FR 2693309 A1 19940107 FR 9208113 A 19920701 L'invention concerne un procédé et un dispositif d'évacuation de l'énergie résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt. Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides comportent un coeur constitué par des assemblages combustibles dans lequel se dégage de la chaleur, sous l'effet des réactions nucléaires. Le coeur combustible qui est disposé à 18inté- rieur d'une cuve de grandes dimensions est refroidi par un fluide caloporteur qui est généralement constitué par du métal liquide. Le réacteur nucléaire comporte de plus au moins un circuit de refroidissement dans lequel la chaleur dégagée par le coeur et prélevée par le métal liquide caloporteur permet de réaliser l'échauffement et la vaporisation d'eau d'alimentation, à l'intérieur de générateurs de vapeur. Généralement, la chaleur dégagée par le coeur est transmise à l'eau d'alimentation, par l'intermédiaire d'un fluide primaire constitué par un premier métal liquide qui peut être par exemple du sodium liquide circulant à l'intérieur de la cuve du réacteur, et d'un second étal liquide qui peut être également constitué par du sodium et qui circule dans le circuit de refroidissement qui constitue le circuit secondaire du réacteur nucléaire sur lequel sont disposés les générateurs de vapeur. Dans le cas des réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type intégré, la cuve du réacteur nucléaire est remplie par du métal liquide tel que du sodium dans lequel est plongé le coeur du réacteur. Des échangeurs intermédiaires sont également plongés dans le métal liquide remplissant la cuve et comportent chacun un élément d'échange thermique relié au circuit secondaire du générateur de vapeur et dans lequel circule le fluide d'échange secondaire. Le métal liquide remplissant la cuve et constituant le fluide primaire assure le refroidissement du coeur et cède la chaleur prélevée sur les assemblages du coeur au fluide secondaire circulant dans les échangeurs intermédiaires. A l'intérieur des générateurs de vapeur, le fluide secondaire réalise l'échauffement et la vaporisation de l'eau d'alimentation et se refroidit. Lorsqu'on désire faire fonctionner le réacteur en conditions accidentelles ou arrêter le réacteur nucléaire, par exemple préalablement à des opérations d'entretien, de réparation et/ou de rechargement du coeur, on introduit des barres de commande en matériau absorbant les neutrons, à l'intérieur de certains assemblages du coeur constituant les assemblages de commande de la réaction nucléaire. Les barres de commande en position d'insertion maximale à l'intérieur du coeur permettent d'arrêter pour l'essentiel les réactions nucléaires se produisant dans le coeur et dégageant de l'énergie. Cependant, du fait que les matériaux constituant le coeur sont activés, après une période de fonctionnement du réacteur nucléaire, le réacteur nucléaire possède une énergie résiduelle qui est transmise au fluide de refroidissement sous forme de chaleur. Il est nécessaire d'évacuer cette énergie résiduelle sous forme de chaleur pour assurer un refroidissement complet du réacteur nucléaire, préalablement à des interventions à l'intérieur de la cuve. Il est connu d'utiliser des échangeurs de chaleur conçus spécialement pour évacuer la chaleur résiduelle du réacteur nucléaire à l'arrêt. Dans le cas des réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type intégré, ces échangeurs de chaleur peuvent être plongés dans la cuve du réacteur nucléaire, comme les échangeurs intermédiaires, de manière à réaliser directement le refroidissement du fluide primaire. De tels dispositifs sont complexes et coûteux quant à leur réalisation et par le fait qu'ils nécessitent des circuits supplémentaires d'alimentation en fluide de refroidissement. