FR 2462002 A1 19810206 FR 7918452 A 19790717 La présente invention concerne un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide et muni d'un système d'évacuation de la puissance résiduelle. Plus précisément l'invention se rapporte a un nouveau système d'évacuation de la puissance résiduelle pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides refoidi par un métal liquide (en général du sodium liquide), ce réacteur étant du type intégré. On sait que dans les réacteurs nucléaires re- froidis par un métal liquide, en fonctionnement normal, la puissance dégagée par la réaction de fission dans le coeur du réacteur est absorbée par la circulation d'un métal liquide dit primaire: soit le circuit primaire est localisé dans la cuve même du réacteur et il s'agit d'un réacteur intégré; soit ce circuit primaire sort de la cuve et il s'agit d'un réacteur à boucles. Dans la très grande majorité des cas (et dans tous les cas o le réacteur est intégré), ce circuit primaire de métal liquide est associé à un circuit secondaire également de métal liquide. Ce deuxième circuit échange ses calories avec un circuit eau-vapeur qui actionne les turbines de l'installation productrice d'énergie électrique. En plus de cet ensemble principal d'évacuation des calories pour la fourniture d'énergie électrique, les réacteurs de ces types comportent un système de refroidissement particulier dit système d'évacuation de la puissance résiduelle. Si l'on prend le cas du réacteur français Superphénix (réacteur rapide intégré refroidi par du sodium liquide), l'évacuation de la puissance résiduelle s'effectue ainsi: Dans les cas d'arrêts normaux par les circuits de démarrage-arrêt de l'installation productrice d'élec- tricité. Dans les cas d'arrêts de durée prolongée ou en cas de panne de courant électrique par des échangeurs 2 2462002 sodium-air montés en parallèle sur les circuits secondaires de refroidissement en sodium liquide. En bas de disparition de ces moyens normaux d'évacuation de la puissance résiduelle,seuls subsistent alors les moyens de refroidissement de secours qui sont les suivants: - des boucles de refroidissement d'ultime recours qui compétent des échangeurs de forme générale cylindrique allongée dits échangeurs "bouteille" plongeant directement dans le sodium liquide de la cuve primaire et reliés eux- mômes à des échangeurs sodium-air; et - des boucles de refroidissement d'ultime secours qui sont constituées par des circuits d'eau tapissant le puits du massif bétonné dans lequel est placée la cuve principale et qui reçoivent la chaleur de la cuve par rayonnement. Il faut ajouter qu'en fonctionnement normal le refroidissement de la paroi de la cuve principale se fait par un débit dérivé de sodium liquide venant des pieds des assemblages constituant le coeur du réacteur, ce débit circulant ensuite dans l'espace annulaire compris entre la cuve principale du réacteur et un baffle thermique doublant la cuve principale. La présente invention a pour objet un système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire intégré du type refroidi par un métal liquide qui, d'une part réalise les fonctions habituellement remplies par un tel système, mais qui permet en outre d'obtenir les avantages suivants a) le système selon l'invention permet d'amé- liorer le refroidissement de la cuve principale par rapport aux systèmes de refroidissement déjà connus; en particulier, si l'on envisage le cas o les barres de commande ne chuteraient pas, il minimise l'extraction de celles-ci hors du coeur, extraction due à l'échauffe- ment différentiel de la cuve principale par rapport aux tiges des barres de commande. 3 2462002 b) le système selon l'invention permet une meilleure récupération du combustible fondu en cas d'accident entraînant la fusion au moins partielle du matériau combus- tible des assemblages. On sait que dans le réacteur Superphénix, les assemblages sont enfichés par leurs pieds dans un ensemble appelé sommier assurant à la fois le positionnement et l'ali- mentation du coeur en réfrigérant. Entre ce sommier et le fond de la cuve principale, on trouve une structure de récupération du combustible fondu en cas d'accident. Compte tenu de la température de fusion du combustible (de l'ordre de 2800'C dans le cas de l'oxyde d'uranium), et de la puissance résiduelle importante qu'il dégage, on comprend qu'il est très important de refroidir le métal fondu dans cette structure de récupération pour éviter d'autres incidents. Or, avec des systèmes de refroidissement d'ultime recours consistant en des échangeurs-bouteille disposés sensiblement au-dessus du niveau du coeur, ceux-ci ne