte 36 comme un assemblage. Elle est avantageusement en acier inoxydable et délimite une chambre occupée par un 15 gaz inerte à faible section de capture neutronique, argon ou hélium en général. La masse de gaz qui occupe l'enceinte est avantageusement choisie pour que la pression à froid soit légèrement supérieure à la pression atmosphérique, la pression à la température de fonctionnement du réacteur étant alors 20 de quelques bars. Dans le mode de réalisation illustré, la partie haute de l'enceinte 36 est occupée par un bloc 40 de matériau absorbant les neutrons placé au niveau des blocs 30 et complète la protection biologique supérieure. On peut évidemment disposer à l'intérieur de l'enceinte divers 25 dispositifs, sous la seule condition qu'ils ne conduisent pas à une absorption neutronique importante. Dans le mode de réalisation illustré, un garnissage annulaire 42 revêt la paroi interne de l'enceinte 36 entre l'extrémité inférieure du coeur (niveau 44) et le pied. 30 A titre d'exemple, dans un réacteur dont le coeur présente une hauteur de 850 mm et dont la face intérieure se trouve à 1185 mm au-dessus du sommier, le prolongement tubulaire 38 présente, à partir de la plaque supérieure 2-2 du sommier, une longueur de 3600 mm et se termine â 20 mm du 35 fond de la cuve principale 10. On voit que dans l'installation qui vient d'être décrite les neutrons provenant du coeur atteignent la chambre 71 01747 6 2126921 34 en ne traversant qu'un petit nombre de parois métalliques dont l'une (fond de l'enceinte 36) est de faible épaisseur et une lame mince de sodium au lieu de la couche qui sépare le sommier du fond de la cuve. En conséquence, le 5 flux neutronique qui atteint la chambre représente une fraction importante du flux neutronique dans le coeur. Dans un mode avantageux de mise en oeuvre de l'invention, le bouchon de fermeture supérieure (non représenté) de la cuve est muni d'un canal pouvant être 10 amené face à l'enceinte tubulaire 36: on peut ainsi Ôter facilement cette enceinte tubulaire et la remplacer en cas d'incident par exemple en cas d'entrée de sodium fondu, en utilisant la hotte de manutention des mécanismes de barre de commande. 15 L'invention ne se limite évidemment pas au seul mode de réalisation qui a été représenté et décrit à titre d'exemple et il doit être entendu que la portée du présent brevet s'étend aux variantes restant dans le cadre des équivalences. 71 01747 7 2126921 i REVENDICATIONS 1°/ Installation de mesure de flux neutronique pour réacteur nucléaire à réfrigérant liquide, comprenant une chambre de détection de neutrons placée sous la cuve qui contient le liquide réfrigérant et le coeur du réacteur 5 constitué d'une juxtaposition d'assemblages de combustible insérables verticalement, caractérisée en ce qu'elle comprend, à la verticale de la chambre de détection, une enceinte tubulaire occupée par un gaz inerte et s'étendant depuis le coeur jusqu'à proximité de la paroi interne de ladite 1 o cuve. 2°/ Installation suivant la revendication 1, caractérisée en ce que l'enceinte tubulaire est amovible, présente dans .le coeur une forme extérieure qui reproduit celle desdits assemblages de combustible et occupe un 15 alvéole délimité par les assemblages adjacents. 3°/ Installation suivant la revendication 1 ou 2 pour réacteur nucléaire refroidi par circulation de sodium fondu, caractérisée en ce que l'enceinte tubulaire est occupée par un gaz inerte de même nature que celui qui cons- 2 0 titue une couverture gazeuse au-dessus de la masse de sodium. 4°/ Installation suivant la revendication 3, caractérisée en ce que ladite chambre est disposée sous une cuve de sécurité qui enveloppe la cuve primaire contenant 25 le sodium. 5 "Y Installation suivant l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisée en ce que l'enceinte tubulaire comporte une partie supérieure placée dans le coeur et un pied cylindrique qui traverse un sommier support 30 des assemblages disposé dans la cuve primaire et qui se termine à proximité de ladite paroi interne de la cuve. 6°/ Installation suivant, l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisée en ce que ladite enceinte tubulaire se prolonge au-dessus du coeur par une 35 partie contenant un bloc de matériau absorbant les neutrons qui coopère avec des blocs portés par les assemblages de combustible adjacents pour constituer une protection neutronique supérieure, 71 01747 8 2126921 ' 7°/ Installation suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisée en ce que la chambre de détection et l'enceinte tubulaire associée sont disposées suivant l'axe vertical du coeur du réacteur. 8°/ Installation suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisée en ce que la chambre de détection et l'enceinte tubulaire associée sont disposées à la limite du coeur et d'une couverture latérale fertile. 9°/ Installation suivant l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisée en ce que la cuve présente ion organe supérieur de fermeture muni d'un puits obturable d'accès susceptible d'être amené à la verticale de l'enceinte tubulaire ou de chaque enceinte tubulaire.