EP2630645A1 - Dispositif et procede de remplacement d'un assemblage combustible irradie par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire comprenant un tel dispositif - Google Patents

Dispositif et procede de remplacement d'un assemblage combustible irradie par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire comprenant un tel dispositif

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EP2630645A1
EP2630645A1 EP11749198.5A EP11749198A EP2630645A1 EP 2630645 A1 EP2630645 A1 EP 2630645A1 EP 11749198 A EP11749198 A EP 11749198A EP 2630645 A1 EP2630645 A1 EP 2630645A1
Authority
EP
European Patent Office
Prior art keywords
fuel assembly
irradiated
reactor
pots
new
Prior art date
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Withdrawn
Application number
EP11749198.5A
Other languages
German (de)
English (en)
Inventor
Franck Dechelette
Emmanuel Sanseigne
Aurélien MORCILLO
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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Filing date
Publication date
Application filed by Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of EP2630645A1 publication Critical patent/EP2630645A1/fr
Withdrawn legal-status Critical Current

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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/18—Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to a device and a method for replacing an irradiated fuel assembly with a new fuel assembly in the tank of a nuclear reactor and a nuclear reactor comprising such a device.
  • Sodium-cooled nuclear reactors usually have a tank in which the core is located.
  • a heart cover plug or BCC referenced 30 in Figure 1, located above the heart, includes the instrumentation necessary for the control and proper operation of nuclear reactions.
  • the extraction of heat is done by circulating the sodium, called primary sodium, by means of a pumping system placed in the tank.
  • the heat is transferred to an intermediate circuit, via one or more exchangers (s), before being used to produce steam in a steam generator.
  • This steam is then sent to a turbine to transform it into mechanical energy, which in turn is transformed into electrical energy.
  • the intermediate circuit makes it possible to isolate the primary sodium which is in the tank, with respect to the steam generator, and this, because of the violent reactions that may occur between the sodium and the water-vapor contained in the steam generator.
  • Sodium cooled reactors have common technical characteristics.
  • the tank is sealed on the top by a closure slab so that the primary sodium is not in contact with the outside air. All the components (exchangers, pumps, pipes, ...) pass through this slab vertically so that they can be disassembled and lifted vertically by a lifting device, using passage holes in this closure slab.
  • loop-type SFR reactors intermediate heat exchangers and pumping devices primary sodium are located outside the tank.
  • the intermediate exchangers and the means for pumping the primary sodium are entirely located in the tank, which, while avoiding causing the primary circuit to leave the tank, constitutes an important advantage.
  • a reactor of this type has been selected in the "SuperPhismex" reactor in France, or in the project under the name EFR or "European Fast Reactor", as described in the document referenced [1] at the end of the description.
  • the primary sodium passes through the core 11 to carry off the calories produced.
  • the primary sodium arrives in an area 12 of the tank 13 of the reactor closed by the closure slab 24: commonly called hot collector.
  • This hot collector is separated from another zone 14, called the cold collector, by a wall 15 of cylindrical-conical shape called redan, consisting of a lower part 15a which surrounds the core 11 and which has a general shape of a truncated cone and an upper portion 15b which is a cylindrical portion.
  • Each intermediate exchanger 16 consists of a tube bundle in which the secondary sodium circulates and between which the primary sodium circulates. References 28 and 29 correspond to a supply pipe and a secondary sodium outlet pipe.
  • the secondary sodium enters a central tube, passes through the exchanger, and opens at the bottom of the exchanger in a distribution box, which allows to supply sodium all tubes of the tube bundle, to come out at an outlet manifold.
  • the path followed by the primary sodium is shown schematically in dashed lines 27 in FIG. 1.
  • the primary sodium enters each intermediate exchanger 16 through inlet windows 17 situated in the hot collector 12, gives up its heat to the secondary sodium, along the tubes of each intermediate exchanger 16, and leaves the intermediate heat exchanger by exit windows 18.
  • the primary sodium is sucked by pumping means 19 and sent directly to the inlet of the core 11, located below this one.
  • the pumping means 19 consist of electromechanical pumps whose shaft extends vertically substantially over the entire height of the tank 13 and passes through the closure slab 24.
  • the circulation of sodium in each intermediate exchanger 16 is carried out by gravity between the hot collector 12 and the cold collector 14.
  • the driving load of the primary sodium Cm between the two collectors 12, 14 is calibrated to a value of approximately 2 m corresponding to the difference H of level between that 20 of the hot collector 12 and that 21 of the cold collector 14.
  • Several specific exchangers 25, smaller in size than the intermediate exchangers 16, allow to evacuate the residual power of the core, which comes from the radioactive decay of the fission products that were created during the nuclear reactions when the reactor was in power (normal operation). These exchangers 25 are activated only when the reactor is stopped or in the event of an incident.
