FR 3019930 A1 20151016 FR 1453258 A 20140411 DE± aï..7..7. 737.)E MESURE DE LA NTjSAççE RESIDDUELLE D'UN ASSEMBLAC;iïe.IBUSTIEtI.: ECHARGE D'UN REACTEUR REFRf.f.DI AU 1 A Domaine technique La présente invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du sodium liquide dit R-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 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 assure le refroidissement de l'assemblage. Une des situations pénalisante à considérer 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, selon son niveau de puissance résiduelle, peut alors être insuffisamment refroidi, ce qui peut conduire à terme à sa détérioration. 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 25 machine de déchargement/chargement. Or, actuellement, il n'existe pas de solution déjà mise en oeuvre pour la 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 30 déchargement en toute sécurité. Bien que décrite en référence à un réacteur .faire 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 et des échangeurs de chaleur, l'invention s'applique également à 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 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 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 10 « Sodium Fast Reactor »). Par assemblage combustible usé, on entend assemblage combustible irradié à un degré tel qu'il ne peut être utilisé ultérieurement dans un réacteur sans avoir subi un 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 15 réactions nucléaires au sein d'un réacteur. A contrario, par assemblage combustible neuf, on entend assemblage combustible dans lequel il y a suffisamment de matière fissile pour entretenir des réactions nucléaires au sein d'un réacteur. Par puissance résiduelle d'un assemblage combustible, on entend la puissance 20 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 d'une cuve remplie de sodium liquide. Etat de la technique 25 On a représenté en figure 1A, 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. Un tél réacteur comporte un coeur 1 logé dans une cuve 2 de réacteur remplie de sodium liquide, dit sodium primaire, jusqu'à un niveau libre 16. 30 La cuve 2 est fermée sur le dessus par une dalle de fermeture 3. La dalle de fermeture 3 supporte différents composants, tels que les échangeurs intermédiaires, le bouchon couvercle de coeur (BCC) 19 et les moyens de pompage. L'espace 15 compris entre la 3 et les niveaux libres 16 du sodium, couramment appelé ciel de pile 15, est rempli d'un gaz neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l'Argon. Un bouchon 19, dit bouchon couvercle coeur, est agencé à l'aplomb du coeur Au sein du coeur 1 sont implantés une pluralité d'assemblages combustible 10, dont un seul est représenté en figure 1A. Dans un tel réacteur, l'extraction de la chaleur produite lors des réactions nucléaires au sein du coeur 1, est réalisée en faisant circuler le sodium primaire grâce à des moyens de pompage non représentés, agencés dans la cuve de réacteur 2, vers des échangeurs intermédiaires également non représentés. Ainsi, le sodium primaire entre dans un échangeur intermédiaire passe à travers les tubes de l'échangeur, cède sa chaleur au sodium secondaire avant de ressortir de l'échangeur. Ainsi, l'extraction de la chaleur est réalisée par le sodium secondaire parvenant froid à un échangeur intermédiaire avant d'en ressortir chaud. 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 également non représentées. La(les) turbine(s) transforme(nt) l'énergie mécanique de la vapeur en énergie électrique. La cuve de réacteur 2 est séparée en deux zones distinctes 14A, 14B par un dispositif de séparation constitué d'au moins une cuve 12 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 1A, le dispositif de séparation est constitué d'une unique cuve intérieure 12 dont la forme est tronconique dans sa partie basse et cylindrique dans sa 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 1A, la zone 14A de sodium primaire délimitée intérieurement par la cuve interne 12 collecte le sodium sortant du coeur 1, c'est-à-dire celui qui a reçu la puissance thermique des assemblages combustibles 10. Le sodium alimente les échangeurs intermédiaires: la zone 14A constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus chaud et elle est donc couramment appelée zone chaude 14A ou collecteur chaud. La zone 14B de sodium primaire délimitée entre la cuve interne 12 et la cuve de réacteur 2 collecte le sodium primaire qui a été refroidi dans les échangeurs intermédiaires et alimente les moyens de pompage : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus froid et est donc couramment appelée zone froide 14B ou collecteur froid. On a représenté en figure 1B un assemblage combustible 17 ou 18 déjà utilisé 5 dans un réacteur nucléaire SFR connu sous la dénomination « Phénix ». Un tel assemblage de forme allongée selon un axe longitudinal X comprend tout d'abord, en tant que portion centrale, un premier tube 94 de section hexagonale qui forme un boitier et qui enveloppe des crayons de combustible non représentés. L'assemblage comprend, en tant que portion supérieure formant la tête de 10 l'assemblage, un deuxième tube 92 dans le prolongement du premier tube 90, et qui enveloppe usuellement des pastilles d'absorbant neutronique non représentées. La tête 92 de l'assemblage comporte une ouverture centrale 97 débouchant en son sein. L'assemblage 17 (ou 18) comprend enfin en tant que portion inférieure 93 formant le pied de l'assemblage, un troisième tube dans le prolongement du premier tube 15 94. Le pied 93 de l'assemblage présente une extrémité distale 95 en forme de cône ou arrondie pour pouvoir être inséré dans un supportage non représenté du coeur 1. Le pied 93 de l'assemblage comporte à sa périphérie des ouve es 96 débouchant en son sein. En configuration installée d'un tel assemblage combustible 17 ou 18, c'est-à-dire en position chargée dans le coeur 1 (figure 1A), le sodium primaire peut circuler à 20 l'intérieur de l'assemblage 17 (ou 18) en étant introduit par les ouvertures 96 du pied 93 et sort par l'ouverture centrale 97 de la tête 92 et ainsi prendre par conduction thermique la chaleur dégagée par les crayons de combustible. La portion centrale 94 d'un assemblage comprend une pluralité de crayons de combustibles nucléaires. Chaque crayon est sous la forme d'une gaine à l'intérieur de 25 laquelle est empilée une colonne 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 90 et est approximativement située à mi-hauteur d'un assemblage. Elle est schématisée sous forme d'un rectangle noir en figure 1B. Lorsque qu'un assemblage combustible tel que celui