FR 2953319 A1 20110603 FR 0958581 A 20091202 1 DISPOSITIF ET PROCEDE D'ASSISTANCE AU CHARGEMENT ET DECHARGEMENT DU CîUR D'UN REACTEUR NUCLEAIRE A CALOPORTEUR SODIUM ET REACTEUR NUCLEAIRE A CALOPORTEUR SODIUM COMPRENANT UN TEL DISPOSITIF DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE L'invention concerne un dispositif et un procédé d'assistance au chargement et déchargement du coeur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium dénommé SFR (« Sodium Fast Reactor ») et un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant un tel dispositif. L'invention concerne notamment un réacteur nucléaire refroidi au sodium, de type intégré, c'est-à-dire pour lequel le circuit primaire est totalement inclus dans une cuve contenant également les pompes primaires et des échangeurs de chaleur. Dans la suite, pour des raisons de simplification de description, on considère un réacteur de ce type à titre d'exemple. ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium (SFR) comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le coeur. Un bouchon de contrôle du coeur ou BCC référencé 30 sur la figure 1, situé au-dessus du coeur, comprend l'instrumentation nécessaire au contrôle et au bon fonctionnement des réactions nucléaires. L'extraction de la chaleur s'effectue en faisant circuler le sodium, dit sodium primaire, au 2 moyen d'un système de pompage placé dans la cuve. La chaleur est transférée à un circuit intermédiaire, via un ou plusieurs échangeur(s) intermédiaires(s), avant d'être utilisée pour produire de la vapeur dans un générateur de vapeur. Cette vapeur est ensuite envoyée dans une turbine pour la transformer en énergie mécanique, à son tour transformée en énergie électrique. Le circuit intermédiaire permet d'isoler le sodium primaire qui est dans la cuve, par rapport au générateur de vapeur et ce, en raison des réactions violentes susceptibles de se produire entre le sodium et l'eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur en cas d'une éventuelle rupture d'un tube de ce dernier. Il y a ainsi deux circuits en sodium : l'un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le coeur et un (des) échangeur(s) de chaleur intermédiaire(s), l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de 1' (des) échangeur(s) intermédiaire(s) vers le générateur de vapeur. Les réacteurs refroidis au sodium (SFR) présentent des caractéristiques techniques communes. La cuve est obturée sur le dessus par une dalle de fermeture afin que le sodium primaire ne soit pas en contact avec l'air extérieur. Tous les composants (échangeurs, pompes, tuyaux, ...) traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés et soulevés verticalement par un dispositif de levage, en utilisant des trous de passage dans cette dalle de fermeture. Il existe deux grandes familles de tels réacteurs: les réacteurs de type à boucles et les réacteurs de type intégré. Dans les réacteurs SFR de type à boucles les 3 échangeurs intermédiaires et les dispositifs de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. Par contre dans les réacteurs SFR de type intégré les échangeurs intermédiaires et les moyens de pompage du sodium primaire sont intégralement situés dans la cuve, ce qui, en évitant de faire sortir le circuit primaire hors de la cuve, constitue un avantage important. Un réacteur de ce type a été retenu dans le réacteur « SuperPhénix » en France, ou dans celui en projet sous l'appellation EFR, tel que décrit dans le document référencé [1] en fin de description. Dans un réacteur SFR de type intégré, tel que représenté schématiquement en figure 1, le sodium primaire traverse le coeur 11 pour emporter les calories produites. En sortie du coeur 11, le sodium primaire arrive dans une zone 12 de la cuve 13 du réacteur obturée par la dalle de fermeture 24 couramment appelée collecteur chaud. Ce collecteur chaud est séparé d'une autre zone 14, appelée collecteur froid, par une paroi 15 de forme cylindriquo-conique appelée redan, constituée d'une partie inférieure 15a qui entoure le coeur 11 et qui a une forme générale de tronc de cône et d'une partie supérieure 15b qui est une portion cylindrique. Chaque échangeur intermédiaire 16 est constitué d'un faisceau de tube dans lequel circule le sodium secondaire et entre lesquels circule le sodium primaire. Les références 28 et 29 correspondent à un tuyau d'amenée et à un tuyau de sortie de sodium secondaire. Dans cet échangeur