  • the hydraulic path of the primary sodium consists of the hot column shown schematically by the arrow in solid lines 26 and the cold column represented by the dashed arrow 27.
  • a nuclear reactor is equipped with a primary tank in which the nuclear core is located.
  • This heart consists of several hundred fuel assemblies, similar to hexagonal pencils of 20cm side and about 4m high.
  • a set of mechanisms inserted inside the primary tank is used to perform the following operations:
  • the transport operations of a fuel assembly in a transfer hood from the reactor vessel to the washing or conditioning wells can be carried out in parallel with the operations of setting up and extracting the fuel. fuel assembly in or from the nuclear core.
  • FIGS 2 and 3 illustrate a nuclear reactor, which thus comprises the following elements which have already been described and illustrated in Figure 1:
  • a transfer hood 46 incorporating an "elevator” function using a gripper grapple, for approaching the new fuel assemblies and the evacuation of the irradiated fuel assemblies,
  • the assistance device for loading / unloading fuel assemblies comprises:
  • the handling arm 50 allowing the displacement of the new or new fuel assemblies 51 irradiated in three dimensions: radially, laterally by rotation and vertically,
  • a rotor system 52 comprising sodium pots 53 in which fuel assemblies 54 are arranged.
  • the rotor system 52 has a longer length than the EFR project, in order to have the clearance needed to insert a fuel assembly into a sodium pot.
  • the rotor system is thus found on a height substantially equivalent to that of the nuclear core.
  • main tank diameter is a fundamental issue because it has a direct impact on the cost of the reactor but the implantation of the rotor system inside the inner tank has a strong impact on the total diameter of the tank.
  • main part 55 between the inner vessel and the main vessel being used by different components.
  • the object of the invention is to propose an improvement of this rotor system making it possible to reduce the diameter of the reactor internal vessel and therefore the diameter of the main vessel and thus to reduce the cost of this reactor.
  • the invention relates to a device for replacing a fuel assembly irradiated with a new fuel assembly in the tank of a nuclear reactor, which comprises:
  • the means for placing the two fuel assemblies, the new fuel assembly being transported in the core while the irradiated fuel assembly is transported out of the reactor characterized in that the means for positioning the fuel assemblies two pots are positioning means by rotating in two offset axes of rotation performed by a single motor.
  • the device of the invention comprises a monobloc structure surmounted in its upper part by a sealed housing.
  • the sealed housing comprises a motor with a worm associated with two notched wheels each secured to one of the two axes for performing a simultaneous rotation of these two axes, and a closure valve of the upper part of the outlet corridor.
  • the coolant is sodium.
  • the invention also relates to a nuclear reactor, comprising a vessel adapted to be filled with coolant and inside which are arranged a core, pumping means for circulating the primary coolant, first intermediate heat exchangers adapted to evacuating the power produced by the core during normal operation, second residual heat exchangers adapted to evacuate the residual power produced by the stationary core when the pumping means are also at a standstill, and a closure slab, characterized in that it comprises a device as defined above.
  • the reactor is a sodium-cooled reactor.
  • the invention also relates to a method for replacing an irradiated fuel assembly with a new fuel assembly in the vessel of a nuclear reactor which comprises:
  • a step of placing two fuel assemblies irradiated and nine in two pots containing coolant with filling of the first pot by the irradiated fuel assembly just extracted from the reactor core by a handling arm, and the second pot by the new fuel assembly provided by a transfer hood.
  • the step of positioning the two pots is a positioning step by setting in rotation movement with two offset axes of rotation performed by a single motor.
  • a motor with a worm associated with two notched wheels each secured to one of the two axes of rotation An outlet corridor is used, and two coolant pots interconnected by a connecting rod.
  • the orifice of the exit passage is closed by means of a valve.
  • the coolant is sodium.
  • FIG. 1 illustrates a vertical sectional view of a nuclear reactor with a heat transfer medium of the known art.
  • Figures 2 and 3 schematically illustrate a vertical sectional view and a top view of a nuclear reactor with sodium heat of the known art comprising a rotor system.
  • FIGS. 4 to 17 illustrate details of the device for replacing an irradiated fuel assembly with a new fuel assembly in the reactor vessel of a heat-carrying nuclear reactor sodium, according to the invention, using two sodium pots, and more specifically:
  • Figure 4 illustrates an isometric view of the device of the invention.
  • Figure 5 illustrates a front view of the device of the invention in a first position of the two pots.
  • Figure 6 illustrates a top view of the device of the invention.
  • FIGS. 7A and 7B illustrate two views in section AA of the device of the invention as illustrated in FIG. 5, respectively with a shut-off valve of the upper part of an exit passage in the closed position and in the open position.