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé d'évacuation de l'énergie résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt, le réacteur nucléaire comportant une cuve renfermant le coeur combustible du réacteur et un circuit de refroidissement du coeur dans lequel circule un métal liquide et sur lequel est disposé au moins un générateur de vapeur comportant une enveloppe dans laquelle circule le métal liquide, des moyens d'alimentation en eau et des moyens d'échange thermique entre le métal liquide et l'eau d'alimentation, ce procédé permettant de réaliser l'évacuation de la puissance résiduelle du réacteur sans nécessiter dtinstal- lation supplémentaire coûteuse. Dans ce but, on fait circuler le métal liquide dans le circuit de refroidissement, le générateur de vapeur n'étant pas alimenté en eau et on refroidit le métal liquide en circulation dans le générateur de vapeur, par circulation d'un gaz au contact de 1 t enveloppe du générateur de vapeur. L'invention est également relative à un dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur à neutrons rapides comportant au moins un générateur de vapeur et des moyens de refroidissement par gaz de l'enveloppe du générateur de vapeur. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, un circuit de refroidissement secondaire d'un générateur de vapeur à neutrons rapides et un dispositif permettant de mettre en oeuvre le procédé d'évacuation d'énergie résiduelle suivant l'invention. La figure 1 est une vue en élévation et en coupe d'une partie d'un circuit secondaire d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré. La figure 2 est une vue en élévation avec coupe partielle d'un générateur de vapeur du circuit secondaire représenté sur la figure 1. La figure 3 est une vue en coupe transversale de l'enveloppe du générateur de vapeur et d'un dispositif de refroidissement par gaz de cette enveloppe. La figure 4 est une vue en coupe longitudinale selon 4-4 de la figure 3. Sur la figure 1, on voit une partie du circuit secondaire d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré désigné de manière générale par le repère 1. Le réacteur nucléaire comporte une cuve 2 fixée sur-la structure en béton 3 du réacteur nucléaire et renfermant du sodium liquide de refroidissement primaire jus qu'à un niveau 4. Le coeur 5 du réacteur constitué par des assemblages combustibles juxtaposés est plongé à l'intérieur du sodium liquide remplissant la cuve 2. Des échangeurs intermédiaires tels que 6 traversent la dalle de fermeture de la partie supérieure de la cuve 2 (non représentée) et sont plongés sur une partie de leur hauteur dans le sodium liquide remplissant la cuve. Dans la cuve 2 du réacteur nucléaire ou cuve principale sont disposées des structures constituant la cuve interne permettant de canaliser la circulation du sodium liquide primaire assurant le refroidissement du coeur 5. Les échangeurs intermédiaires 6 sont disposés par rapport à la cuve interne, de manière que le sodium primaire à haute température sortant du coeur pénètre dans l'échangeur intermédiaire par une fenêtre supérieure 6a et ressorte de l'échangeur intermédiaire 6 à une température inférieure, par une fenêtre inférieure 6b. Le sodium refroidi sortant des échangeurs intermédiaires est mis en circulation par des pompes qui permettent de le refouler à la partie inférieure du coeur 5. Les échangeurs intermédiaires tels que 6 comportent un faisceau d'échange qui est relié, pour son alimentation en sodium secondaire, à une conduite d'alimentation 8 du circuit secondaire 1. Le sodium secondaire circule dans le faisceau d'échange de l'échangeur intermédiaire 6, assure le refroidissement du sodium primaire circulant à l'intérieur de l'échangeur intermédiaire et s'échauffe par contact thermique avec le sodium primaire, avant de ressortir de l'échangeur intermédiaire 6 par la tuyauterie 9 du circuit secondaire. La tuyauterie d'alimentation 8 est reliée à la partie de refoulement d'une pompe secondaire 10 dont la partie d'aspiration est reliée par une tuyauterie 12 à la partie inférieure élargie 13 de l'enveloppe 15a du générateur de vapeur 15. La tuyauterie d'évacuation 9 du circuit secondaire est reliée à l'enveloppe 15a du générateur de vapeur, au niveau de la partie supérieure élargie 14 de cette enveloppe. Le générateur de