représenté 10 en figure 30 1A, et 17 (ou 18) en figure 1B, 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 cons . ent 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 qu'il 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 10 en figure 1A, et 17 (ou 18) en figure 1B, 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 90 contenue dans la portion centrale 94 de l'assemblage 17 (ou 18) est immergée s. s 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 10, est implanté dans le coeur 1 du réacteur. Lors d'une opération de remplacement des assemblages combustible usés, il faut réaliser une manutention de ceux-ci, c'est-à-dire procéder au remplacement des assemblages usés par des assemblages neufs, tout en maintenant l'étanchéité à l' -',4- de la cuve réacteur 2 (figure 1A), au niveau de la traversée de dalle 100 (figure 1A). Deux voies de manutention ont été envisagées pour la manutention des assemblages combustibles depuis ou vers la cuve d'un réacteur SFR. La première voie consiste à faire la manutention des assemblages combustibles 30 individuellement dans un pot de manutention rempli de sodium. Dans cette première voie, on peut distinguer deux étapes principales dans une opération de déchargement d'un assemblage combustible usé depuis une cuve 2 de réacteur d'un réacteur de type SFR. La première étape consiste à transférer l'assemblage usé 17 (ou 18) figure 1B 5 du coeur dans un pot de manutention par un premier dispositif de manutention comprenant notamment un bras de manutention, tel que celui référencé 102 en figure 1A. La deuxième étape consécutive à la première, consiste à transporter le pot de manutention contenant un assemblage combustible usé 17 (ou 18) par un deuxième dispositif de manutention non représenté selon une direction inclinée vers le haut jusqu'à 10 l'extérieur de la cuve de réacteur 2 au-dessus de la dalle de fermeture 3. Puis, une fois extrait de la cuve de réacteur 2, l'assemblage combustible usé 17 (ou 18) est transporté jusqu'à une cuve de stockage externe non représentée par un système de manutention telle qu'une hotte de manutention 20 schématisée en figure 2. Dans cette deuxième étape, des dispositifs de refroidissement peuvent être utilisés pour refroidir le pot manutention et son 15 assemblage. Cette deuxième étape est point délicat. En effet, le pot de manutention prévu 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, 20 le pot de manutention pourrait se trouver bloqué hors du sodium de la cuve de réacteur 2. 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 ùsé. 25 La deuxième voie de manutention envisagée est celle selon laquelle les assemblages combustibles sont transportés individuellement sans aucun pot de manutention. Selon cette deuxième voie, i a déjà été envisagé de mettre en oeuvre un rotor pour le chargement et déchargement des assemblages combustibles à l'intérieur de la cuve 30 de réacteur et ce, afin d'augmenter la cadence d'échange entre assemblage cti usé à décharger, et assemblage neuf à charger. Un exemple d'une telle unité de chargement/déchargement à rotor est décrit dans la demande de brevet FR 2966638. Quelle que soit la voie de manutention retenue, et, en fonction des défaillances de manutention possibles, il existe une puissance thermique résiduelle maximale de 5 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 important que la puissance thermique résiduelle de l'assemblage ne dépasse pas une limite acceptée par le système de manutention. 10 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 15 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 pénalisant 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 20 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 25 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 diminué. A ce jour, la puissance thermique résiduelle de chaque assemblage combustible 30 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 sureté, cela oblige à considérer à ce jour l'hypothèse la plus pénalisante en termes d'erreur possible de manutention, , est de manutentionner au début l'assemblage usé le plus chaud. 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 5 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 10 son entreposage en piscine. 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 15 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. En effet, actuellement on ne dispose pas de dispositif de mesure de puissance résiduelle de l'assemblage usé en cuve 20 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 est celui contenu dans la cuve de stockage externe qui est le plus chaud, soit en dessous de la valeur limite requise pour 25 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 30 l'exploitation et la sûreté d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide SFR. C'est pourquoi, les inventeurs de la présente invention ont déjà proposé un dispositif de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage usé : ce dispositif est décrit et revendiqué dans la demande de brevet FR 2988837. Le dispositif de mesure selon cette demande comprend pot de mesure dans lequel est inséré à la verticale un assemblage combustible usé, noyé dans le sodium. Un tel pot de mesure 101 avec son agencement dans un logement de la cuve interne dite redan 12 est représenté en figure 1A. L'enveloppe du pot de mesure est à double-paroi thermiquement isolante. Un débitmètre relié au pot est prévu pour mesurer le débit de sodium circulant à travers 10 l'assemblage. Enfin, le dispositif comprend des moyens de mesure de température, reliés au pot, et adaptés pour mesurer la température du métal à proximité respectivement du pied et de son extrémité ouverte opposée de l'assemblage. Le principe de la mesure est de faire circuler du sodium liquide à l'intérieur de l'assemblage par des moyens de pompage, de mesurer le débit à l'aide du débitmètre, et de 15 relever la différence de température entre sodium entrant et sodium sortant de l'assemblage par les moyens de mesure de température reliés au pot. La puissance thermique de l'assemblage est alors estimée à l'aide de la formule suivante : Q m*Cp*(Ts-Te), 20 dans laquelle m est le débit de sodium circulant mesuré par le débitmètre, Cp la chaleur massique connue du sodium à la température moyenne du sodium circulant l'assemblage, Te et Ts respectivement les mesures de températures issues des moyens de mesure de température à l'entrée et à la sortie de l'assemblage. 