FR 2964237 A1 20120302 FR 1056754 A 20100825 1 DISPOSITIF DE MITIGATION DES ACCIDENTS GRAVES POUR ASSEMBLAGE DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A EFFICACITE AMELIOREE DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE ET ART ANTÉRIEUR La présente invention se rapporte à un dispositif de sécurité passif comportant un matériau absorbant les neutrons, le dispositif de sécurité passif étant intégré dans un assemblage de combustible nucléaire. Un tel assemblage est conçu pour être placé dans le coeur d'un réacteur nucléaire, en particulier au centre du réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide. Les réacteurs nucléaires comportent des dispositifs de sécurité destinés à ralentir, voire arrêter la réaction nucléaire au sein du réacteur lorsqu'un accident survient. Pour cela, le réacteur nucléaire comporte des barres de contrôle suspendues au dessus du coeur et lâchées dans le coeur en cas d'accident. Les barres de contrôle sont réalisées dans un matériau absorbant les neutrons, généralement il s'agit de carbure de bore. Les barres de contrôle sont suspendues par exemple au moyen de grappins ou d'électroaimant qui libèrent, sur commande, les barres de contrôle. Ce dispositif de sécurité est dit actif, car il nécessite une intervention extérieure pour être déclenché. Les réacteurs nucléaires comportent des dispositifs de sécurité redondant pour pallier une 2 indisponibilité du dispositif de sécurité actif, appelés également systèmes d'arrêt complémentaires (SAC). Afin de s'assurer une sécurité maximale, le dispositif de sécurité redondant est conçu selon un autre principe physique. En outre, comme cela a été indiqué précédemment, le dispositif de sécurité formé par les barres de contrôle requiert une intervention extérieure. On a alors imaginé de mettre en oeuvre des dispositifs de sécurité dont le déclenchement est autonome et ne nécessite pas de commande extérieure, ces dispositifs étant alors appelés dispositifs de sécurité passifs. Un type de dispositif de sécurité assurant de manière passive l'insertion de d'un matériau absorbant les neutrons dans le coeur est décrit dans les documents FR 2 230 984 et FR 2 683 667. Ces dispositifs passifs utilisent un fusible qui, sous l'élévation de la température due à une situation d'accident, provoque la chute du matériau absorbant les neutrons. Le document FR 2 683 667 décrit un assemblage comportant, dans sa partie supérieure au dessus des aiguilles de combustible, une matrice en matériau fusible dans laquelle sont emprisonnées des éléments de matériau absorbant les neutrons. Lorsque la température s'élève au-dessus d'un seuil donné, la matrice entre en fusion et les éléments chutent sur ou entre les aiguilles et ralentissent ou interrompent la réaction fissile. Lors d'un accident dans un réacteur à neutrons rapide refroidi par un métal liquide, on 3 observe très rapidement, dans un délai de l'ordre de la seconde, une ébullition locale du caloporteur métal et une fusion du métal constituant les gaines des aiguilles, puis du combustible contenu dans les gaines. L'expansion des vapeurs métalliques conduit au déplacement du métal fondu des gaines vers le haut de l'assemblage, ce métal fondu va alors se solidifier au contact des zones plus froides pour former un bouchon. Or, l'inventeur a découvert que, dans le cas où le mécanisme fusible du dispositif de sécurité passif contenant le matériau absorbant les neutrons avait un délai de déclenchement trop long, le bouchon de métal s'interpose entre le combustible nucléaire en fission et le matériau destiné à arrêter la réaction de fission, rendant inefficace ce dispositif passif ou pour le moins retardant son efficacité. C'est par conséquent un but de la présente invention d'offrir des moyens pour pallier l'inconvénient mis à jour par l'inventeur et exposé ci- dessus. EXPOSÉ DE L'INVENTION Le but énoncé ci-dessus est atteint par un dispositif de sécurité passif comportant un premier matériau absorbant les neutrons et un deuxième matériau qui soit apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constitutif du bouchon, plus particulièrement avec le métal ou alliage métallique formant les gaines des aiguilles de combustible métallique. Ainsi, lorsque le matériau absorbant les neutrons et le matériau à eutectique à bas point de 4 fusion sont libérés, ils tombent sur le bouchon, la formation de l'eutectique a alors lieu à l'interface entre le bouchon et le deuxième matériau. A la température au sein de l'assemblage, cet eutectique entre en fusion et le premier matériau absorbant les neutrons peut alors rejoindre la zone de fission et interrompre la réaction de fission. On rappelle que l'eutectique est le point de fusion du diagramme de phase pour lequel le mélange est à sa température minimale en phase liquide. On entend par « eutectique à bas point de fusion » un eutectique inférieur à la température de fusion de l'acier, en