vapeur comporte en-dessous de la partie inférieure élargie 13, une boîte à eau 16 et audessus de la partie supérieure élargie 14, un collecteur de vapeur 17. La circulation du fluide secondaire constitué par du sodium liquide, à l'intérieur du générateur de vapeur, est réglée de manière que le niveau supérieur du sodium dans l'enveloppe du générateur de vapeur 15 se trouve dans une position sensiblement fixe à l'intérieur de la partie supérieure élargie 14, pendant le fonctionnement du circuit secondaire. La structure du générateur de vapeur 15 sera décrite plus en détail en se référant à la figure 2. Le générateur de vapeur 15 qui est un générateur de type à tubes droits comporte un faisceau 20 de tubes rectilignes de grande longueur disposés parallèlement à une direction qui correspond à la direction longitudinale du faisceau 20 et du générateur de vapeur 15. Les tubes du faisceau sont soudés à l'une de leurs extrémités sur la plaque tubulaire de la boîte à eau 16 et à leur autre extrémité sur la plaque tubulaire du collecteur de vapeur 17. Le générateur de vapeur en service, comme représenté sur les figures 1 et 2, est disposé verticalement dans la structure du réacteur nucléaire, c' est-à-dire de telle sorte que la direction longitudinale du faisceau 20 et du générateur de vapeur 15 soit verticale. L'enveloppe 15a du générateur de vapeur, dans sa partie centrale entre les parties élargies 13 et 14, présente la forme d'une enveloppe tubulaire cylindrique renfermant la partie centrale du faisceau 20. Le sodium liquide secondaire est chauffé dans un échangeur intermédiaire par contact thermique avec le sodium liquide primaire puis transporté par la tuyauterie 9 et introduit dans la partie supérieure élargie 14 de l'enveloppe du générateur de vapeur, au niveau d'une tubulure 9a. Le sodium liquide secondaire circule dans la direction verticale et de haut en bas à l'intérieur de l'enveloppe du générateur de vapeur, pour ressortir de cette enveloppe par une tubulure 12a reliée à la tuyaute rie 12, sur laquelle est disposée la pompe de circulation 10. A l'intérieur de l'enveloppe du générateur de vapeur 15, le sodium liquide circule au contact de la surface extérieure des tubes du faisceau 20 qui sont reliés chacun, à l'une de leurs extrémités, à la boîte à eau 16 et, à leur autre extrémité, au collecteur de vapeur 17. Lorsque le réacteur nucléaire est en fonctionnement, de l'eau d'alimentation est introduite dans la boîte à eau 16 qui assure la répartition de l'eau dans les tubes du faisceau 20. L'eau circule de bas en haut dans les tubes du faisceau à l'intérieur desquels elle s'échauffe en contact thermique avec le sodium liquide secondaire puis se vaporise pour être récupérée sous forme de vapeur dans le collecteur supérieur 17. Selon le procédé de l'invention, les générateurs de vapeur du réacteur nucléaire tel que le générateur de vapeur 15 peuvent être utilisés pour assurer l'évacuation de l'énergie résiduelle du réacteur nucléaire, sous forme de chaleur, après un arrêt par introduction en position d'insertion maximale des barres absorbantes dans les assemblages de commande du coeur. Pour assurer le refroidissement du réacteur par le procédé de l'invention, soit à l'arrêt, soit en conditions de fonctionnement accidentelles, on associe à chacun des générateurs de vapeur tels que le générateur de vapeur 15 utilisé dans le cadre du procédé, un dispositif de refroidissement tel que représenté sur la figure 2 et désigné de manière générale par le repère 22. Le dispositif de refroidissement 22 comporte un ensemble 25 de forme tubulaire qui est disposé autour de l'enveloppe 15a du générateur de vapeur 15, dans sa partie centrale, une cheminée 24 et une canalisation 23 de liai son entre l'ensemble tubulaire du dispositif 22 et la cheminée 24. L'ensemble tubulaire 25 est fixé à sa partie supérieure sur la structure du réacteur assurant le support du générateur de vapeur 15, par l'intermédiaire d'un joint à soufflet 26 fixé en-dessous d'une ouverture de passage de l'enveloppe 15a du générateur de vapeur 