intermédiaire 16, le sodium secondaire entre dans un tube central, traverse l'échangeur, et débouche en bas de l'échangeur dans une 4 boîte de distribution, qui permet d'alimenter en sodium tous les tubes du faisceau de tubes, pour ressortir au niveau d'un collecteur de sortie. Le trajet suivi par le sodium primaire est schématisé en pointillés 27 sur la figure 1. Le sodium primaire entre dans chaque échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres d'entrée 17 situées dans le collecteur chaud 12, cède sa chaleur au sodium secondaire, en longeant les tubes de chaque échangeur intermédiaire 16, et sort de l'échangeur intermédiaire par des fenêtres de sortie 18. Dans le collecteur froid 14, le sodium primaire est aspiré par des moyens de pompage 19 et envoyé directement vers l'entrée du coeur 11, située en dessous de celui-ci. Les moyens de pompage 19 sont constitués par des pompes électromécaniques dont l'arbre s'étend verticalement sensiblement sur toute la hauteur de la cuve 13 et traverse la dalle de fermeture 24. La circulation du sodium dans chaque échangeur intermédiaire 16 s'effectue par gravité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14. La charge motrice du sodium primaire Cm entre les deux collecteurs 12, 14 est calibrée à une valeur d'environ 2 m correspondant à la différence H de niveau entre celui 20 du collecteur chaud 12 et celui 21 du collecteur froid 14. Plusieurs échangeurs spécifiques 25, de taille plus petite que les échangeurs intermédiaires 16, permettent d'évacuer la puissance résiduelle du coeur, qui provient de la décroissance radioactive des produits de fission qui ont été créés lors des réactions nucléaires lorsque le réacteur était en puissance (fonctionnement normal). Ces échangeurs 25 ne sont mis en action que lorsque le réacteur est à l'arrêt ou en cas d'incident. Le chemin hydraulique du sodium primaire est constitué de la colonne chaude représentée schématiquement par la flèche en traits pleins 26 et de la colonne froide 5 représentée par la flèche en pointillés 27. Le coeur d'un réacteur nucléaire est constitué d'assemblages combustibles. Le chargement/déchargement de ces assemblages combustibles est actuellement réalisé soit cuve ouverte (Réacteur à Eau Pressurisée), soit cuve fermée avec un système de bouchons tournants, d'élévateurs d'assemblages et de systèmes de manutention articulé ou non. Les assemblages combustibles usés sont ainsi extraits de la cuve soit vers un stockage temporaire (type barillet SuperPhenix), soit en périphérie immédiate du coeur, dans des emplacements réservés à cet effet dès la conception, soit directement vers la chaîne de traitement des assemblages combustibles usés (lavage, stockage, transfert,...) . Le document référencé [2] en fin de description décrit un appareil qui effectue la manutention des assemblages combustibles et d'autres composants du coeur d'un réacteur nucléaire rapide, en transférant ceux-ci du coeur du réacteur vers un carrousel de stockage adjacent à ce coeur. Ce réacteur comme illustré sur la figure 2, comprend une cuve 31 à l'intérieur de laquelle est disposé le coeur 32. la cuve 31, entourée d'une protection contre les rayonnements, comprend une dalle de fermeture 33. Un bouchon tournant extérieur 34 et, en position excentrée, un bouchon tournant intérieur 35 peuvent tourner dans la dalle de 6 fermeture 33. Des machines de chargement intérieure et extérieure 36 et 37 sont montées sur le bouchon tournant intérieur 35 et traversent celui-ci. La position, l'excentricité et les diamètres relatifs correspondants de ces deux bouchons tournants 34 et 35 sont tels que, par rotation de ceux-ci, l'une ou l'autre des machines de chargement peut être mise en alignement vertical au-dessus de l'un quelconque des différents canaux verticaux prévus dans le coeur pour la réception de composants de coeur amovibles, et notamment des assemblages combustibles. Chaque machine de chargement est munie d'un grappin 38 et de moyens pour le déplacer verticalement vers le haut ou vers le bas à travers un guide tubulaire correspondant 39A ou 39B ouvert latéralement. Ainsi, on peut enlever du coeur 32 l'un quelconque des assemblages combustibles en alignant au-dessus de lui l'une des machines de chargement, en abaissant le grappin de cette machine et en y accrochant l'assemblage combustible, puis en élevant le grappin pour retirer du coeur cet assemblage combustible et l'élever dans