pratique inférieur à 1400°C. Dans la suite de la description, le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau des gaines sera désigné par " matériau pour eutectique ". Dans le cas d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium, le matériau pour eutectique est choisi de telle sorte qu'il forme un eutectique à bas point de fusion avec le fer de l'acier formant généralement les gaines des aiguilles de combustibles nucléaires. De manière particulièrement avantageuse, on choisit un matériau pour eutectique présentant une forte densité de sorte qu'il y ait un effet de masse mécanique exercé par le matériau pour eutectique sur le bouchon pour accélérer le passage du matériau absorbant les neutrons à travers le bouchon, avantageusement la densité du matériau pour eutectique est supérieure à celle de l'acier. Par exemple dans le cas des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, on choisit l'uranium, de préférence naturel ou appauvri, qui présente un eutectique avec le fer à 725°C et 1080°C et 5 une densité de 18,95. Dans un exemple très avantageux, on choisit un matériau qui à la fois un absorbant neutronique et forme un eutectique à bas point de fusion avec l'acier. On peut choisir du hafnium pur, du hafnium allié ou un alliage hafnium-uranium, dans ce dernier cas le hafnium est absorbant, présente une densité élevée et forme en alliage avec l'uranium un eutectique à bas point de fusion avec l'acier des gaines. La présente invention a alors pour objet un dispositif de sécurité passif destiné à être disposé en partie haute d'un assemblage de combustible nucléaire, comportant : - un matériau absorbant les neutrons et un matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines des aiguilles de combustible nucléaire de l'assemblage, et - des moyens de retenue fusibles desdits matériaux en position haute dans l'assemblage. De manière très avantageuse, une partie au moins du matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion est un matériau absorbant les neutrons. De préférence, le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion présente une densité élevée, supérieure ou égale à la densité du matériau des gaines, par exemple supérieure à 7 lorsque les gaines sont en acier. 6 Dans un exemple de réalisation, les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est de l'uranium naturel ou appauvri. Dans un autre exemple de réalisation, les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est du hafnium pur ou allié. Le hafnium légèrement allié, peut comporter au plus 20% massique de matériaux d'alliage. Le matériau d'alliage est par exemple du nickel, du chrome, du bore ou du tungstène. Dans un autre exemple de réalisation, les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est un alliage d'uranium naturel ou appauvri et de hafnium. L'alliage uranium-hafnium peut comporter au plus 45 % atomique d'uranium naturel ou appauvri. Le dispositif de sécurité passif selon un mode de réalisation comporte un tube destiné à être disposé le long de l'axe de l'assemblage et dans lequel le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous forme d'éléments séparés montés sur un fil destiné à être suspendu à une extrémité haute de l'assemblage, ledit fil comportant des moyens de butée inférieurs fusibles. Dans un autre exemple de réalisation, le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous formes d'éléments dispersés dans une matrice à bas point de 7 fusion, ladite matrice comportant un passage central destiné à être coaxial à l'axe de l'assemblage. Le dispositif peut avantageusement comporter une enveloppe intérieure de maintien entourée par la matrice et bordant le passage central, ladite enveloppe intérieure de maintien comportant des perforations. La présente invention a également pour objet un assemblage de combustible nucléaire comportant une enveloppe, des aiguilles de combustible nucléaire et un dispositif de sécurité passif selon la présente invention. La présente invention a également pour objet un réacteur nucléaire comportant plusieurs assemblages selon la présente invention disposés les uns à côté des autres. Le réacteur est de préférence un réacteur à neutrons rapides à refroidissement au sodium BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La présente invention sera mieux comprise à l'aide de la description qui va suivre et des dessins 20 en annexe sur lesquels : - la figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage muni d'un dispositif de sécurité passif d'un premier mode de réalisation de la présente invention représenté schématiquement ; 25 - la figure 2 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage muni d'un dispositif de sécurité passif d'un deuxième mode de réalisation de la présente invention représenté schématiquement. 