FR 2345792 A1 19771021 FR 7608511 A 19760324 La présente invention due aux travaux de Monsieur Charley RéNAUX de la Société d'Etudes Réalisations Engineering Peeters (SEREP) et de Monsieur Patrick JOGAND, est relative a un circuit dit d'ultime secours, destiné a évacuer de façon sure et rapide la puissance thermique résiduelle sur la cuve de sécurité d'un réacteur nucléaire du genre à neutrons rapides et à refroidissement par circulation d'un métal liquide, en cas de défaillance survenant à l'intérieur de la cuve principale de ce réacteur ou sur cette dernière. On sait que le coeur d'un réacteur du genre ci-dessus est habituellement dispos de façon à reposer sur un sommier support monté à l'intérieur d'une cuve interne ouverte à sa partie supérieure et elle-même placée dans une seconde cuve ou cuve principale, celle-ci présentant généralement une virole cylindrique et un fond inférieur de forme sensiblement hemis- phérique. Cette cuve principale est généralement suspendue par ltextrémité supérieure de sa virole sous une dalle de protection épaisse fermant ïa cuve et comportant plusieurs passages étanches pour des organes pénétrant dans la cuve et nécessaires au fonctionnement du réacteur.La dalle supérieure supporte notamment des pompes et des échangeurs de chaleur, régulièrement répartis autour du coeur, entre la cuve principale et la cuve interne, et destinés a assurer respectivement la circulation et l'extraction des calories C'unir volume de métal liquide remplissant les deux cuves et sous le niveau duquel est immergé le coeur. Ce étal liquide habituellement constitué par du sodium, traverse le coeur du réacteur de bas en haut dans la cuve interne, cède les calories acquises dans les échangeurs et est finalement repris par les pompes pour être renvoyé sous pression convenable sous le coeur pour un nouveau passage à travers celui-ci La daile supportant la cuve principale comporte enfin un système de bouchons tournants, monté au-dessus du coeur et comportant un mécanisme d'accès à celui-ci pour la manutention des assemblages combustibles constituant ce coeur, cette dalle reposant par sa périphérie sur un épaulement d'appui d'un caisson de protection extérieur à parois épaisses, généralement en béton. Dans une réalisation désormais classique pour un réacteur de ce genre, notamment adapté à la maJeure partie des centrales a neutrons rapides de puissance et en particulier au réacteur Super-Phénix étudié en France (Bulletin d' Infor- mation Scientifique et Technique n 182 de Juin 1973, édité par le Commissariat à l'Enervie Atomique), la cuve principale contenant le sodium en circulation est doublée par une autre cuve à paroi parallèle à la première, également suspendue sous la dalle, cette cuve, dite de sécurité, étant notamment destinée à recueillir les fuites éventuelles de métal liquide en cas de rupture de la cuve principale On sait par ailleurs que les normes de sécurité en usage exigent que la cuve de sécurité telle que définie cidessus ne soit ni déformée, ni a fortiori percée Afin dans ces conditions de maintenir la température de cette cuve de sécurité à une valeur raisonnable, même en cas d'accident grave, on a donc déjà prévu de monter, à l'extérieur de cette cuve, un circuit de refroidissement d'ultime secours, permettant d'évacuer l'énergie résiduelle qui se dégage sous forme thermique lors d'une destruction éventuelle des circuits de refroidissement normaux prévus dans la cuve principale et/ou lors d'une détérioration de cette dernière, avec dispersion du sodium vers la cuve de sécurité Ce circuit d'ultime secours est en effet prévu de manière à ne fonctionner à puissance nominale que dans les cas des accidents les plus graves qui puissent survenir sur le réacteur au niveau du circuit primaire du sodium liquide dans la cuve principale ; toutefois, ce circuit peut écalement servir en fonctionnement normal pour limiter la température de la paroi en béton du caisson, en évacuant les fuites thermiques provenant, à travers la cuve de sécurité, de la cuve principale et du coeur du réacteur lui-mime.. Dans une solution déjà connue, telle qu'illustrée sur le document précité, ce circuit d'ultime secours se compose d'un réseau de tubes autoporteurs parcourus par de l'eau mais séparés de la cuve de sécurité, ces tubes étant disposés dans l'espace qui sépare cette dernière de la paroi interne de la cavité du caisson contenant les deux cuves. Or, cette solution n'est pas entièrement satisfaisante, en raison du fait que la puissance thermique que l'on peut ainsi éliminer est limitée.En effet, cette puissance est évacuée au moyen de deux rayonnements successifs, d'abord de la cuve principale à la cuve de sécurité et ensuite de cette dernière vers le réseau de tubes autoporteurs Il en résulte que cette solution conduit à des