le guide correspondant 39A ou 39B. Une machine de transfert 40 est prévue à coté du bouchon tournant extérieur 14 pour s'étendre vers le bas à travers la dalle de fermeture 33 en pénétrant dans un prolongement latéral 31A de la cuve de réacteur 31. Cette machine de transfert 40 comprend un bras pantographe 41 sur lequel est monté un organe de transfert 42 qui peut être amené en une position donnée dans laquelle il se trouve verticalement au-dessous d'un grappin supplémentaire 43 qui est semblable au grappin 38 et qui peut être élevé et abaissé de façon 7 analogue. Au voisinage de la machine de transfert 40, un carrousel de stockage d'assemblages combustibles comprend un rotor 45 muni sur sa périphérie d'une série de supports 46 d'assemblages combustibles, qui est monté à l'extrémité inférieure d'une monture tubulaire 47 par laquelle ce rotor est suspendu à la dalle de fermeture 33. Un arbre d'entraînement permet de faire tourner le rotor au moyen d'un moteur d'entraînement 48 monté au-dessus de la dalle de fermeture à l'extrémité supérieure de la monture 47. On peut ainsi amener l'un quelconque des supports 46 directement au-dessous du grappin 43. De même l'un quelconque des supports 46 peut être mis en place directement auûdessous d'un tube de guidage 49 qui s'étend vers le haut à travers la dalle de fermeture 33. Ce support est équipé à son extrémité supérieure d'un passage d'évacuation 50 à travers lequel un assemblage combustible peut être enlevé ou introduit à partir du dessus de la dalle de fermeture 33. Quand un assemblage combustible doit être enlevé du coeur du réacteur, il est placé dans l'un des tubes de guidage 39A ou 39B, de façon à être exposé à travers une ouverture latérale 51A ou 51B de chacun des tubes de guidage 39A ou 39B tout en étant suspendu à un grappin 38. Si la machine de chargement extérieure 37 est en service, les bouchons tournants 34 et 35 sont dans des positions angulaires telles que l'ouverture 51B du tube 39B de cette machine se trouve directement en face de l'organe de transfert 42 de la machine de transfert 40. Si la machine de chargement intérieure 36 est en service, le bouchon tournant extérieur 34 se trouve dans la même position angulaire, mais le bouchon 8 tournant intérieur 35 a tourné à sa position située à 180°, l'ouverture 51A du tube 39A se trouve en face de l'organe de transfert 42. Dans les deux cas, l'assemblage combustible, qui est maintenu suspendu par le grappin correspondant 38, est accessible à l'organe de transfert 42. Pour transférer l'assemblage combustible, l'organe de transfert 42 est d'abord déplacé latéralement au moyen du bras pantographe 41 de façon que son extrémité inférieure pénètre dans l'ouverture 51B et soit alignée au-dessous de cet assemblage combustible. L'assemblage combustible est alors abaissé de sa position d'élévation complète de telle façon que son extrémité inférieure pénètre dans une cavité dans l'organe de transfert 42 et est maintenu vertical. L'assemblage combustible est alors dans sa position de transfert et le grappin qui maintenait son extrémité supérieure peut être dégagé avec sécurité et retiré vers le haut. Le bras pantographe est alors actionné pour déplacer l'organe de transfert et l'assemblage combustible latéralement jusqu'à ce que cet assemblage combustible soit auûdessous du grappin 43 de la machine de transfert 40 qui est alors abaissé pour agir sur l'extrémité supérieure de cet assemblage combustible et qui est ensuite relevé pour dégager l'assemblage combustible de l'organe de transfert et l'élever auûdelà de son extrémité supérieure. Le bras pantographe est de nouveau déplacé latéralement pour dégager l'organe de transfert 42 de dessous l'assemblage combustible relevé et ce dernier est alors abaissé au moyen du grappin 43 jusqu'à l'un des supports 46 qui a été placé de façon appropriée par 9 rotation du carrousel de stockage. L'assemblage combustible peut alors soit y être emmagasiné, soit, être enlevé complètement de l'intérieur du réacteur par rotation du carrousel de stockage pour l'amener verticalement auùdessous du tube de guidage 49 et du passage d'évacuation 50 et pour le retirer à travers ce tube par un autre moyen à grappin. L'introduction dans le coeur d'assemblages combustibles est effectuée par l'accomplissement en sens inverse de la suite d'opérations énoncée ciùdessus, l'assemblage combustible étant d'abord introduit dans le carrousel de stockage 44 