25 Les pertes thermiques latérales sont négligées, en considérant que : - la double enveloppe externe du pot de mesure 101, remplie d'argon, isole thermiquement l'assemblage du bain sodium environnant ; - les moyens de rupture de convection naturelle entrante et sortante, tels que ceux référencés 103 représentés en figure 1C, rendent l'assemblage combustible usé 18 30 totalement isolé thermiquement du bain sodium environnant des phénomènes de conduction thermique latérale. Le principe de mesure de la puissance résiduelle du dispositif décrit dans la demande de brevet FR 2988837 repose donc sur l'élévation de température sodium circulant à l'intérieur de l'assemblage combustible usé. Un tel dispositif de mesure présente des inconvénients que l'on peut énumérer 5 comme suit: - une implantation du dispositif nécessairement en périphérie du coeur, et la réalisation d'une traversée 100 supplémentaire de la dalle de fermeture 3 comme illustré en figure 1A, ainsi que l'installation des systèmes de manutention associés ; - la nécessité d'insertion du dispositif en cuve de réacteur, en début de 10 campagne de manutention et de retrait en fin de campagne, afin d'éviter une probable dégradation du débitmètre et des moyens de pompage électromagnétiques pouvant survenir dans une situation de fonctionnement normal du réacteur qui implique des températures élevées de sodium de l'ordre de 500°C; - une perte de cadence de déchargement en cuve de réacteur due à la nécessité 15 de la manutention supplémentaire de l'assemblage à mesurer : en effet, il est nécessaire d'insérer l'assemblage à mesurer dans le pot de mesure, puis de le retirer de ce dernier afin de le placeidans le circuit normal de déchargement; - une augmentation des risques de chute d'assemblage usé et de blocage associés à la manutention supplémentaire évoquée ci-avant; 20 - un risque de blocage de l'assemblage dans le pot de mesure : en effet, en cas d'arcure de l'assemblage et du fait de la présence des moyens de rupture de convection naturelle entrante et sortante, tels que ceux référencés 103 représentés en figure 1C, l'assemblage usé 18 est susceptible d'être bloqué par ces derniers 103; - un risque de pertes thermiques latérales dues aux mouvements de 25 convection qui peuvent s'installer le long des parois du pot de mesure 101 comme illustré sous forme de boucles en figure 1C, et donc risque de dégradation de la fiabilité de mesure. Le but général de l'invention est de pallier tout ou partie des inconvénients de l'art antérieur et notamment de la demande de brevet FR 2988837, et donc de proposer une 30 solution fiable de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé, de type - R-Na ou SFR, qui soit in-situ, c'est-à-dire avant son déchargement d'une cuve remplie 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 sodium liquide RNR-Na ou SFR, c'est-à-dire avant son déchargement de la cuve de réacteur remplie de sodium liquide. Un autre but particulier de l'invention est de proposer une solution 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 sodium liquide RNR-Na ou SFR, et qui ne nuise pas à la cadence de manutention d'assemblages combustibles, c'est-à-dire la durée entre le déchargement d'assemblages usés de la cuve de réacteur et leur remplacement par le chargement d'assemblages neufs dans la cuve de réacteur. Exposé de l'invention Pour ce faire, l'invention a tout d'abord pour objet un dispositif de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé, de forme allongée selon un axe longitudinal X, l'assemblage étant destiné à être déchargé d'une cuve remplie de métal liquide, le dispositif de mesure comprenant: - une enveloppe de forme allongée, the 1c ment isolante, adaptée pour envelopper latéralement par rapport à l'axe X, tout ou partie de la zone fissile de l'assemblage et le métal liquide environnant en délimitant un volume de mesure fermé latéralement, - au moins un premier moyen de mesure de température, agencé à l'intérieur du volume de mesure, adapté pour mesurer la température du métal liquide à l'intérieur du volume de mesure. Un tel dispositif permet de suivre l'évolution au cours du temps de l'élévation de la température du sodium emprisonné dans l'enveloppe avec l'assemblage. En fonction 25 de cette évolution de température, et du fait que l'on connaît le volume de sodium emprisonné par l'enveloppe, on peut en déduire la puissance résiduelle de l'assemblage. Contrairement au dispositif de mesure de puissance résiduelle selon la demande de brevet n°2 988 837, la température mesurée selon la présente invention est celle du sodium autour de l'assemblage et non celle du sodium ayant circulé dans 30 l'assemblage. Durant la mesure selon la présente invention, le sodium est idéalement entièrement statique. En outre, 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. Selon mode de réalisation avantageux, l'enveloppe comprend une ou plusieurs parties mobiles, aptes à être déplacées depuis une position d'ouverture jusqu'à une position extrême de fermeture dans laquelle elle(s) enveloppe(nt) latéralement l'assemblage combustible. De préférence, chaque partie mobile est montée pivo te autour d'un axe de pivotement parallèle à l'axe X, l'axe de pivotement étant actionné depuis l'extérieur de la dalle de fermeture de la cuve de métal liquide. Selon ce mode avantageux, et selon une variante avantageuse, l'enveloppe comprend deux parties mobiles constituées par deux demi-coques dont au moins l'une est mobile, les deux demi-coques formant, dans sa (leur) position extrême de fermeture, un tube enveloppant latéralement l'assemblage combustible. Une telle variante est avantageuse car elle permet à un assemblage d'être amené jusqu'à la position de mesure de la puissance résiduelle, sans gêne mécanique puisque au moins l'une des demi-coques est en position extrême d'ouverture. L'assemblage une fois en place, au moins l'une des demi-coques est déplacée jusqu'à sa (leur) position dite extrême de fermeture pour la durée de la mesure, en formant tube autour de l'assemblage. L'enveloppe étant thermiquement isolante, la température du sodium emprisonné augmente au cours du temps, et cette élévation est mesurée. Une fois la mesure effectuée, au moins l'une des demi-coques reprend sa position extrême d'ouverture et l'assemblage est amené dans une autre partie de la cuve remplie de sodium liquide. Selon une variante de réalisation, le bord de fermeture de chaque partie mobile comprend un joint métallique en matériau compressible adapté pour être compressé par un 25 bord de fermeture d'une partie fixe ou d'une autre partie mobile de l'enveloppe, dans la position extrême de fermeture. Selon une autre variante de réalisation, le bord de fermeture de chaque partie mobile comprend une lame métallique adaptée pour venir recouvrir l'autre partie mobile opposée de l'enveloppe, s la position extrême de fermeture, et réduire ainsi les