15. A son autre extrémité (non visible sur la figure 2), l'ensemble tubulaire 25 est relié de manière étanche à l'enveloppe 15a du générateur de vapeur 15. Dans sa partie inférieure, l'ensemble tubulaire 25 comporte des ouvertures d'entrée d'air 27 au niveau desquelles sont fixées des fenêtres de passage d'air 28 munies de registres de réglage de débit d'air. Sur la canalisation 23 joignant la partie tubulaire 25 du dispositif de refroidissement 22 à la cheminée 24, est intercalé un joint à soufflet 29. Un ensemble de registres 30 permet de régler le débit d'air dans la conduite 23, en amont de la cheminée 24. Les soufflets tels que 26 et 29 permettent d'absorber les déformations différentielles dues à la dilatation thermique entre les éléments du dispositif de refroidissemeçt 22 et la structure de support du réacteur nucléaire. La cheminée 24 dont la hauteur peut être importante (par exemple vingt-cinq mètres dans le cas d'un générateur de vapeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides du type construit actuellement) permet de créer un appel d'air et une circulation d'air de bas en haut, à l'intérieur de l'ensemble tubulaire 25 du dispositif 22, par l'intermédiaire de la conduite 23. L'air pénètre à la partie inférieure de l'ensemble tubulaire 25 par les fenêtres 28 et circule de bas en haut dans l'espace annulaire compris entre l'ensemble 25 du dispositif 22 et l'enveloppe 15a du générateur de vapeur. Le débit d' air entrant à l'intérieur de l'ensemble tubulaire 25 (flèche 31) peut être réglé par les registres équipant les fenêtres 28. De même, le débit d'air peut être réglé à la sortie de l'ensemble tubulaire 25 et à l'entrée de la cheminée 24 par les registres 30. La circulation d'air de refroidissement de bas en haut dans l'espace annulaire entre l'ensemble tubulaire 25 et la surface externe de l'enveloppe 15a du générateur de vapeur 15 peut être assurée uniquement par tirage et par convection naturelle ou peut être établie en régime forcé en utilisant un ventilateur. On va maintenant se reporter aux figures 3 et 4, pour décrire plus en détail la structure de l'ensemble tubulaire 25 entourant l'enveloppe 15a du générateur de vapeur 15. L'ensemble tubulaire 25 comporte une virole métallique 32 disposée coaxialement à l'enveloppe 15a du générateur de vapeur et reliée à sa partie supérieure à la structure du réacteur par le soufflet 26. ç La virole 32 est recouverte par un manchon 33 en matériau calorifuge assurant l'isolation thermique de la surface extérieure de la virole 32 par rapport au milieu extérieur. Sur la surface intérieure de la virole 32 sont fixées, par exemple par soudage, des ailettes 34 constituées par des portions de tôle métallique planes, ce qui a pour but d'augmenter la surface d'échange par rayonnement. Les ailettes 34 sont fixées sur la virole 32, dans la direction longitudinale, suivant des génératrices de cette virole. Des jeux successifs d'ailettes régulièrement espacées suivant la périphérie interne de la virole 32, comme représenté sur la figure 3, sont disposés suivant la longueur de la virole 32. On va maintenant se reporter à l'ensemble des figures pour décrire la mise en oeuvre du procédé d'évacuation d'énergie résiduelle suivant l'invention, par enlèvement de chaleur par l'intermédiaire du circuit secondaire, lors d'un arrêt du réacteur. La mise à l'arrêt du réacteur est réalisée en introduisant des éléments créant une très forte antiréactivité dans le coeur 5 du réacteur. Pour assurer l'évacuation de la puissance résiduelle du réacteur nucléaire après son arrêt, on continue à assurer la circulation du sodium liquide secondaire dans le circuit secondaire l grâce aux pompes secondaires telles que la pompe 10. Le sodium secondaire circule ainsi à l'intérieur de l'échangeur intermédiaire 6 et assure le refroidissement du sodium primaire qui récupère l'énergie résiduelle du réacteur qui se traduit par un dégagement de chaleur à l'intérieur du coeur. Le sodium secondaire récupéré à la sortie de l'échangeur intermédiaire 6 par la tuyauterie 9 est envoyé dans