par le passage d'évacuation 50, puis transféré au moyen de la machine de transfert 40 à l'une des machines de chargement et enfin abaissé par cette machine jusqu'à sa position dans le coeur de réacteur. Les assemblages combustibles maintenus dans le carrousel de stockage ou transférés entre le carrousel de stockage et le coeur de réacteur sont totalement immergés dans le sodium liquide. L'élévation et l'abaissement des barres de contrôle (non représentées) du réacteur peut s'effectuer à travers le bouchon tournant intérieur, cela s'effectuant par des tubes de guidage de barres de contrôle 63. Ce dispositif ne permet pas de décharger les combustibles usés hors du réacteur en fonctionnement ou de charger les combustibles neufs dans le réacteur en fonctionnement. En outre, il nécessite un nombre important de manipulations qui peuvent être sources de risques et de perte de temps. Enfin, il comporte une pluralité de moyens de 10 manutention et de rotation, ce qui multiplie les sources de dysfonctionnement. Par rapport à ce document référencé [2], qui décrit un réacteur nucléaire refroidi au sodium comprenant un dispositif de chargement et déchargement des assemblages combustibles comportant un carrousel de stockage se trouvant à l'extérieur de la cuve et un bras pantographe se trouvant à l'intérieur de la cuve, l'inventeur propose un dispositif simple d'assistance au chargement et déchargement, qui permet aux assemblages de « refroidir » c'est-à-dire de faire diminuer leur énergie résiduelle, puis de les évacuer du réacteur, et inversement de faire rentrer des combustibles neufs dans le réacteur, ce, sans arrêter le réacteur et avec une économie de manipulations. Ce dispositif est situé à l'intérieur de la cuve, ce qui permet un gain très significatif en termes de disponibilité du réacteur équipé. Il permet une réduction des coûts de construction et d'exploitation par l'absence d'un carrousel de stockage annexe, utilisé pour le stockage et le refroidissement des assemblages combustibles usés, en répondant ainsi aux souhaits des exploitants. EXPOSÉ DE L'INVENTION L'invention concerne un dispositif d'assistance au chargement et au déchargement d'assemblages combustibles du coeur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve obturée par une dalle de fermeture, caractérisé en ce qu'il comprend au moins un tambour tournant faisant 11 office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés, comprenant au moins deux zones de stockage concentriques, une zone de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant étant apte à être disposé dans la cuve sous la dalle de fermeture. Avantageusement le dispositif comprend en outre un bras pantographe terminé par un manchon-guide, un bouchon-sas composé d'un bouchon tournant intégrant un clapet obturateur pivotant. De plus le tambour tournant peut être mécano-soudé à une crémaillère cintrée faisant office de roue dentée, supportée par des supports à rouleaux aptes à être reliés en dessous de la dalle de fermeture. L'invention concerne également un réacteur nucléaire à caloporteur sodium, comprenant une cuve adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un coeur, des moyens de pompage pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires, adaptés pour évacuer la puissance produite par le coeur en fonctionnement normal, des seconds échangeurs de chaleur résiduels adaptés pour évacuer la puissance résiduelle produite par le coeur à l'arrêt lorsque les moyens de pompage sont également à l'arrêt, et une dalle de fermeture, caractérisé en ce qu'il comprend au moins un tambour tournant, faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs et de 12 zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés, qui est maintenu dans la cuve sous la dalle de fermeture. Avantageusement le tambour tournant est maintenu sous la dalle de fermeture par des supports à rouleaux, et actionné par un système moteur-pignon et roue dentée. Avantageusement le tambour tournant comprend au moins deux zones de stockage concentriques, une zone de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés. Avantageusement le dispositif comprend un bras pantographe terminé par un manchon-guide, un bouchon-sas composé d'un bouchon tournant intégrant un clapet obturateur pivotant. De plus le tambour tournant peut être mécano-soudé à une crémaillère cintrée faisant office de roue dentée, supportée par les supports à rouleaux aptes à