s. 30 possibilités de fuites latérales du sodium interne à l'enveloppe ainsi créée. L'extrémité supérieure de l'enveloppe est de préférence agencée au-dessus du niveau de métal liquide de la cuve. Ceci permet d'éviter l'établissement de boucles de convection naturelle, comme illustré plus haut en relation avec la figure 1C. L'extrémité inférieure de l'enveloppe est de préférence agencée en-dessous de la zone fissile de l'assemblage. Ceci permet d'éviter les fuites thermiques latérales. Selon une variante de réalisation avantageuse, chaque partie mobile de l'enveloppe comprend deu; parois agencées en double-paroi pour contenir un gaz chimiquement neutre vis-à-vis du métal liquide. Ce gaz permet de réaliser l'isolation thermique de l'enveloppe. Le gaz est de préférence de l'argon. Le dispositif comprend avantageusement un système d'injection et de retrait du gaz chimiquement neutre à l'intérieur de la double-paroi, par contrôle de la pression de gaz. Ainsi, en cas d'urgence et/ou en cas de problème de blocage des parties mobiles dans une position fermée ou insuffisamment ouverte, la conduction thermique peut être rétablie en purgeant le gaz inerte chimiquement, et en remplissant de métal liquide la cavité de la double paroi. Le dispositif peut comprendre un système de mesure du niveau de gaz chimiquement neutre à l'intérieur de la double-paroi. De préférence, le dispositif comprend une pluralité de premiers moyens de mesure de température espacés de manière uniformément répartis sur la longueur du volume de mesure. On peut ainsi moyenner la température en cas de répartition inégale de la puissance résiduelle thermique sur la hauteur de l'assemblage. Selon un mode de réalisation avantageux, le dispositif comprend au moins - deuxième moyen de mesure de température, adapté pour mesurer la température du métal liquide à l'extérieur et à proximité de la zone de fermeture, afin de détecter une fermeture insuffisante d'au moins une des demi coques. Avantageusement, le(s) premier(s), et le cas échéant deuxième(s), moyen(s) de mesure de température sont des thermocouples fixés sur la (les) paroi(s) de l'enveloppe. Afin d'avoir une élévation de la température suffisante pour être facilement mesurable, il faut avoir un volume de sodium entourant l'assemblage le plus petit possible pour que l'élévation de température due à la puissance thermique dégagée par l'assemblage 30 combustible usé dans le volume de mesure soit significative en des temps courts. Typiquement, les élévations de températures attendues pour un assemblage combustible usé, plongé jusqu'à sa tête dans un bain de sodium liquide sont de l'ordre de : - 0,77 degré Celsius/minute pour une puissance résiduelle de 2000W ; - 1,15 degré Celsius/minute pour une puissance résiduelle de 3000W ; - 1,92 degré Celsius/minute pour une puissance résiduelle de 5000W ; - 3,85 degré Celsius/minute pour une puissance résiduelle de 10000W. Ainsi, des thermocouples fonctionnant dans la gamme de température compatible avec une cuve de réacteur nucléaire ont de préférence une sensibilité comprise entre 0,2 et 0,5 degré Celsius. De telles élévations de températures sont ainsi aisément discriminables les unes des autres dans la gamme de température. L'invention a également pour objet une unité de chargement/déchargement d'un assemblage combustible, destiné à être chargé dans ou déchargé depuis une cuve de métal liquide, comprenant un rotor supportant au moins trois postes de réception d' assemblage combustible et adapté pour amener chacun des trois postes dans l'une quelconque de trois positions distinctes, dont : - une première position dans laquelle assemblage peut être amené ou évacué dans la cuve par des moyens de manutention agencés dans la cuve, - une deuxième position dans laquelle un assemblage peut être amené ou évacué en dehors de la cuve par des moyens de manutention agencés au-dessus de la dalle de cuve, - une troisième position dans laquelle la mesure de la puissance 20 résiduelle d'un assemblage usé peut être faite au moyen d'un dispositif de mesure qui vient d'être décrit ci-dessus. Les trois postes sont de préférence agencés en étant répartis chacun à 120° du centre du rotor. Le rotor peut comprendre une enveloppe avec une ouverture latérale adaptée 25 pour le passage d'un assemblage combustible amené ou évacué dans la cuve. Avantageusement, la (les) partie(s) mobile(s) de l'enveloppe thermiquement isolante du dispositif de mesure selon l'invention est (sont) montée(s) mobile(s) sur l'enveloppe du rotor. Avantageusement encore, l'enveloppe du rotor comprenant un logement adapté 30 pour loger la(les) p e(s) mobile(s) de l'enveloppe thermiquement isolante lorsqu'elle(s) est (sont) dans sa (leur) position extrême d'ouverture. 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 ( R-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 enveloppe latéralement un assemblage combustible usé dans le collecteur chaud du réacteur. La cuve à partir de 1 assemblage combustible usé peut être déchargé, peut être une cuve de stockage d'assemblages combustibles usés, externe à la cuve d'un réacteur nucléaire R-Na, et dans ce mode de réalisation du procédé, la mesure de puissance résiduelle d'un assemblage usé et immergé dans la cuve de stockage externe avant évacuation pour lavage peut être effectuée avec la mise sous enveloppe latérale de l'assemblage combustible usé. 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 parmi lesquelles : - la figure lA est une vue en coupe schématique de la cuve d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR selon l'état de l'art, montrant l'agencement d'un dispositif de mesure de puissance résiduelle ''u assemblage combustible usé selon la 20 demande de brevet FR 2988837; - la figure 1B est une vue externe en perspective assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans rr, réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR ; - la figure 1C est une vue de détail d'un dispositif de mesure de puissance 25 résiduelle d'un assemblage combustible usé selon la demande de brevet FR 2988837, montrant les moyens de rupture de convection naturelle entrante et sortante mis en oeuvre dans ce dispositif ; - la figure 2 est une vue en coupe schématique de la cuve d'un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR intégrant une unité de chargement/déchargement 30 d'assemblages combustibles avec un rotor selon l'invention lui-même intégrant un dispositif de mesure de puissance résiduelle selon l'invention ; - les figures 3A et 3B sont des vues en coupe transversale d' exemple de rotor selon l'invention, illustrant respectivement une position extrême d'ouverture et une position de fermeture de l'enveloppe isolante thermiquement d'un dispositif de mesure de puissance résiduelle intégré dans le rotor ; - les figures 4A à 4E sont des vues respectivement en éclaté partiel, en transparence, de côté, de dessus et de dessous d'un exemple de rotor selon l'invention ; - la figure 5 est une vue de détail en perspective montrant une p e de l'enveloppe isolante termiquement d'un dispositif de mesure de puissance résiduelle selon l'invention ; - les figures 6A à 6C sont des vues respectivement de la p. e supérieure, de la p. 