8 EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS Sur la figure 1 est représenté de manière très schématique un assemblage 2 de combustible nucléaire comportant un dispositif de sécurité passif 4 selon un premier mode de réalisation. L'assemblage comporte une enveloppe 6 d'axe longitudinal X, généralement de section transversale hexagonale, et des aiguilles 8 de combustibles nucléaires disposées sensiblement dans une partie médiane de l'enveloppe. L'assemblage est généralement monté au niveau de sa partie basse 10, appelée pied d'assemblage dans un sommier (non représenté) assurant son support et également celui des autres assemblages et permettant l'alimentation en métal liquide caloporteur des assemblages. L'assemblage comporte, en partie basse, une entrée 12 de métal liquide et, en partie haute, une sortie 14 de métal liquide, le métal liquide étant mis en mouvement au moyen de pompes. Le métal liquide circule donc du bas vers le haut de l'assemblage et extrait la chaleur des aiguilles générée par la réaction fissile. Le dispositif de sécurité passif 4 selon la présente invention est disposé dans la partie haute 15 de l'assemblage. Dans l'exemple représenté, le dispositif de sécurité passive comporte un tube 17 disposé le long de l'axe longitudinal X de l'assemblage dans lequel est placé un matériau absorbant les neutrons, désigné par la suite " matériau absorbant ". Le matériau absorbant et le matériau pour eutectique 16 sont sous forme d'éléments cylindriques montés autour 9 d'un fil 20 qui est suspendu à une extrémité haute de l'assemblage. Le fil 20 comporte des moyens de butée inférieurs 22 pour retenir les éléments cylindriques 16. Les moyens de butée 22 sont fusibles, c'est-à-dire qu'ils fondent dans des conditions données, libérant alors les éléments cylindriques qui peuvent chuter entre les aiguilles le long du fil 20. Soit la fusion est due soit à une élévation de la température, soit à une élévation du flux neutronique. Dans ce dernier cas, on peut prévoir de disposer à proximité de la butée fusible une petite quantité de matière fissile, qui par la chaleur qu'elle dégage va, lors d'une augmentation de la réactivité anormale ou d'une diminution du refroidissement, provoquer la fusion. Dans la suite de la description, nous allons considérer l'exemple des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, cependant il est bien entendu que l'invention s'applique à tous les réacteurs à neutrons rapides refroidis par un métal caloporteur liquide autre que le sodium, et à tous réacteurs nécessitant la mise en oeuvre de dispositifs de sécurité passifs. Dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, les gaines des aiguilles de combustible sont en acier, i.e. un alliage métallique contenant majoritairement du fer. Selon la présente invention, on prévoit de faire chuter sur le bouchon d'acier fondu un matériau tel qu'il forme un eutectique à bas point de fusion avec l'acier constitutif des gaines, plus particulièrement avec le fer. 10 Dans un premier exemple de réalisation, le matériau est de l'uranium naturel ou appauvri sous forme métallique. On prévoit alors d'associer l'uranium à un matériau absorbant, par exemple le bore ou le gadolinium, qui remplira la fonction classique d'absorbant dans un dispositif de sécurité passif. L'uranium forme avec le fer des eutectiques à 725°C et 1080°C. Par conséquent, lorsqu'il entre en contact avec l'acier du bouchon formé par la fusion des gaines, il forme un eutectique avec le fer dont le point de fusion est 725°C ou 1080°C, cet eutectique se met alors à fondre partiellement dans les conditions de température de l'accident, ce qui permettra le passage du matériau absorbant en direction de la zone de combustible fissile. Il est à noter que la température de fusion du fer pur est de l'ordre de 1550°C, et que l'acier de gaines fondues se resolidifie au niveau de la " zone froide " dont la température est de l'ordre de 1500°C. Par conséquent, l'eutectique formé par le fer et l'uranium fond aisément dans cette zone froide. Les gaines peuvent être réalisées en acier austénitique ou en acier durci par dispersion d'oxyde (ODS). Leur température de fusion est comprise entre 1400°C et 1500°C. En outre, l'uranium présente une densité élevée, supérieure à celle de l'acier, il exerce alors, lorsqu'il tombe sur le bouchon d'acier fondu, un effet de masse métallique fragilisant le bouchon, qui est plus sensible au fluage aux températures considérées. 