être reliés en dessous de la dalle de fermeture. Avantageusement le réacteur est un réacteur intégré. L'invention concerne enfin un procédé d'assistance au chargement et déchargement d'assemblages combustibles du coeur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium, caractérisé en ce qu'il comprend une étape de stockage des assemblages combustibles neufs sur une première zone de stockage circulaire d'au moins un tambour tournant fixé sous la dalle de fermeture et une étape de stockage des assemblages combustibles usés sur une seconde zone de 13 stockage circulaire du tambour tournant, concentrique à la première. Le dispositif d'assistance au chargement et au déchargement des assemblages combustibles de l'invention est avantageusement principalement composé d'un tambour tournant, d'un bras pantographe et d'un bouchon-sas à deux positions, facilement accessibles et inspectables. Ce tambour tournant permet un gain de place et un gain de temps importants lors des opérations de chargement-déchargement du coeur du réacteur en fonctionnement. Il permet notamment de : - faire l'économie d'un carrousel de 15 stockage externe permanent, - faire l'économie d'un moyen de rotation, - limiter les risques de défaillance de la mécanique fine (par exemple les engrenages, les pignons ...) déportée en dehors de la cuve du réacteur, et plus 20 particulièrement en dehors du sodium caloporteur, et en faciliter la maintenance, - provisionner en réacteur les assemblages combustibles neufs, réacteur fonctionnant, - évacuer les assemblages combustibles usés 25 du réacteur après décroissance de leur puissance résiduelle, réacteur fonctionnant, - faciliter la différenciation entre les combustibles usés et les combustibles neufs. Le dispositif de l'invention permet 30 également lors d'une campagne de manutention, au niveau du coeur du réacteur, de limiter l'usage du bouchon 14 tournant au simple positionnement de la pince de préhension du bras pantographe sur l'assemblage combustible désiré, puisque la rotation du tambour tournant assure le déplacement des assemblages combustibles neufs et usés. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La figure 1 illustre une vue en coupe verticale d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium de l'art connu. La figure 2 illustre une vue en coupe verticale partielle d'un réacteur à caloporteur sodium de l'art connu, avec un dispositif externe d'assistance au chargement/déchargement du coeur. La figure 3 illustre une vue en coupe verticale d'un réacteur selon l'invention, avec un dispositif d'assistance au chargement/déchargement du coeur situé dans la cuve sous la dalle de fermeture. La figure 4 illustre des détails du dispositif d'assistance au chargement/déchargement selon l'invention. Les figures 5 à 16 illustrent le fonctionnement du dispositif d'assistance eu chargement/déchargement selon l'invention. La figure 17 illustre une variante « basse » du dispositif d'assistance au chargement/déchargement selon l'invention. 15 EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS La figure 3 illustre un réacteur nucléaire intégré à caloporteur sodium, dans lequel est disposé le dispositif d'assistance au chargement et déchargement de l'invention. Ce réacteur 70 comprend notamment les éléments suivants qui ont déjà été décrits et illustrés sur les figures 1 et 2 : - une cuve principale 71, - une cuve de sécurité 72, - un coeur de réacteur 73, - des pompes primaires 74 et 75, - un échangeur intermédiaire 76, - des échangeurs de puissance résiduelle 77 et 78, - une hotte de transfert 79 en gaz, intégrant une fonction « ascenseur » à l'aide d'un grappin de préhension, pour l'approche des assemblages combustibles neufs 91a et l'évacuation des assemblages combustibles usés 91b (illustré dans la figure 4). - une dalle de fermeture 80, - un système 81 de bouchon tournant, - un échangeur 82, - un bouchon de contrôle de coeur ou BCC 84 qui est fendu de manière à permettre l'accès d'un bras pantographe 90 dans la cuve du réacteur via le système de bouchon tournant. Comme illustré sur les figures 3 et 4, le dispositif d'assistance au chargement/déchargement d'assemblages combustibles de l'invention comprend : 16 - un bras pantographe 90 terminé par un manchon-guide 99 permettant le déplacement des assemblages combustibles neufs ou usés 91 dans les trois dimensions radialement suivant la fente du bouchon de contrôle de coeur 84, latéralement