peuvent assurer qu'un refroidissement médiocre du matériau combustible fondu. En effet, la distance entre ces échan- geurs et la zone de récupération est relativement importante; de plus, des structures étanches séparent le volume du collecteur "froid" o est situé le récupérateur du volume du collecteur "chaud" dans lequel plongent les échangeurs bouteille; dans ces conditions, le refroidissement qui n'intervient que par convection naturelle dans le sodium liquide et par conduction à travers des parois métalliques risque d'être insuffisant. Au contraire, avec le système objet de l'invention, on obtient un bien meilleur refroi- dissement de la zone de récupération. La présente invention a précisément pour objet un réacteur nucléaire intégré refroidi par un métal liquide comportant un système d'évacuatiande puissance résiduelle qui comporte tous les avantages indiqués ci-dessus. Le réacteur intégré refroidi par un métal liquide et comportant une cuve principale fermée à sa partie supérieure par une dalle, une cuve interne contenant le 4 2462002 coeur, celui-ci reposant sur un ensemble de positionnement et d'alimentation du coeur en métal liquide, ensemble désigné par sommier reposant lui-même sur une structure de supportage s'appuyant sur le fond de la cuve principale dudit réacteur, se caractérise en ce qu'il comprend un baffle interne doublant la paroi latérale et le fond de ladite cuve principale et définissant avec celle-ci un espace intermédiaire rempli par ledit métal liquide, et au moins un moyen pour évacuer les calories provenant dudit espace intermédiaire. Selon un premier mode de réalisation, chacun desdits moyens consiste en une pluralité de tubes d'échange plongeant dans ledit espace intermédiaire, lesdits tubes étant parcourus par un métal liquide et étant raccordés à un échangeur auxiliaire disposé à l'extérieur du réacteur à un niveau supérieur à celui de ladite dalle, ledit échangeur étant muni de moyens pour régler l'efficacité dudit échange, ledit baffle comportant des orifices mettant en communication ledit espace intermédiaire avec le métal liquide contenu dans la cuve principale. - Selon un deuxième mode de réalisation, chacun desdits moyens consiste en un premier tube de prélèvement plongeant dans ledit espace intermédiaire et débouchant au voisinage de sa partie supérieure,-un deuxième tube d'introduction plongeant dans ledit espace et débouchant dans la région inférieure dudit espace, et un échangeur auxiliaire raccordé auxdits tubes et disposé à l'extérieur du réacteur à un niveau supérieur à celui de ladite dalle, ledit échangeur étant muni de moyens pour régler l'effi- cacité de l'échange. Selon un troisième mode de réalisation, chacun desdits moyens consiste en un échangeur suspendu à ladite dalle et plongeant dans ledit espace intermédiaire, leIit échangeur comportant une enveloppe munie de fenêtres d'entrée disposées à la partie supérieure dudit espace intermédiaire, et une pompe dans la tubulure de refoulement 2462002 s 'emboîte dans une extrémité en forme d'entonnoir et. d'une tubulure de sortie dont l'extrémité ouverte débouche dans la région inférieure dudit espace intermédiaire. De toutes façons, l'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit de plusieurs modes de réalisation de l'invention donnés à titre d'exemples non limitatifs. La description se réfère aux figures annexées sur lesquelles on a représenté: - sur la Fig. 1 une vue simplifiée en coupe verticale d'un réacteur nucléaire intégré comportant un premier mode de réalisation du système d'évacuation de puissance résiduelle, - sur la Fig. 2, une vue en coupe verticale similaire à celle de la Fig. 1, mais montrant un deuxième mode de réalisation du système d'évacuation de la puissance résiduelle; - sur la Fig. 3, une vue partielle d'une variante de réalisation du système d'évacuation de la puissance résiduelle représenté sur la Fig. 2, - sur la Fig. 4, une vue partielle montrant un troisième mode de réalisation de l'invention, et - sur la Fig. 5, une vue montrant la combinaison d'un système d'évacuation de la puissance résiduelle selon la Fig. 2 avec un échangeur bouteille de type connu. Dans la description qui suit, on a considéré le cas de réacteurs nucléaires comportant une cuve interne cylindrique. Il va de soi que l'invention s'applique tout aussi bien à des réacteurs nucléaires intégrés refroidis par un métal liquide dans lesquels la cuve interne est dite à redan. Ce dernier type de réacteur est déjà bien connu (voir notamment le BIST N0 182 de Juin 1973) et il n'est donc pas nécessaire de le décrire en détail. Pour la compréhension de l'invention, il