11 L'uranium a une densité de 18,95 à température ambiante. L'uranium n'offre pas des propriétés absorbantes suffisantes mais il remplit une fonction de dilution du combustible. De préférence, on choisit de l'uranium appauvri en isotope fissile 235, qui permet la dilution de l'uranium enrichi en isotope fissile 235 et de plutonium formant le combustible, ce qui réduit les risques de criticité. Dans un autre exemple de réalisation, le matériau absorbant est un alliage d'uranium naturel ou appauvri et de hafnium. Cet alliage agit sur le bouchon de manière similaire à l'uranium, en effet cet alliage présente un eutectique à bas point de fusion avec l'acier, de manière similaire à l'uranium. Cet alliage présente également une densité élevée, puisque la densité du hafnium est de 13,3. En outre, de manière avantageuse par rapport à l'uranium seul, cet alliage présente directement des propriétés absorbantes des neutrons, puisque le hafnium offre des propriétés absorbantes. Cet alliage permet également de réduire les risques de criticité dus à la ségrégation entre la phase d'oxyde fondu mixte d'uranium et de plutonium et la phase métallique d'acier fondu des gaines, qui ne sont pas ou peu miscibles. Cette faible miscibilité réduit le phénomène de dilution, responsable de la réduction des risques de criticité. En effet, cet alliage, en particulier le hafnium, agit sur le combustible d'oxyde fondu mixte 12 uranium et plutonium du fait de ses propriétés d'oxydoréduction. Le hafnium présente des propriétés réductrices vis-à-vis de l'uranium : le hafnium est plus réducteur que l'uranium et que le plutonium. Par conséquent, lorsque le hafnium entre en contact avec l'oxyde d'uranium, une partie de celui-ci se réduit en uranium et le hafnium s'oxyde en hafnie. L'uranium métallique ainsi formé se mélange avec la phase métallique constituée de hafnium, d'uranium et principalement d'acier fondu avec lequel elle présentait précédemment une faible miscibilité. La hafnie, quant à elle, se mélange à l'oxyde d'uranium enrichi et de plutonium restant. D'une part, la phase métallique liquide et la phase d'oxyde liquide se trouvent dans des configurations moins critiques du point de vue de la neutronique : dilution de l'uranium (et/ou du plutonium) métallique par l'acier dans la phase métallique, et atténuation par la hafnie dans la phase oxyde. D'autre part, la réduction de l'oxyde d'uranium permet un transfert d'une partie du combustible vers la phase métallique, où il est en faible proportion. La phase combustible est également " diluée " du fait de la présence de l'hafnie et le retrait d'une partie de l'oxyde d'uranium. Par exemple, l'alliage peut contenir jusqu'à 45 % atomique d'uranium. Dans un autre exemple de réalisation, on utilise du hafnium pur ou légèrement allié, par exemple 13 contenant par exemple 5 ou 10 % massique de matériaux d'alliage, au plus 20 % massique. Le hafnium présente une densité importante de 13.3, supérieure à celle de l'acier, un eutectique à bas point de fusion, même si celui-ci est supérieur à celui de l'uranium et de l'alliage uranium-hafnium. Il présente, de manière très avantageuse, un pouvoir absorbant plus important que celui de l'alliage uranium-hafnium. On peut par exemple utiliser des alliages hafnium et tungstène, hafnium et chrome, hafnium et bore ou hafnium et nickel. Ce dernier alliage présente l'avantage de former un eutectique à très bas point de fusion avec l'acier, en particulier avec le fer. Sur la figure 2, on peut voir un autre exemple de réalisation : un assemblage 102 équipé d'un dispositif de sécurité passif 104 selon la présente invention, disposé comme le dispositif 4 de la figure 1 en partie haute de l'assemblage. Le dispositif 104 présente une forme annulaire dont le passage central coaxial à l'axe de l'assemblage 102 permet le passage du caloporteur. Le dispositif comporte un ou des matériaux 16 identiques à ceux décrits précédemment, tels que l'uranium associé à un matériau absorbant, un alliage uranium appauvri-hafnium, du hafnium pur ou légèrement allié, et des moyens fusibles retenant lesdits matériaux en position haute dans les conditions de fonctionnement normales et permettant leur chute en directions des gaines dans des conditions de 14 fonctionnement anormales, i.e. une élévation de la température du coeur et donc de celle du caloporteur. De manière avantageuse, ces moyens de retenue fusibles 24 sont formés par une matrice 26 dans laquelle sont noyés le ou les matériaux 16 sous forme d'éléments discrets. Dans l'exemple représenté, la matrice 26 entoure par une enveloppe intérieure de maintien 28 munie de perforations 30 pour assurer le passage des éléments 16. La matrice est alors logée entre l'enveloppe extérieure 6 de l'assemblage et l'enveloppe intérieur de maintien 28. La matrice 26 est en un matériau conduisant bien la chaleur, mais dont la température de fusion est très inférieure à la température d'ébullition du caloporteur à la pression considérée. La matrice est par exemple en aluminium, en alliage d'aluminium, en aluminium renforcé de fibres d'alumine ou de carbure de silicium. L'enveloppe intérieure est par exemple en acier inoxydable. Le dispositif de sécurité passif de la figure 2 fonctionne de la manière suivante : lorsque la température du caloporteur atteint une valeur prédéterminée, la matrice fond, libérant les éléments 16, quoi passent à travers les perforations 30 et chutent sur le bouchon d'acier fondu. Le fonctionnement qui suit cette chute est