par rotation et verticalement, un bouchon-sas 92 permettant l'entrée-sortie des assemblages combustibles 91 de la cuve du réacteur, composé d'un bouchon tournant 93 intégrant un clapet obturateur pivotant 94, un tambour tournant 103 comprenant au moins deux zones concentriques 100 et 101 de logements 102 faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs 91a par exemple de la zone intérieure comme représenté sur la figure 4 et de zone de décroissance de puissance résiduelle pour les assemblages combustibles 91b usés par exemple la zone extérieure comme représenté sur la figure 4, mécano-soudé avec une crémaillère 95 cintrée en partie haute faisant office de roue dentée, supporté par des supports à rouleaux 96 reliés en dessous de la dalle de fermeture 80. L'entraînement en rotation étant assuré par un moteur 97, situé en dehors de la cuve du réacteur. Le tambour tournant 103, situé dans la cuve principale 71 en sodium, sert de zone tampon pour les opérations de changement des assemblages combustibles usés 91b. Dans la pratique, il est utilisé pour stocker les assemblages combustibles usés 91b, permettant ainsi la décroissance de leur puissance résiduelle, et pour stocker les assemblages combustibles neufs 91a devant 17 être mis en place dans le coeur du réacteur lors d'un prochain arrêt. Il permet d'effectuer l'évacuation des assemblages combustibles usés 91b et l'approvisionnement en assemblages combustibles neufs, via la hotte de transfert 79 et le bouchon-sas 92, le réacteur étant en fonctionnement. Le tambour tournant 103 tourne pour accueillir les assemblages combustibles dans leur emplacement respectif à chaque fois que la hotte de transfert 79 apporte un assemblage combustible neuf et inversement. Les assemblages combustibles usés à évacuer sont positionnés sous le bouchon-sas 92 et emmenés dans la hotte de transfert 79 en gaz, lorsque leur puissance résiduelle le permet. Lors du remplacement des assemblages combustibles usés 91b, réacteur à l'arrêt, le tambour tournant 103 se positionne au droit du bras pantographe 90 pour accueillir l'assemblage combustible usé 91b, puis tourne pour mettre à sa disposition, l'assemblage combustible neuf 91a. Les rotations du bras pantographe 90 sont ainsi limitées au strict minimum. Cette opération peut être répétée autant de fois que nécessaire. Par conception, le tambour tournant 103 possède au minimum, dans chaque zone concentrique de stockage 100 ou 101, un nombre d'emplacements de logements 102 égal au nombre d'assemblages combustibles à remplacer à chaque arrêt suivant. Le tambour tournant 103 possède par exemple 140 logements 102, ce nombre pouvant être augmenté au delà de cette valeur en fonction des impératifs d'exploitation. 18 Le tambour tournant 103 peut comprendre deux zones concentriques de stockage d'assemblages combustibles 100 et 101, comme illustré sur la figure 4, ou k fois deux zones (k étant un entier >1) en fonction de la place disponible. De même, il est possible de superposer deux tambours en fonction des besoins. Le tambour tournant 103 est maintenu sous la dalle de fermeture 80 par des supports à rouleaux 96, et actionné par un système moteur 97 pignon 98 et roue dentée, comme illustré sur la figure 4, la dalle 80 n'étant pas représentée sur cette figure pour plus de clarté. Le moteur 97 actionnant le tambour tournant 93 est accessible sur la dalle de fermeture 80. Cette dalle est traversée par l'arbre de transmission. Les supports 96 munis de rouleaux de guidage sont fixés sous la dalle. Le pignon 98 et la roue dentée sont situés en haut de la cuve pour éviter le contact avec le sodium et faciliter l'inspection du système, par exemple à l'aide d'une caméra endoscopique. Le fonctionnement du bras pantographe 90 est le suivant. Après mise en place de ce bras pantographe 90 au travers de la dalle de fermeture 80, au moyen d'une hotte de transfert non représentée, celui-ci, comme illustré sur la figure 5, descend jusqu'à saisir l'assemblage combustible usé 91b à retirer du coeur 73. Le manchon-guide 99 extrait alors l'assemblage combustible usé 91b, comme illustré sur les figures 6 et 7. Le bras pantographe 90 remonte alors légèrement plus haut que le niveau des logements 102 du tambour tournant 103, comme illustré sur la 19 figure 8. Le bras pantographe 90 se replie alors sur lui-même, comme illustré sur la figure 9, jusqu'à rentrer dans le corps du dispositif avec l'assemblage