suffit d'indiquer que dans un tel réacteur, la cuve interne comporte un redan qui est traversé de façon étanche par les échangeurs 6 2462002 de chaleur intermédiaires. L'entrée des échangeurs inter- médiaires est disposée au-dessus du redan et communique ainsi avec la sortie du coeur du réacteur. Au contraire, la sortie des échangeurs intermédiaires est disposée en-dessous du redan et communique donc avec l'aspiration des pompes primaires. Si l'on se réfère à la Fig. 1, on voit que de façon connue le réacteur comprend à l'intérieur d'un massif bétonné 1 une cuve principale 2 suspendue à une dalle de fermeture supérieure 4. Cette cuve principale 2 est doublée extérieurement par une cuve de sécurité 3 également suspendue à la dalle de fermeture 4. Dans la cuve principale 2, on trouve le sommier 6 sur lequel est positionné le coeur 8 du réacteur. D'une manière classique, on pilote le réacteur au moyen d'une pluralité de barres de commande 9 (une seule barre est représentée pour ne pas compliquer inutilement le dessin) dont on peut faire varier l'enfoncement dans le coeur 8. Le sommier 6 est supporté par un platelage 10 reposant sur le fond de la cuve 2 par le périmètre du cercle 25. Dans la zone 12, se trouve le dispositif récepteur du combustible fondu. Le coeur 8 est entouré par une cuve interne cylindrique 14. A l'intérieur de la cuve principale 2, on trouve une cuve 16 formant baffle qui double également le fond de la cuve 2, ce baffle étant libre à son extrémité supé- rieure 16a. Entre le baffle 16 et la cuve interne 14, on trouve une pluralité d'échangeurs intermédiaires tels que 18 suspendus à la dalle 4 et raccordés par des conduites 20 à l'intérieur de la cuve interne 14. On y trouve également des pompes primaires telles que 22 qui sont également suspendues à la dalle 4. La sortie de ces pompes est raccordée par des conduites 24 au sommier 6 pour réinjecter le sodium liquide froid. L'ensemble de ces dispositions correspond à un réacteur nucléaire intégré refroidi par un métal liquide de type connu. Selon la présente invention, et selon un premier mode de mise en oeuvre, le système d'évacuation de la 7 2462002 puissance résiduelle est constitué par une pluralité d'é- changeurs de chaleur auxiliaires E.Chaque échangeur E comprend une pluralité de tubes 26 qui plongent dans l'espace intermédiaire 28 ménagé entre la cuve 2 et le baffle 16. Chacun de ces tubes 26 constitue un circuit fermé et comporte une branche aller 26a et une branche retour 26b raccordées par une partie courbe 26c. Celle-ci peut selon les tubes être située dans une région voisine de l'axe de la cuve principale 2 (comme représenté sur la figure) ou à une distance plus ou moins éloignée de cet axe. Les extrémités supérieures des tubes 26 tra- versent la dalle 4 et sont raccordées par l'intermédiaire d'un collecteur 29 à un échangeur constitué par un faisceau d'échange 30 logé dans une cheminée 32 munie de volets 34 de réglage d'air. On fait circuler du sodium dans les tubes 26 au moyen d'une pompe électro- magnétique 36. Par ailleurs, il faut observer que le baffle 16 est muni dans son fond d'orifices tels que 38 qui font communiquer l'espace intermédiaire 28 avec le volume du collecteur froid situé entre le baffle 16 et la cuve interne 14. Ces orifices 38 sont calibrés de manière à diminuer les vitesses de variation de niveau libre 28a de l'espace intermédiaire 28. En outre la zone 12 limitée par le platelage 10 n'est pas étanche comme cela se présentait dans les réacteurs antérieurs, mais elle communique avec le reste de la cuve grace à des ouvertures 11 prévues dans le platelage 10. Le fonctionnement de l'installation est le suivant: En fonctionnement normal, les volets 34 sont fermés mais la pompe 36 fonctionne. Les tubes 26 enlèvent de la chaleur en haut de la cuve principale 2 et restituent cette chaleur en bas de la cuve, puisque les volets sont fermés. Ce circuit assure donc le refroidissement du haut de la cuve principale 2 et il n'est plus nécessaire de prévoir un débit important de fuite dans les pieds d'as- semblages du coeur pour assurer ce refroidissement, ce 8 2462002 débit étant de l'ordre de 3 % du débit des pompes primaires. Ce débit de fuite qui est en général utilisé également pour sa fonction de verrouillage hydraulique des pieds d'assem- blages pourra être limité à une valeur de l'ordre de 0,5 % du débit des pompes primaires. Lorsqu'on veut assurer l'évacuation de puissance résiduelle, les volets 34 sont-ouverts et les échangeurs E fonctionnent effectivement. L'absorption de la puissance résiduelle se fait à travers le baffle 16. De plus, la cuve principale est mieux