'e inférieure et une vue en coupe longitudinale du dispositif de mesure ; - la figure 7 est une vue en perspective d'une partie de l'enveloppe isolante thermiquement d'un dispositif de mesure de puissance résiduelle selon l'invention, illustrant la répartition de thermocouples sur cette partie d'enveloppe ; - les figures 8A à 8C sont des vues rapprochées par le dessus du dispositif de mesure de la puissance résiduelle respectivement dans la position extrême ouverte, dans une position p. ellement fermée et dans la position extrême de fermeture de son enveloppe isolante thermiquement ; - les figures 9A à 9F sont des vues de dessus d' rotor de chargement/déchargement intégrant un dispositif de mesure de la puissance résiduelle selon l'invention, illustrant un cycle de manutention complet comprenant la mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage usé, l'insertion d'un assemblage neuf et l'évacuation de l'assemblage usé. La figure lA est relative à un réacteur nucléaire SFR de type intégré selon l'état de l'art et montre l'agencement d'un dispositif de mesure de la puissance résiduelle selon la demande de brevet FR 2988837. La figure 1B est relative à un assemblage combustible nucléaire conforme à l'invention et déjà utilisé dans un réacteur nucléaire refroidi au sodium SFR. La figure 1C montre en détail les moyens de rupture de la convection 103 qui sont prévus dans le dispositif de la demande FR 2988837 autour de l'assemblage usé 18. Ces figures 1 A à 1C 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 réacteur et d'assemblage combustible selon l'invention sont utilisées pour toutes les figures 1 à 9F. Dans l'ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supiur », « bas », « haut », « dessous », « dessus », « hauteur » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve remplie de sodium liquide, un dispositif de mesure selon l'invention et respectivement d'un assemblage combustible tels qu'ils sont en configuration verticale de fonctionnement et/ou de mesure. Ainsi, s une configuration s. de mesure, un assemblage combustible 17, 18 à la verticale a son pied vers le bas. De 10 même, dans une configuration de mesure, l'enveloppe thermiquement isolante de forme allongée est agencée à la verticale. Les inventeurs de la présente invention proposent un nouveau dispositif 5 de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé en cuve de réacteur 2 (figure 4A). 15 Le dispositif de mesure 5 selon l'invention comprend essentiellement : - une enveloppe 50, 51 de forme allongée, thermiquement isolante, adaptée pour envelopper latéralement par rapport à l'axe X, tout ou partie de la zone fissile d'un assemblage usé 18 et le métal liquide environnant, en délimitant un volume de mesure 14C fermé latéralement, 20 - au moins un premier moyen de mesure de température 80, agencé à l'intérieur du volume de mesure, adapté pour mesurer la température du métal liquide à l'intérieur du volume de mesure. Selon l'invention, le moyen de mesure de température 80 permet de suivre l'évolution au cours du temps de l'élévation de la température du sodium emprisonné dans 25 le volume de mesure 14C avec l'assemblage 17, 18. En fonction de cette évolution de température, et du fait que le volume de mesure 14C est déterminé, on peut en déduire la puissance résiduelle de l'assemblage 17, 18. Selon un mode de réalisation préféré, comme représenté en figure 3A, 3B, 4A l'enveloppe isolante thermiquement du dispositif de mesure 5 comporte deux parties 30 mobiles 50 et 51 isolantes thermiquement, chacune présentant avantageusement une forme identique en demi-cercle. Chacune de ces parties mobiles 50, 51 peut prendre plusieurs positions, dont e extrême ouverte (figure 3A) et une position extrême de fermeture dans laquelle les deux parties 50, 51 forment un tube 54 autour de l'assemblage combustible usé 18 (figure 3B). Ces parties mobiles 50 et 51, initialement en position extrême ouverte, sont montées chacune en rotation autour d'un axe parallèle à l'axe X de l'assemblage usé dont on cherche à mesurer la puissance résiduelle. Le mécanisme de pivotement est commun aux deux p. es -Tio' ,^.'cs 50, 51 et comprend un jeu d'engrenages 52 protégé du sodium par un capot 53 et qui est entraîné en rotation, depuis l'extérieur de la cuve de réacteur par arbre de pivotement 58 (figure 4A). Le tube 54 ainsi formé par la fermeture des deux parties mobiles 50, 51 l'une contre l'autre délimite un volume de mesure 14C qui emprisonne du sodium liquide et l'assemblage combustible usé 18 (figure 6A). C'est la température de ce volume 14C de sodium liquide qui permet la mesure de la puissance résiduelle selon l'invention. Afin d'assurer au mieux l'étanchéité du tube 54, les bords libres 59 des parties mobiles 50 et 51 venant en contact l'un de l'autre sont équipés sur leur hauteur chacun d'un joint métallique 55 en matériau compressible comme représenté en figure 5. En plus de ces joints métalliques 55, chaque bord libre 59 des parties mobiles 50 et 51 comprend une lame métallique 57, dite lame antifuites. L'agencement des lames métalliques 57 est prévu de telle sorte que, dans la position extrême de fermeture des parties mobiles 50, 51, elles se recouvrent mutuellement sur la hauteur de ces dernières. Leur recouvrement mutuel empêche une éventuelle circulation intempestive de sodium 14C en cas de non-e chéité des joints métalliques 55. L'agencement du dispositif 5 dans la cuve de réacteur 2 est telle que le haut des p. es mobiles 50, 51 se trouve au-dessus du niveau libre 16 de sodium dans la cuve, comme illustré en figure 6A. De préférence, la hauteur h0 dépassant du niveau libre de sodium est au moins supérieure au niveau que le sodium emprisonné 14C dans le tube 54 peut atteindre par dilatation thermique, afin d'éviter une fuite du sodium emprisonné dans le volume de mesure 14C par le haut du dispositif 5. L'extrémité inférieure des parties mobiles 50, 51 se trouve au moins au-dessous de l'extrémité inférieure de la zone fissile 90 de l'assemblage combustible usé 18, comme illustré en figure 6C. Dans la position extrême de fermeture des parties mobiles 50,51, i.e. lorsque