combustible usé 91b, comme illustré sur la figure 10. Le bras pantographe 90 fait alors un demi tour, comme illustré sur la figure 11, avant de se déployer, comme illustré sur la figure 12 et de déposer l'assemblage combustible usé 91b dans le logement 102 mis en face par la rotation du tambour tournant 103. Le bras pantographe 90 se dégage alors de la trajectoire tournante du tambour tournant 103 pour que celui-ci puisse par rotation amener l'assemblage combustible neuf 91a destiné à être mis en remplacement de l'assemblage combustible usé 91b extrait. L'opération inverse peut alors démarrer. Elle comprend une saisie de l'assemblage combustible neuf 91a, une élévation de celui-ci pour le sortir de son logement 102, une rétractation du bras pantographe 90, un demi-tour du bras pantographe 90, un redéploiement du bras pantographe 90 et enfin une descente de l'assemblage combustible neuf 91a dans le coeur 73. Le déplacement du bras pantographe 90 se fait selon trois directions : verticalement, suivant le rayon du coeur 73 dans la fente du bouchon couvercle coeur 84 et par rotation du bouchon 81 au travers duquel il pénètre dans la cuve. Cette cinématique lui permet d'accéder à l'ensemble des assemblages combustibles. Une fois le bras pantographe 90 retiré de la cuve, le réacteur peut redémarrer. Le bras du pantographe peut de cette manière venir obturer la fente du bouchon couvercle coeur 84. 20 L'extraction des assemblages combustibles usés 91b peut se dérouler en temps masqué et de la manière inverse à la mise à disposition d'un assemblage combustible neuf. Elle comprend ainsi une rotation du tambour tournant 103 pour mettre à la verticale du dispositif « ascenseur » constitué du manchon-guide 99 un assemblage combustible usé 91b, puis évacuation de celui ci au moyen de la hotte de transfert 79. La mise en cuve et le retrait des assemblages combustibles se déroulent de la manière suivante. La hotte de transfert 79 est positionnée sur le bouchon-sas 92, dont la position normale est obturée comme illustré sur la figure 13 (clapet 94 fermé). Le clapet 94 pivote alors pour dégager le passage de l'assemblage combustible, comme illustré sur la figure 14. Le bouchon-sas 92, qui est tournant, peut s'ouvrir sur l'une ou l'autre des zones concentriques 100 ou 101 du tambour tournant 103 pour le stockage des assemblages, comme illustré sur les figures 15 et 16. La dalle de fermeture est représentée comme étant « transparente » sur les figures 13 à 16, pour des raisons de clarté. Le bouchon-sas 92, de par ses deux positions facilement repérables sur la dalle de fermeture, permet d'éviter toute erreur de manutention entre assemblages combustibles neuf 91a et assemblages combustibles usé 91b, puisqu'il permet de pointer sur les deux différents diamètres du tambour tournant 103 correspondant aux zones de stockage intérieure 100 ou extérieure 101. 21 Une fois le bras pantographe 90 retiré de la cuve, le réacteur peut redémarrer. La mise en place et le retrait différé des assemblages combustibles peuvent alors avoir lieu, le réacteur étant en fonctionnement, via le bouchon-sas 92 et la hotte de manutention 79. Lors du dépôt d'un assemblage combustible usé 91b par le bras pantographe 90, la distance à parcourir est toujours la même pour rejoindre la zone 101 de stockage des assemblages usés 91b du tambour, et donc parfaitement visualisable sur le système de commande du bras pantographe 90. Il en est de même pour la prise d'un assemblage combustible neuf 91a, puisque les assemblages combustible neufs 91a et les assemblages usés 91b sont stockés sur deux zones concentriques de stockage différentes 100 et 101. L'extraction des assemblages combustible usés, au terme de leur période de décroissance, peut se dérouler en temps masqué, le réacteur étant en fonctionnement. Il en serait de même pour la mise à disposition de l'assemblage combustible neuf. Le tambour tournant 103 peut avoir des dimensions différentes de celles illustrées sur les figures 3 et 4. Comme illustré sur la figure 17, il peut être plus allongé, dans le but de maintenir les assemblages combustibles en attente d'évacuation, dans une zone tempérée du réacteur. Plusieurs sas de sortie des assemblages combustibles peuvent être aménagés sur la dalle de fermeture 80 du réacteur, car il convient dans ce cas d'éviter le passage du dispositif de l'invention devant les sorties de sodium primaire chaud 22 du redan cylindrique vers les échangeurs intermédiaires, pour éviter des perturbations thermohydrauliques. 