refroidie que dans les solutions antérieures (échan- geurs-bouteille auxiliaires) et constitue en toutes cir- constances la structure la plus froide du réacteur. Un avantage essentiel procuré par l'invention réside dans le maintien à une température suffisamment basse des structures présentant des contraintes élevées et ayant une fonction de sûreté essentielle, telles que les régions de la cuve principale disposées le long du cercle ; ces régions, qui correspondent à ce que l'on appelle le "point triple", doivent assurer le supportage du coeur 8 tout en maintenant l'étanchéité de la cuve principale 2. L'invention apporte un autre avantage dans le cas d'un accident pour lequel il ne s'est pas produit de chute des barres de commande assurant l'arrêt de la réaction de fission. Dès l'ouverture des volets 34, la cuve principale et le baffle deviennent nettement plus foids que la moyenne du sodium liquide et en particulier du sodium baignant les barres de commande 9. Il en résulte que la dilatation différentielle, correspondant à-la différence entre la dilatation de la cuve principale 2 et celle des barres de commande 9, est nettement moindre que dans les solutions classiques o cette dilatation conduit à une extraction importante des barres hors du coeur. Dans la présente disposition, cette extraction est très réduite et il en résulte que la réaction neutronique en chaîne est annulée par la contre-réaction thermique pour une température du sodium, dite température "d'étouffement", nettement plus faible, de l'ordre par exemple de 7300C au lieu de 9000C. 9 2462002 Un avantage supplémentaire réside dans la récu- pération du combustible fondu. Tout d'abord du fait que le platelage 10 est ajouré, la plaque inférieure 6a du sommier est plus facilement refroidie par convection naturelle et celle-ci peut donc retenir davantage de débris avant d'être percée. Ensuite, si le combustible fondu tombe sur le fond du baffle 16, celui-ci est très bien refroidi par les tubes 26. Enfin, pour chaque échangeur E, il y a un grand nombre de tubes d'échange 26. En cas de fuite d'un de ces tubes, il est donc facile de l'obturer sans diminuer sensi- blement la surface d'échange. Sur la Fig. 2, on a représenté un deuxième mode de réalisation de l'invention. Selon ce mode de réalisation, les échangeurs au- xiliaires E sont associés non plus à une pluralité de tubes fermés, mais à une pluralité de paires de tubes ouverts, chaque paire comprenant un tube 50 de prélèvement de sodium dans la région supérieure de l'espace 28 et un tube 52 de refoulement du sodium qui débouche au bas de l'espace 28. Ces tubes 50 et 52 sont raccordés au faisceau d'échange associé à la cheminée 32 pour former un échan- geur air-sodium. Dans ce mode de réalisation, le baffle 16 ne comporte pas d'orifices. Le sodium contenu dans l'espace 28 est donc isolé du sodium primaire et peut tout au plus contenir quelques traces d'activité provenant d'une éventuelle condensation d'aérosols issus du sodium pri- maire. Pour minimiser celle-ci, on peut avantageusement prévoir un baffle supplémentaire 53 situé à proximité du baffle 16 et plongeant dans le sodium primaire, ce baffle 53 étant suspendu à la dalle 4. Le baffle 53 est muni d'orifices 54 pour égaliser les pressions du ciel d'argon dans les espaces 13a et 13b situés de part et d'autre du baffle 53. Cette solution présente l'avantage d'être plus fiable et également plus économique que la solution selon le premier mode de réalisation puisqu'elle supprime les tubes fermés 26 avec leur courbure 26c et qu'en outre 2462002 le sodium de l'espace 28 circulant directement dans le faisceau d'échange 30, la résistance thermique est consi- dérablement diminuée, ce qui permet d'utiliser, à perfor- mances égales, une surface d'échange sodium-air plus faible. De plus, cette solution minimise l'inconvénient de la non démontabilité des tubes 52 car une fuite dans un tube 52- est infiniment peu probable et n'aurait de toutes manières qu'une conséquence très limitée. Sur la Fig. 3, on a représenté une première variante de réalisation du système représenté sur la Fig. 2. Selon cette variante, les tubes 50 et 52 débouchent dans l'enveloppe externe 60 d'un échangeur F, cette enve- lopp-e60 étant-'avantageusement constituée par une double paroi 63-. Dans cette enceinte, on trouve un serpentin 62 monté dans un circuit de sodium comportant le faisceau d'échange 30' analogue au faisceau 30 des Fig. 1 et 2. On retrouve également la cheminée 32' analogue à la cheminée 32. Grâce à la présence de l'échangeur F, on diminue considérablement les risques de fuites, car ces risques sont beaucoup plus faibles