le tube 54 est formé, le sodium dans le volume de mesure 14C est chauffé par l'assemblage combustible usé 18. Ainsi, le sodium chauffé dans le volume 14C est moins dense que celui non chauffé par l'assemblage 18 dans le bain 14A environnant. De ce fait, il n'y a pas de déplacement par convection verticale du sodium entre les deux volumes 14A et 14C. De plus, le tube 54 étant thermiquement isolant, il ne se produit pas non plus de déplacement par convection horizontale entre eux. Ainsi, la stratification thermique du sodium est stable, et le sodium chauffé dans le volume 14C est statique. En cas de fuite accidentelle de sodium entre les bords en contact des parties mobiles 50 et 51, le niveau de sodium dans le volume de mesure 14C est maintenu par aspiration naturelle de sodium liquide par le bas du tube 54. De préférence, chaque p. e mobile 50, 51 de l'enveloppe comprend deux parois 64, 65 agencées en double-paroi 62. La double-paroi 62 définit intérieurement une cavité 70 comme illustré en figure 6B. Du sodium liquide peut entrer dans cette cavité 70 par les trous 69 en extrémité inférieure de la paroi 64. Un gaz chimiquement neutre vis-à-vis du sodium liquide, de préférence de l'argon, est injecté par un connecteur gaz relié à un tuyau fixé en position 66 peut entrer en extrémité supérieure de la paroi 64. En régulant la pression du gaz régnant au-dessus (dans le ciel), on peut faire varier le niveau de gaz dans la cavité en interface avec le niveau de sodium. Autrement dit, on peut réguler la hauteur de sodium dans la cavité 70. Dans une configuration de mesure, on réguler cette hauteur de sodium, de telle sorte que tout le sodium dans cette cavité 70 soit en dessous dc la partie fissile 90. En effet, dans une configuration de mesure, le sodium présent dans la cavité 70 ne doit plus faire office de conducteur thermique. Autrement dit, dans une configuration de mesure, par la surpression de gaz (argon) dans la cavité 70, on diminue la hauteur de sodium dans la cavité afin de rendre les double-parois 62 des parties mobiles 50 et 51 thermiquement isolantes. Ainsi, typiquement le niveau sodium 75 dans la cavité 70 est au moins en dessous de la partie fissile 90 de l'assemblage combustible usé 18. Ainsi, le gaz argon contribue à l'isolation thermique. En cas d'urgence et/ou de situation de blocage des parties mobiles 50 et 51 dans position partielle ou extrême de fermeture autour d'un assemble combustible usé 18, la conduction thermique latérale du sodium à travers les double-parois 62 peut être rétablie en rétablissant l'équilibre de pression entre l'argon dans celles-ci et l'argon dans le 5 ciel 15 de cuve 2. Cet équilibre de pression peut être avantageusement réalisé par une vanne d'évacuation non représentée qui s'ouvre lorsque le courant électrique est coupé : le niveau de sodium 75 dans les double-paroi 62 monte et se retrouve alors aligné avec le niveau libre 16. La double-paroi 62 n'est alors plus thermiquement isolante et l'assemblage combustible usé 18 peut être ainsi refroidi. Des moyens de mesure de niveau sodium sont 10 également agencés à l'intérieur des cavités 70 afin de pouvoir suivre l'évolution du niveau de sodium dans celles-ci. Selon un mode de réalisation avantageux, un premier groupe de thermocouples 80 sont fixés sur la face interne 72 des p 'es 62 en étant répartis uniformément sur leur hauteur, comme représenté en figure 7. Les thermocouples 80 mesurent, une fois les p. es 15 mobiles 50 et 51 en position extrême de fermeture, l'élévation de température du sodium emprisonné dans le volume de mesure 14C. La valeur initiale de la température du sodium emprisonné 14C mesurée au moment de la fermeture des parties mobiles 50 et 51 sert de référence pour le calcul de l'élévation de la température. Un deuxième groupe de thermocouples 81 sont fixés sur la face externe des 20 parois à proximité des bords libres 59 (figure 7). Ces thermocouples 81 peuvent détecter d'éventuelles fuites de sodium. Ils servent également à indiquer la température du sodium extérieur au volume de mesure 14C, c'est-à-dire la température du sodium dans le bain 14A environnant. Les thermocouples 80 et 81 sont adaptés pour résister à des températures dans 25 environnement de sodium liquide de l'ordre de 500°C correspon à la phase de fonctionnement du réacteur, bien que le dispositif de mesure soit adapté pour fonctionner pendant une phase de manutention où l'environnement du sodium liquide est de l'ordre de 200°C. La répartition égale selon la hauteur des thermocouples 80 permet de mesurer 30 de manière précise l'élévation moyenne de température dans le volume de mesure du sodium emprisonné 14C, en cas de répartition inégale de la puissance thermique de l'assemblage combustible usé 18 sur sa hauteur. On considère alors la moyenne des températures mesurées. Les parties mobiles 50, 51 formant l'enveloppe thermiquement isolante selon l'invention restent en position extrême de fermeture le temps de la mesure. Le temps de mesure dépend notamment du volume de sodium emprisonné 14C. Il est avantageux d'en emprisonner le moins possible afin d'avoir une augmentation de température la plus impo te possible en des temps courts. Un plus faible volume de mesure absorbant la même puissance thermique subit en effet une élévation facilement mesurable de température en un temps plus court. Le volume de mesure 14C déterminé, le temps de mesure connu et l'élévation de la température mesurée par les thermocouples 80 et 81 permettent de calculer la puissance résiduelle de l'assemblage combustible usé 18. Afin de calculer de manière plus précise la puissance résiduelle de l'assemblage 18, il est possible de tenir compte des pertes thermiques à travers les parois 62 de chacune des parties mobiles 50, 51. Pour cela, la conduction thermique résiduelle exis te à travers les parties mobiles 50, 51 peut être aisément calculée à l'aide d'un modèle thermique simple de conduction et rayonnement, et on peut la vérifier au cours d'une campagne de validation expérimentale. Cette conduction thermique résiduelle des parties mobiles 50, 51 est de l'ordre de 10 W/°C. Ainsi, connaissant la température du bain de sodium extérieur 14A donnée, soit par les thermocouples 80 lorsque les p, "es mobiles sont en position ouverte, soit par les thermocouples 81, ainsi que la conduction thermique latérale résiduelle des deux parties mobiles 50, 51, la mesure d'élévation de température, et donc de la puissance résiduelle, peut facilement être corrigée pour tenir compte des fuites thermiques résiduelles. Selon un mode de réalisation préféré, le dispositif de mesure de la puissance 25 résiduelle 5 selon l'invention est