limitations en ce qui concerne soit la diminution de la surface des cuves, soit l'augmentation de la puissance du réacteur La présente invention concerne un dispositif perfectionné qui pallie ces inconvénients. A cet effet, le dispositif considéré, plus spécialement adapté à un réacteur nucléaire à neutrons rapides1 comportant une cuve principale contenant un métal liquide de refroidissement du oeeur, entourée d'une cuve de sécurité, les deux cuves étant montées sous une dalle supérieure fermant une cavité contenant les cuves et ménagée dans un caisson de protection à parois épaisses en béton, se caractérise en ce qu'il comporte, repartis autour et au voisinage de la surface extérieure d-e la cuve de sécurité, un réseau de tubes d'alimentation de buses de pulvérisation, aptes à projeter sur la surface de la cuve un brouillard d'un liquide ayant une chaleur latente de vaporisation élevée, la vapeur produite au contact de la cuve de sécurité étant recueillie dans 11 espace ménagé entre la cuve de sécurité et le caisson de protection externe par au moins un conduit collecteur de rejet de cette vapeur à l'extérieur de e caisson. Selon un mode de réalisation préféré de l'invention, le liquide est constitué par de l'eau dont l'emploi se révèle en pratique particulièrement avantageux en raison de ses pro priétés physiques favorables et de son faible cotit. D'autres caractéristiques d'un dispositif d'ultime - secours pour réacteur nucléaire, notamment à neutrons rapides, établi conformément à l'invention, apparaltront encore à travers la description qui suit d'un exemple de réalisation, donné à titre indicatif et non limitatif, en référence aux dessins annexés sur lesquels - la Fig 1 est une vue schématique en coupe verticale alun réacteur nucléaire comportant une cuve de sécurité associée à un dispositif d'ultime secours selon itinvention, - la Fig 2 est une vue de détail à plus grande échelle du dispositif considéré. Sur la Fig. 1, la référence 1 désigne schématiquement représent6, un réacteur nucléaire à neutrons rapides. Ce réacteur se compose principalement d'un coeur 2, reposant sur un sommier de support 3, lui-mbme en-appui sur un platelage 4 porté par des voiles latéraux 5 par la partie inférieure de forme sensiblement hémisphérique d'une première cuve 6 dite cuve principale. Celle-ci, ouverte à sa partie supérieure, contient un volume convenable 7 d'un métal liquide jouant le r5le d'agent de refroidissement du coeur, notamment constitué par du sodium. A sa partie supérieure 6a, la cuve 6 est suspendue sous une dalle horizontale 8 d'épaisseur convenable, assurant la fermeture de cette cuve et la protection de cette dernière vis-à-vis de l'extérieur. La dalle 8 comporte de façon connue, une série de passages étanches 9, permettant en particulier à certains organes nécessaires iiu fonctionnement du réacteur de traverser la dalle et de pénétrer dans la cuve 6. Ces organes sont cons titués par des pompes 10 et des échangeurs 11, disposés dans la dalle de façon telle que leur partie qui pénètre dans la cuve 6 soit disposée entre la surface interne de cette dernière et la surface externe d'une cuve interne i2 entourant le coeur 2.Les pompes de circulation 10 refoulent le sodium par des conduits 13 de large section débouchant sur le platelage 4 de façon à réaliser la traversée du coeur de bas en haut. Les calories recueillies dans le coeur du fait de la fission nucléaire qui y est entretenue par les assemblages combustibles 14, sont restituées dans les échangeurs 11. Dans la dalle 8, au-dessus du coeur, est enfin aménagé un système de bouchons tournants, respectivement 15 et 16, le bouchon 16 supportant un dispositif de manutention 17, apte à pénétrer dans la cuve 6 et à assurer ltextraction et la mise en place dans le coeur des assemblages 14. Les flèches 18 indiquent sur le schéma de la Fig. l le sens de la circulation du sodium liquide à travers le coeur, -les échangeurs et les pompes. Selon une disposition classique dans ce genre de réacteur, la cuve principale 6 contenant le sodium liquide est doublée du caté de sa surface extérieure par une autre cuve 19, à paroi parallèle à la précédente et ménageant avec cette dernitre un espace de largeur notable, de l'ordre de 0,7 m. dans l'exemple de réalisation considéré qui correspond à un réacteur dont la puissance est de l'ordre de 1,000 MWe ;; la cuve 19, dite cuve de sécurité, est comme la cuve principale, suspendue par sa partie supérieure 19a sous la dalle 8 Cette dernière comporte un rebord périphérique 20 permettant son appui sur un épaulement 21 ménagé à la partie supérieure d'une cavité prévue dans un caisson de protection 22 à parois épaisses en béton, revetues vers l'intérieur de cette cavité d'une couche d'un matériau calorifuge 22a, visant à limiter les fuites thermiques