23 REFERENCES [1) « Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium » de Jean-Paul Cretté (Techniques de l'ingénieur, BN 3170, pages 1-24, 10 juillet 2005). [2] FR 2 158 491 ou GB 1 382 797. REVENDICATIONS1. Dispositif d'assistance au chargement et au déchargement d'assemblages combustibles du cœur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve (71) adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un coeur (73), des moyens de pompage (74, 75) pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires (76), des seconds échangeurs de chaleur (77) résiduels, et obturée par une dalle de fermeture (80) caractérisé en ce qu'il comprend au moins un tambour tournant (103) faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs (91a) et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés (91b) comprenant au moins deux zones de stockage concentriques (100 et 101), une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone (101) de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant (103) étant apte à être disposé dans la cuve sous la dalle de fermeture (80). 2. Dispositif selon la revendication 1, 25 comprenant en outre un bras pantographe (90) terminé par un manchon-guide (99). 3. Dispositif selon les revendications 1 ou 2, comprenant un bouchon-sas (92) composé d'un bouchon 30 tournant (93) intégrant un clapet obturateur pivotant (94).SP 36493 DB 25 4. Dispositif selon l'une des revendications 1 à 3, dans lequel un tambour tournant (103) est mécano-soudé à une crémaillère cintrée (95) faisant office de roue dentée, supportée par des supports à rouleaux aptes à être reliés en dessous de la dalle de fermeture (80). 5. Réacteur nucléaire à caloporteur sodium, comprenant une cuve (71) adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur (73), des moyens de pompage (74, 75) pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires (76), des seconds échangeurs de chaleur (77) résiduels, et une dalle de fermeture (80), caractérisé en ce qu'il comprend au moins un tambour tournant (103), faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs (91a) et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés (91b), comprenant au moins deux zones de stockage concentriques (100 et 101), une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone (101) de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant (103) étant maintenu dans la cuve sous la dalle de fermeture (80). 6. Réacteur selon la revendication 5, dans lequel le tambour tournant (103) est maintenu sous la 30 dalle de fermeture (80) par des supports à rouleauxSP 36493 DB 26 (96), et actionné par un système moteur-pignon et roue dentée. 7. Réacteur selon les revendications 5 ou 6, dans lequel le tambour tournant comprend au moins deux zones de stockage concentriques, une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés. 8. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 7, dans lequel le dispositif comprend un bras pantographe (90) terminé par un manchon-guide (99). 9. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 8, dans lequel le dispositif comprend un bouchon-sas (92) composé d'un bouchon tournant (93) intégrant un clapet obturateur pivotant (94). 10. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 9, dans lequel un tambour tournant (103) est mécano-soudé à une crémaillère cintrée (95) faisant office de roue dentée, supportée par les supports à rouleaux reliés en dessous de la dalle de fermeture (80). 11. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 5 à 10, qui est un réacteur intégré. 12. Procédé d'assistance au chargement et 30 déchargement d'assemblages combustibles du coeur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant uneSP 36493 DB 27 cuve adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un coeur (73), des moyens de pompage (74, 75) pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires (76), des seconds échangeurs de chaleur (77) résiduels, et obturée par une dalle de fermeture (80), caractérisé en ce qu'il comprend une étape de stockage des assemblages combustibles neufs sur au moins une première zone de stockage circulaire d'un tambour tournant fixé sous la dalle de fermeture (80) et une étape de stockage des assemblages combustibles usés sur au moins une seconde zone de stockage circulaire du tambour tournant, concentrique à la première.15