intégré à une unité de chargement et de déchargement d'assemblages combustibles comprenant un rotor 4 immergé en partie dans le sodium primaire 14A de la cuve de réacteur 2, comme illustré en figures 2, 3A, 3B, 4A et 4B. L'unité de déchargement/chargement comporte une hotte mobile 20 positionnée au-dessus de la dalle de fermeture 3 de la cuve 2 à l'aplomb d'une traversée de 30 dalle 21. La hotte mobile comprend dans sa partie inférieure une vanne de sécurité 23 pour la fermer de manière étanche et la traversée de dalle 21 comprend également une vanne de sécurité pour la fermer de manière étanche. A l'intérieur de la hotte 20 est logé un système de manutention 24 comprenant un ensemble d'articulations mécaniques et un grappin 26. Ainsi, le système de manutention permet d'amener les assemblages combustibles neufs 17 dans le rotor 4 depuis la hotte mobile 20, à travers la traversée de dalle 21. Pour éviter le grippage des organes mécaniques, et notamment du grappin 26, du système de manutention 24, pouvant être causé par le sodium liquide, l'assemblage 17 ou 18, en position 47 d'évacuation de la cuve pour déchargement, est positionné de telle façon que sa tête soit située au-dessus du niveau libre du bain de sodium 14A. Ainsi, aucun organe mécanique du système de manutention 24 n'est susceptible de venir dans le bain de sodium 14A. Le rotor 4 comprend un corps fixe définissant une enveloppe 41 à l'intérieur de laquelle est monté en rotation un panier 40 (figure 4A). Une ouverture latérale 45 de hauteur au moins égale à celle d'un assemblage combustible est ménagée dans l'enveloppe 41 pour le passage des assemblages neufs du rotor 4 vers l'intérieur de la cuve 2, et réciproquement pour celui des assemblages usés depuis l'intérieur de la cuve vers le rotor. Ces transferts peuvent être réalisés à l'aide de la machine de manutention 91 en figure 2. Le panier rotatif 40 est entraîné en rotation par un arbre de rotation étanche 44. Ce panier 40 supporte trois postes de réception 46 adaptés pour recevoir chacun n 20 assemblage combustible, avantageusement identiques entre eux et disposés à 120° l'un de l'autre. Chacun des trois postes de réception 46, peut prendre n'importe quelle de trois positions distinctes à savoir: une position 47 dite d'échange hotte 20/cuve 2, 25 - une position 48 dite d'échange cuve 2/coeur 1, une position 49 dite de mesure avec le dispositif 5. Ces trois positions 47,48, 49 sont avantageusement disposées à 120° l'une de l'autre. Ainsi, le panier rotatif 40 peut pivoter dans même sens et amener les 30 assemblages combustibles logés dans l'un ou l'autre des postes 46 dans l'une des positions 47, 48, 49. Les parties mobiles 50, 51 de l'enveloppe isolante thermiquement du dispositif de mesure de puissance résiduelle 5 selon l'invention, tel que décrit ci-dessus, sont fixées à l'enveloppe 41 du rotor 4 et peuvent se loger dans un logement 43 dans leur position extrême d'ouverture. L'emplacement de ce logement 43 est déterminé pour être à proximité de la position de mesure 49 de puissance résiduelle. Ainsi lorsque un poste de réception 46 parvient à la position de mesure 49, alors les parties mobiles 50, 51 initialement déployées dans leur position extrême d'ouverture dans le logement 43 peuvent venir former le tube 54 thermiquement isolant et enveloppant un assemblage logé dans ledit poste 46. Le fonctionnement de l'unité de chargement/déchargement avec le rotor 4 selon l'invention est donc le suivant. lin assemblage combustible neuf 17 introduit dans la cuve 2 depuis la hotte mobile 20 est réceptionné dans un poste 46 positionné en position 47 d'échange hotte/cuve (figure 3A). Une rotation de 120° du panier rotatif 40 amène alors l'assemblage neuf 17 de la position 47 d'échange hotte/cuve à la position 48 d'échange cuve/coeur. L'assemblage neuf 17 est alors repris par un bras de manutention 91. Le bras de manutention 91 accède à l'assemblage neuf 17 via l'ouverture latérale 45 dans l'enveloppe 41 du rotor et transporte l'assemblage combustible 17 vers le coeur 1. Dans l'autre sens, un assemblage combustible usé 18 peut être amené du coeur 1 vers le rotor 4 par le même bras de manutention 91 et être réceptionné au poste 46 en position 48 d'échange cuve/cceur par l'ouverture latérale 45. Le panier rotatif 40 amène alors l'assemblage combustible usé 18 en position 49 de mesure afin d'en mesurer sa puissance résiduelle par le dispositif 5. On peut résumer ainsi de la manière suivante un exemple de procédure pour le déchargement d'un assemblage combustible usé 18 d'une cuve 2 de réacteur SFR et son remplacement par un assemblage neuf 17, comprenant les étapes suivantes conformément à l'invention (figures 9A à 9F): a/ mesure par le dispositif 5 de la puissance résiduelle d'un premier assemblage 30 combustible usé 18 logé dans un des postes 46 en position de mesure 49 : les parties mobiles 50, 51 sont en position extrême de fermeture autour de l'assemblage (figure 9A). b/ simultanément à la mesure du premier assemblage, introduction d'un second assemblage usé, amené depuis le coeur 1 par le bras de manutention 91, dans une autre des postes 46 en position 48 d'échange cuve/coeur (figure 9B). c/ fin de la mesure de la puissance résiduelle _1.. premier assemblage combustible usé 18. Les parties mobiles 50, 51 reviennent en position extrême ouverte afin de permettre la rotation du panier rotatif 40 sans gêne mécanique. Le premier assemblage combustible usé 18 qui a été mesuré, dont la température s'est élevée, se refroidit. La puissance thermique est jugée compatible avec une sortie premier assemblage combustible usé 18 (figure 9C). d/ un assemblage combustible neuf 17 est introduit dans le dernier des postes 46 . s la position 47 d'échange hotte/cuve (figure 9D). e/ le panier rotatif 40 tourne dans le sens trigonométrique d'un angle de 120° (figure 9E). Le premier assemblage combustible usé 18 peut être évacué vers la hotte mobile 20 depuis la position 47 d'échange cuve/hotte. L'assemblage neuf 17, maintenant 15 dans la position 48 d'échange cuve/coeur, peut être amené vers le coeur 1 par le bras de manutention 91 en vue de son utilisation (figure 9E). f/ simultanément, les parties mobiles 50, 51 prennent leur position extrême de fermeture. La puissance résiduelle du second assemblage combustible 18 est mesurée - 9F). 20 Le cycle selon les étapes a/ à f/ peut être réitéré. 