dans le cas de l'enceinte cylindrique 60 que dans celui du faisceau 30. De plus, l'existence de la double paroi 63 élimine pratiquement le risque de vidange du sodium à l'extérieur de l'enceinte 60. Sur la Fig. 4, on a représenté schématiquement une autre solution selon laquelle un échangeur du type bouteille 70 est logé dans l'espace 28 entre la cuve principale 2 et le baffle 16. Dans sa partie supérieure 16', le baffle présente un décrochement définissant un espace intermédiaire 28' agrandi o l'échangeur 70 est - logé. Celui-ci, qui est suspendu à la dalle 4, présente des fenêtres d'entrée 70a et il est muni d'une pompe électromagnétique 71 dont la tubulure de refoulement 70b s'emboîte dans l'extrémité en forme d'entonnoir d'une tubulure de sortie 72 dont l'autre extrémité se prolonge jusqu'au bas de l'espace 28. L'ensemble constitué par l'échangeur 70 et la pompe 71 est ainsi rendu démontable. Sur la Fig. 5, on a représenté la combinaison d'un échangeur auxiliaire tel que celui qui est représenté sur la Fig. 2, avec un échangeur bouteille 80 classique immergé dans le sodium primaire. Cette combinaison est particulièrement appropriée au cas d'un réacteur comportant une cuve interne munie d'un redan 81. Pour minimiser en fonctionnement normal les fuites thermiques à travers le baffle 16, on peut avantageusement prévoir à la partie supérieure de celui-ci un calorifuge 82 qui fait tout le tour du baffle 16. Dans cette solution complète, en fonctionnement normal, le refroidissement de la cuve 2 se fait par la circulation du sodium dans l'espace intermédiaire 28, les volets 34 étant fermés. En situation accidentelle, les -échangeurs bouteille 80 extraient l'essentiel de la puissance résiduelle, mais en raison de l'ouverture des volets 34,les échangeurs E maintiennent la température de la cuve principale à une valeur peu élevée. il Or 12 2462002 REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire intégré refroidi par un métal liquide et comportant une cuve principale fermée à sa partie supérieure par une dalle, une cuve interne contenant le coeur, celui-ci reposant sur un ensemble de positionnement et d'alimentation du coeur en métal liquide, ensemble désigné par sommier, reposant lui-même sur une structure de supportage s'appuyant sur le fond de la cuve principale dudit réacteur, caractérisé en ce qu'il comprend un baffle interne doublant la paroi latérale et le fond de ladite cuve principale et définissant avec celle-ci un espace intermédiaire rempli par ledit métal liquide, et au moins un moyen pour évacuer les calories provenant dudit espace intermédiaire, 2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que chacun desdits moyens consiste en une pluralité de tubes d'échange plongeant dans ledit espace intermédiaire, lesdits tubes étant parcourus par un métal liquide et étant raccordés à un échangeur auxi- liaire disposé à l'extérieur du réacteur à un niveau supé- rieur à celui de ladite dalle, ledit échangeur étant muni de moyens pour régler l'efficacité dudit échange, ledit baffle comportant des orifices mettant en communication ledit espace intermédiaire avec le métal liquide contenu dans la cuve principale. 3. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que chacun desdits moyens consiste en un premier tube de prélèvement plongeant dans ledit espace intermédiaire et débouchant au voisinage de sa partie supérieure, un deuxième tube d'introduction plongeant dans ledit espace et débouchant dans la région inférieure dudit espace, et un échangeur auxiliaire raccordé auxdits tubes et disposé à l'extérieur du réacteur à un niveau supérieur à celui de ladite dalle, ledit échangeur étant muni de moyens pour régler l'efficacité de l'échange. 13 2462002 4. Réacteur selon la revendication 3, caractérisé en ce que lesdits tubes débouchent dans un échangeur inter- médiaire parcouru par un fluide secondaire qui circule dans ledit échangeur auxiliaire. 5. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que chacun desdits moyens consiste en un échangeur suspendu à ladite dalle et plongeant dans ledit espace intermédiaire, ledit échangeur comportant une enveloppe munie de fenêtres d'entrée disposées à la partie supérieure dudit espace intermédiaire et une pompe dont la tubulure de refouleraient s'emboîte dans l'extrémité en forme d'enton- noir et d'une tubulure de sortie dont l'extrémité ouverte débouche dans la région inférieure dudit espace intermé- diaire. 6. Réacteur selon l'une quelconque des reven- dications 2 à 5, caractérisé en ce que ladite structure de supportage du sommier est munie d'orifices et repose sur le fond de la cuve principale.