la partie supérieure du générateur de vapeur 15. Le sodium secondaire circule ensuite à l'intérieur de l'enveloppe du générateur de vapeur 15 pour ressortir de l'enveloppe, à sa partie inférieure, par la tuyauterie 12. Pendant le refroidissement du réacteur à l'arrêt, l'alimentation en eau de la boîte à eau 16 du générateur de vapeur 15 est interrompue et les registres des fenêtres 28 et de la conduite 23 sont ouverts de manière que de l'air de refroidissement circule de bas en haut, dans l'espace annulaire 35 entre la virole 32 et l'enveloppe 15a du générateur de vapeur. La chaleur du sodium liquide secondaire circulant dans l'enveloppe 15a du générateur de vapeur est transmise à travers la paroi de l'enveloppe 15a par conduction, puis à partir de la surface extérieure de l'enveloppe 15a, par rayonnement, de manière que le flux de chaleur circule entre l'enveloppe 15a du générateur de vapeur et la virole 32, soit directement (flèches 37) soit par l'intermédiaire des ailettes 34 (flèches 38). Le flux de chaleur circule également entre les ailettes 34 (flè- ches 39). Les ailettes 34 assurent la canalisation de l'air de refroidissement circulant dans l'espace annulaire 35 et réalisant l'évacuation de la chaleur transmise par l'enveloppe 15a du générateur de vapeur et provenant du sodium secondaire. Le dispositif de refroidissement 22, en particulier du fait de sa structure représentée sur les figures 3 et 4 permet de réaliser de manière efficace l'évacuation de la chaleur transportée par le sodium secondaire, à l'intérieur de l'enveloppe du générateur de vapeur. Il est donc possible de prélever la chaleur résiduelle du réacteur nucléaire de manière très efficace, le débit d'air dans le dispositif 22 et la puissance thermique de ce dispositif de refroidissement 22 pouvant être très élevés. En outre, le dispositif de refroidissement 22 peut fonctionner sans énergie extérieure, l'air de refroidissement circulant par convection naturelle à l'intérieur de l'espace annulaire 35. I1 est possible bien sûr de prévoir un ventilateur additionnel si l'on envisage un fonctionnement en convection forcée, ce qui n'est cependant pas nécessaire dans la plupart des cas. Le procédé et le dispositif suivant l'invention permettent donc de réaliser de manière très simple et très efficace le refroidissement du réacteur nucléaire à l'arrêt et l'évacuation de son énergie résiduelle. Le procédé suivant l'invention ne met en oeuvre que des dispositifs et circuits existant dans le réacteur nucléaire ou des dispositifs additionnels très simples tels que le dispositif de refroidissement 22. En outre, la structure du générateur de vapeur n'est pas modifiée, le dispositif de refroidissement étant fixé à la structure de support du générateur de vapeur et ne comportant aucun élément fixé sur le générateur de vapeur lui-même. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi qu'on peut imaginer l'utilisation d'un dispositif de refroidissement différent de celui qui a été décrit. On peut également imaginer l'utilisation d'un gaz d'échange différent de l'air atmosphérique. Enfin, le procédé et le dispositif suivant l'invention peuvent être utilisés pour assurer l'évacuation d'énergie résiduelle d'un réacteur nucléaire compor tabt des générateurs de vapeur d'un type différent des générateurs à tubes droits. REVENDICATIONS 1.- Procédé d'évacuation de l'énergie résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt et/ou en conditions accidentelles, le réacteur nucléaire comportant une cuve (2) renfermant le coeur combustible (5) du réacteur et un circuit de refroidissement (1) du coeur dans lequel circule un métal liquide et sur lequel est disposé au moins un générateur de vapeur (15) comportant une enveloppe (15a) dans laquelle circule le métal liquide, des moyens d'alimentation (16) en eau et des moyens d'échange thermique (20) entre le métal liquide et l'eau d'alimentation, caractérisé par le fait qu'on fait circuler le métal liquide de refroidissement (1) dans le circuit de refroidissement, le générateur de vapeur (15) n'étant pas alimenté en eau et qu'on refroidit le métal liquide en circulation dans l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15), par circulation d'un gaz en contact avec l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15). 