vers le béton. Des tubes 22b sont avantageusement noyés dans ce béton pour assurer son refroidissement.La paroi latérale de ce caisson 22 délimite ainsi avec la surface externe de la cuve de sécurité 19 un espace libre 23 dans lequel, conformément à l'invention, est monté le dispositif d'ultime secours visant à assurer le refroidissement convenable de la cuve de sécurité 19 en cas d'accident grave sur la cuve principale 6, accident conduisant en particulier au percement de cette cuve et au remplissage de l'espace compris entre celle-ci et la cuve de sécurité par le sodium liquide. Selon l'invention, le dispositif d'ultime secours considéré est constitué par un ensemble de tubes 24, disposés avec une répartition régulière autour de l'axe de la cuve 19 et sur toute la hauteur de celle-ci, chacun de ces tubes étant alimenté par un conduit vertical 25 permettant de le remplir avec de l'eau sous pression. Par ailleurs et comme on le voit plus en détail sur la Fig. 2, les tubes 24 sont aménagés de manière à comporter dans leur surface dirigée en regard de la paroi externe de la cuve de sécurité 19, des trous 26, formant buses de pulvérisation de telle sorte que liteau sous pression alimentant ces tubes soit projetée sous la forme d'un brouillard finement divisé contre la surface de la cuve 19.La vapeur produite au contact e cette dernière lorsque celle-ci est portée à température élevée - cette température étant de l'ordure de 6000C si la cuve principale n'est pas percée et de l'ordre de 6500C dans le cas contraire - est récupérée par un ou plusieurs conduits 27, traversant le caisson de béton 20 pour se raccorder à un collecteur général 23 disposé au-dessus de la dalle 8. Ce collecter général 28 peut avantageusement etre réuni à une cheminée extérieure (non représentée > , la vapeur recueillie étant renvoyée dans l'atmosphère du fait qu'elle ne présente aucune radioactivité, n'ayant pas été en contact direct avec le sodium dans la cuve de sécurité.Une conduite 29, prévue dans le fond du caisson 22 permet de récupérer l'eau de condensation. La puissance résiduelle du réacteur lors d'un accident sur la cuve principale se dégage principalement sous la forme thermique et peut ainsi être directement évacuée par la cuve de sécurité, sans que cette dernière risque autre déformée ni même a fortiori percée. La limite théorique d'évacuation de la chaleur est atteinte pour une température de la cuve de sécurité de l'ordre de 1000C. Cette valeur correspond seulement dans l'exemple con 2 sidéré, à une puissance de 23 MW pour 1400 m de surface cuve, avec un coefficient de rayonnement de l'ordre de 0,5. On peut donc facilement envisager une extrapolation de puissance. Le dispositif considéré présente par ailleurs une très grande simplicité de réalisation, en particulier du fait qu'il n'exige aucun échangeur atmosphérique. Son fonctionnement est autonome, sans source d'énergie extérieure, seul étant nécessaire un château d'eau en charge ou analogue, susceptible par ouverture d'une vanne appropriée d'alimenter immédiatement les buses de pulvérisation par les conduits qui communiquent avec les tubes entourant la cuve. En marche normale, le circuit d'ultime secours est hors service, on peut donc augmenter l'épaisseur du calorifugeage 22a prévue sur la paroi du caisson en béton afin de limiter les fuites thermiques vers celui-ci, ce qui permet de diminuer la capacité des tubes 22h du circuit de refroidisseent de ce caisson en béton. Bien entendu, il va de soi que l'invention ne se limite pas à l'exemple de réalisation plus spécialement décrit et représenté ; elle en embrasse au contraire toutes les variantes. REVENDICATIONS 1. Dispositif d'ultime secours pour réacteur nucléaire à neutrons rapides, comportant une cuve principale contenant un métal liquide de refroidissement du coeur, entourée d'une cuve de sécurité, les deux cuves étant montées sous une dalle supérieure fermant une cavité contenant les cuves et ménagée dans un caisson de protection I parois épaisses en béton, caractérisé en ce qu'il comporte, répartis autour et au voisinage de la surface extérieure de la cuve de sécurité, un réseau de tubes d'alimentation de buses de pulvérisation, aptes à projeter sur la surface de la cuve un brouillard d'un liquide ayant une chaleur latente de vaporisation élevée, la vapeur produite au contact de la cuve de sécurité étant recueillie dans l'espace ménagé entre la cuve de sécurité et le caisson de protection externe par au moins un conduit collecteur de rejet de cette vapeur à l'exté- rieur de ce caisson. 2. Dispositif selon la revendication X, caractérisé en ce que le liquide est constitué par de liteau. 3. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce que le rejet de la vapeur s'effectue I l'air libre par une cheminée d' évacuation.