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. D'autres améliorations et variantes peuvent être envisagées sans pour autant 25 sortir du cadre de l'invention qui vient d'être décrite. Ainsi, par exemple, l'étape d'introduction d'un second assemblage usé peut être faite simultanément à la mesure du premier assemblage comme selon cette étape b/ mais en variantes, elle peut être faite après ou même avant. L'étape d'introduction d'un assemblage neuf peut être faite simultanément à la 30 mesure du premier assemblage comme selon cette étape d/ mais en variantes, elle peut être faite après ou même avant. REVENDICATIONS1. Dispositif (5) de mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage combustible usé (17, 18), de forme allongée selon un axe longitudinal X, l'assemblage étant destiné à être déchargé d'une cuve (2) remplie de métal liquide, le dispositif de mesure comprenant: - une enveloppe (50, 51) de forme allongée, thermiquement isolante, adaptée pour envelopper latéralement par rapport à l'axe X, tout ou partie de la zone fissile (90) de l'assemblage et le métal liquide environnant en délimitant un volume de mesure (14C) fermé latéralement, - au moins un premier moyen de mesure de température (80), agencé à l'intérieur du volume de mesure (14C), adapté pour mesurer la température du métal liquide à l'intérieur du volume de mesure. 2. Dispositif (5) selon la revendication 1, l'enveloppe comprenant une ou plusieurs parties mobiles (50, 51), aptes à être déplacées depuis une position d'ouverture jusqu'à une position extrême de fermeture dans laquelle elle(s) enveloppe(nt) latéralement l'assemblage combustible. 3. Dispositif (5) selon la revendication 2, chaque partie mobile étant montée pivotante autour d'un axe de pivotement (58) parallèle à l'axe X, l'axe de pivotement étant actionné depuis l'extérieur de la dalle de fermeture (3) de la cuve de métal liquide. 4. Dispositif (5) selon l'une des revendications 2 ou 3, l'enveloppe compo t deux parties mobiles (50, 51) constituées par deux demi-coques dont au moins l'une est mobile, les deux demi-coques formant, dans sa (leur) position extrême de fermeture, -- tube (54) enveloppant latéralement l'assemblage combustible. 5. Dispositif (5) selon l'une les revendications 2 à 4, le bord de fermeture (59) de chaque partie mobile (50, 51) comprenant un joint métallique (55) en matériau compressible adapté pour être compressé par un bord de fermeture (59) d'une partie fixe ou d'une autre p. e mobile de l'enveloppe, dans la position extrême de fermeture. 6. Dispositif (5) selon l'une des revendications 2 à 5, le bord de fermeture (59) 30 de chaque partie mobile (50, 51) comprenant une lame métallique (57) adaptée pour venir recouvrir l'autre partie mobile opposée de l'enveloppe, dans la position extrême de fermeture. 7. Dispositif (5) selon l'une des revendications 2 à 6, l'extrémité supérieure de l'enveloppe (50, 51) étant agencée au-dessus du niveau (16) de métal liquide de la cuve. 8. Dispositif (5) selon l'une des revendications précédentes, l'extrémité inférieure de l'enveloppe (50, 51) étant agencée en-dessous de la zone fissile (90) de l'assemblage. 9. Dispositif (5) selon l'une des revendications précédentes, chaque partie mobile de l'enveloppe comprenant deux parois (64, 65) agencées en double-paroi pour 10 contenir un gaz chimiquement neutre vis-à-vis du métal liquide. 10. Dispositif (5) selon la revendication 9, comprenant un système d'injection et de retrait du gaz chimiquement neutre à l'intérieur de la double-paroi, par contrôle de la pression de gaz. 11. Dispositif (5) selon les revendications 9 ou 10, comprenant un système de 15 mesure du niveau de gaz chimiquement neutre à l'intérieur de la double-paroi. 12. Dispositif (5) selon l'une des revendications précédentes, comprenant une pluralité de premiers moyens de mesure de température (80) adaptés de manière à mesurer la température à l'intérieur du volume de mesure (14C) et espacés de manière uniformément répartie sur la longueur du volume de mesure. 20 13. Dispositif (5) selon l'une des revendications précédentes, comprenant en outre au moins un deuxième moyen de mesure de température (81), adapté pour mesurer la température du métal liquide à l'extérieur et à proximité du volume de mesure 14. Dispositif (5) selon l'une des revendications précédentes, le(s) premier(s) (80), et le cas échéant deuxième(s) (81), moyen(s) de mesure de température étant des 25 thermocouples fixés sur la (les) paroi(s) (72) de l'enveloppe. 15. Unité de chargement/déchargement d'un assemblage c thitble (17, 18), destiné à être chargé dans ou déchargé depuis une cuve (2) de métal liquide, comprenant un rotor (4, 40) suppo t au moins trois postes de réception (46) d'un assemblagecornpusti,',3 et adapté pour amener chacun des trois postes dans l'une quelconque de trois positions distinctes, dont : - une première position (47) dans laquelle un assemblage peut être amené ou évacué dans la cuve par des moyens de manutention agencés dans la cuve, s une deuxième position (48) dans laquelle un assemblage peut être amené ou évacué en dehors de la cuve par des moyens de manutention agencés au-dessus de la dalle de cuve, - une troisième position (49) dans laquelle la mesure de la puissance résiduelle d'un assemblage usé peut être faite au moyen d'un dispositif (5) selon l'une des revendications 2 à 14. 16. Unité selon la revendication 15, les trois postes étant agencés en étant répartis chacun à 120° du centre du rotor. 17. Unité selon la revendication 15 ou 16, le rotor (4) comprenant une enveloppe (41) avec une ouverture latérale (45) adaptée pour le passage d'un assemblage 15 combustible amené ou évacué dans la cuve. 18. Unité selon la revendication 17, la (les) partie(s) mobile(s) (50, 51) de l'enveloppe thermiquement isolante étant montée(s) mobile(s) sur l'enveloppe (41) du rotor. 19. Unité selon la revendication 18, l'enveloppe (41) du rotor comprenant un 20 logement (43) adapté pour loger la(les) partie(s) mobile(s) de l'enveloppe thermiquement isolante lorsqu'elle(s) est (sont) dans sa (leur) position extrême d'ouverture. 20. Procédé de mise en oeuvre du dispositif (5) de mesure selon l'une des revendications 1 à 14, la cuve étant la cuve (2) de réacteur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium liquide (RNR-Na), le réacteur comprenant un dispositif 25 de séparation délimitant un collecteur chaud (14A) et un collecteur froid (14B) à l'intérieur de la cuve, procédé selon lequel on enveloppe latéralement un assemblage combustible usé (18) dans le collecteur chaud (14A) du réacteur. 21. Procédé de mise en oeuvre du dispositif de mesure selon l'une des revendications 1 à 14, la cuve étant une cuve de stockage d'assemblages combustibles 30 usés, externe à cuve d'un réacteur nucléaire RNR-Na ou RNR-Pb, procédé selon lequelon immerge un assemblage combustible usé dans la cuve de stockage externe puis on enveloppe latéralement l'assemblage combustible usé.