2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le gaz de refroidissement du métal liquide est de l'air atmosphérique en circulation naturelle autour de l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15). 3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré comportant, à l'intérieur d'une cuve (2) contenant un premier métal liquide (4) dans lequel est plongé le coeur combustible (5) du réacteur, au moins un échangeur de chaleur intermédiaire (6) plongé dans le premier métal liquide (4) et comprenant un élément d'échange de chaleur relié à un circuit secondaire (1) dans lequel circule un second métal liquide et sur lequel est disposé au moins un générateur de vapeur (15) comportant une enveloppe (15a) dans laquelle circule le second métal liquide, des moyens (16) d'alimentation en eau et des moyens (20) d'échange thermique entre le second métal liquide et l'eau d'alimentation, caractérisé par le fait qu'on fait circuler le second métal liquide dans le circuit secondaire (1), le générateur de vapeur n'étant pas alimenté en eau et qu'on refroidit le second métal liquide en circulation dans l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15), par circulation d'un gaz au contact de l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15). 4.- Dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle d'un reacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt et/ou en conditions accidentelles, le réacteur nucléaire comportant une cuve (2) renfermant le coeur combustible (5) du réacteur et un circuit de refroidissement (1) du coeur (5) dans lequel circule un métal liquide et sur lequel est disposé au moins un générateur de vapeur (15) comportant une enveloppe (15a) sensiblement cylindrique à axe vertical dans laquelle circule le métal liquide, des moyens d'alimentation en eau (16) et des moyens d'échange thermique (20) entre le métal liquide et l'eau d'alimentation, caractérisé par le fait qu'il comporte, autour du corps (15a) du générateur de vapeur, un ensemble tubulaire (25) de récupération de chaleur et de guidage d'un gaz de refroidissement et des moyens (23, 24, 28) de mise en circulation du gaz de refroidissement dans un espace annulaire (35) entre l'ensemble tubulaire (25) et l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15). 5.- Dispositif suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que l'ensemble tubulaire (25) comporte une virole métallique (32) recouverte extérieurement par une couche de matériau calorifuge (33) et portant sur sa surface interne, une pluralié d'ailettes (34) disposées suivant la direction longitudinale de la virole (32). 6.- Dispositif suivant la revendication 5, caractérisé par le fait que les moyens de mise en circulation du gaz de refroidissement sont constitués par une cheminée (24) verticale et de grande hauteur reliée à la partie supérieure d'un espace annulaire (35) compris entre l'ensemble tubulaire (25) et l'enveloppe (15a) du générateur de vapeur (15) par une conduite (23) et au moins une fenêtre d'entrée d'air dans l'espace annulaire (35), à la partie inférieure de l'ensemble tubulaire (25). 7.- Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que des registres de réglage d'entrée d'air sont disposés dans la fenêtre (28) et à l'intérieur de la conduite (23) de liaison entre l'espace annulaire (35) et la cheminée (24). 8.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 5, 6 et 7, caractérisé par le fait que l'ensemble tubulaire (25) est relié à l'une de ses extrémités à une structure de support du générateur de vapeur (15), par l'intermédiaire d'un soufflet (26). 9.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 5 à 8, caractérisé par le fait qu'un soufflet de dilatation (29) est intercalé sur la conduite (23) de liaison entre l'ensemble tubulaire (25) et la cheminée (24).