identique à celui décrit précédemment et ne sera pas répété ici. De manière avantageuse, on prévoit de disposer sous les assemblages des récupérateurs (non représentés) du corium formé lors de la fusion de 15 l'assemblage. Ces récupérateurs sont formés soit de bacs disposés au dessous de chaque assemblage, soit d'un ou plusieurs bacs disposés en fond de cuve. Les bacs contiennent de préférence un matériau absorbant afin d'agir sur le combustible fondu contenu dans le corium. De manière particulièrement avantageuse, on prevoit de disposer dans ces récupérateurs de hafnium pur ou légèrement allié, le hafnium provoquant comme décrit précédemment la réduction d'une partie du combustible et son transfert vers la phase métallique, réduisant ainsi les risques de criticité. Par exemple, le récupérateur comporte un couvercle protégeant le hafnium dans les conditions de fonctionnement normales, ce couvercle se rompant lors de la coulée du corium. Le hafnium est par exemple sous forme de barres dans le récupérateur. La présente invention permet donc d'améliorer sensiblement l'efficacité des dispositifs de sécurité passifs assurant la mise en contact de matériaux absorbants avec le combustible nucléaire, malgré la présence d'un bouchon métallique s'interposant entre le dispositif de sécurité passif et les aiguilles. Il est bien entendu que l'on pourrait envisager d'utiliser des éléments en uranium pur et des éléments en hafnium pur et non un alliage des deux.30 REVENDICATIONS1. Dispositif de sécurité passif (4, 104) destiné à être disposé en partie haute d'un assemblage (2, 102) de combustible nucléaire, comportant : - un matériau absorbant les neutrons et un matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines des aiguilles (8) de combustible nucléaire de l'assemblage, et - des moyens de retenue fusibles desdits matériaux en position haute dans l'assemblage (2, 102). 2. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 1, dans lequel une partie au moins du matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion est un matériau absorbant les neutrons. 3. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 1 ou 2, dans lequel le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion présente une densité élevée, supérieure ou égale à la densité du matériau des gaines, par exemple supérieure à 7 lorsque les gaines sont en acier. 4. Dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications précédentes, dans lequel les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est de l'uranium naturel ou appauvri. 17 5. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 3, dans lequel les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est du hafnium pur ou allié. 6. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 5, dans lequel le hafnium légèrement allié, comporte au plus 20% massique de matériaux d'alliage. 7. Dispositif de sécurité passif selon la revendication précédente, dans lequel le matériau d'alliage est du nickel, du chrome, du bore ou du tungstène. 15 8. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 3, dans lequel les gaines sont en acier et le matériau formant un eutectique à bas point de fusion est un alliage d'uranium naturel ou appauvri et 20 de hafnium. 9. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 8, dans lequel l'alliage uranium-hafnium comporte au plus 45 % atomique d'uranium naturel ou 25 appauvri. 10. Dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications 1 à 9, comportant un tube (17) destiné à être disposé le long de l'axe (X) de 30 l'assemblage (2) et dans lequel le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les 10 18 gaines sont sous forme d'éléments séparés montés sur un fil (20) destiné à être suspendu à une extrémité haute de l'assemblage, ledit fil comportant des moyens de butée inférieurs fusibles (22). 11. Dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications 1 à 9, dans lequel le matériau absorbant les neutrons et le matériau apte à former un eutectique à bas point de fusion avec le matériau constituant les gaines sont sous formes d'éléments dispersés dans une matrice (26) à bas point de fusion, ladite matrice comportant un passage central destiné à être coaxial à l'axe de l'assemblage. 12. Dispositif de sécurité passif selon la revendication 11, comportant une enveloppe intérieure de maintien (328) entourée par la matrice et bordant le passage central, ladite enveloppe intérieure de maintien (28) comportant des perforations (30). 13. Assemblage de combustible nucléaire comportant une enveloppe, des aiguilles de combustible nucléaire et un dispositif de sécurité passif selon l'une des revendications précédentes. 25 14. Réacteur nucléaire comportant plusieurs assemblages selon la revendication précédente disposés les uns à côté des autres. 30 15. Réacteur nucléaire selon la revendication précédente étant un réacteur à neutrons rapides à refroidissement au sodium. 20