  • FIG. 8 illustrates a view in section BB of the device of the invention as illustrated in FIG.
  • Figures 9A and 9B illustrate two views in section CC of the device of the invention as shown in Figure 5, respectively with the two pots in the first position, and in a second position.
  • Figure 10 illustrates a sectional view DD of the device of the invention as shown in Figure 5, the two pots being in the first position.
  • FIG. 11 illustrates a detail F of the device of the invention as illustrated in FIG. 5.
  • FIG. 12 illustrates a view in section MM of the device of the invention as illustrated in FIG. 8.
  • Figure 13 illustrates the rotation control mechanism of the two pots.
  • FIG. 14 illustrates a detail G of FIG. 12 with the drive shaft 80, a toothed wheel 74, a bearing 81, a seal 82, a ring 83 and an axis of rotation 65.
  • FIG. 15 illustrates a detail J of FIG. 13 with the rotor shaft 80, a bearing 85, a seal 86 and a ring 87.
  • FIG. 16 illustrates a detail H of FIG. 12, with the axis of rotation 65 and a ring 88.
  • FIG. 17 illustrates a detail I of FIG. 12, with a ring 91 and the axis of rotation 65.
  • Figure 18 illustrates the kinematics of the device of the invention.
  • FIG. 19 illustrates the gain in size that the device of the invention allows in a nuclear reactor.
  • the invention relates to a device for replacing an irradiated fuel assembly, or used, by a new fuel assembly in the tank of a nuclear reactor.
  • This device comprises:
  • each pot having a cylindrical shape closed at its lower end, with filling of the first pot by the irradiated fuel assembly just extracted from the nuclear core by a primary handling arm and, advantageously, a nerdy handling, and the second pot by the new fuel assembly, provided by a transfer hood,
  • the device of the invention comprises a double rotor system 60, as illustrated in FIGS. 4 to 17, which comprises:
  • a one-piece structure formed by a parallelepipedal metal frame 61 of elongated shape along a vertical axis open on one of its elongate faces 62 to be accessible by the handling arm, surmounted in its upper part by a sealed housing 63;
  • the sealed housing 63 comprises a motor 71 with a worm 72 associated with two notched wheels 73 and 74 integral each of one of the two axes 64 and 65, each toothed wheel meshing on the worm, and for performing a simultaneous rotation of these two axes, and a valve 75 closing the upper part of the corridor output 66.
  • the two axes of rotation 64 and 65 are shifted in order to allow a coordinated movement of the two coolant pots 68 and 69, made by the single motor 71. Only rotary movements are solicited . The overall size of the assembly obtained is thus optimized.
  • the upper part of the device of the invention illustrated in FIG. 13 constituted by the sealed casing 63 which encloses the rotation mechanisms, is sealed with respect to the reactor vessel by the seal 82.
  • the two ball joints 92 are then made by bearings whose grease can not alter the coolant of the reactor.
  • rings 88 and 91 make the other connections.
  • the two pots 68 and 69 in rotation are secured by a link 70 to stiffen the entire mechanism.
  • the exit corridor 66 allows a pot 68 or 69 to be guided during the extraction of an irradiated fuel assembly or the addition of a new fuel assembly, this corridor being split along its entire length to enable the handling arm to access it in case of blockage of the dual rotor device of the invention.
  • the upper part of this device is lubricated and sealed with respect to the reactor vessel.
  • the transfer hood can thus dock at the upper part of the device of the invention, the sealing with respect to this device being carried out thanks to the valve 75.
  • the device and method of the invention can advantageously be implemented in a sodium heat transfer reactor, pots 68 and 69 then being sodium pots.
  • FIG. 18 The kinematics of the double-rotor device of the invention is illustrated in FIG. 18.
  • the rotational guidance of the two axes 64 and 65 is effected by a link comparable to a ball 92 at the top, and two annular linear links 93 and 94 in the middle and low part, thus allowing free expansion of the pins 64 and 65 in the frame 61.
  • the device of the invention allows a gain in space with respect to a conventional rotor device 50 and a decrease in diameter of the inner vessel 41 and therefore of the main vessel 40.
  • the expected gain (reduction diameter 90) is about 10% over the diameter.
  • the device of the invention allows, in addition, an accessibility of the output pot by the handling arm in case of blockage of the dual rotor device of the invention.

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Abstract

L'invention concerne un dispositif et un procédé de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire. Ce dispositif comprend : des moyens de mise en place des deux assemblages combustibles dans deux pots contenant du caloporteur, avec remplissage du premier pot par l'assemblage irradié venant d'être extrait du cœur du réacteur par un bras de manutention, et du second pot par l'assemblage combustible neuf apporté par une hotte de transfert, - des moyens de positionnement de ces deux pots, l'assemblage combustible irradié étant accessible par la hotte de transfert tandis que l'assemblage combustible neuf est en position d'être repris par le bras de manutention, des moyens de mise en place des deux assemblages combustibles.

Description

DISPOSITIF ET PROCEDE DE REMPLACEMENT D'UN ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE IRRADIE PAR UN ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE NEUF DANS LA CUVE D'UN REACTEUR NUCLEAIRE ET REACTEUR
NUCLEAIRE COMPRENANT UN TEL DISPOSITIF
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
L'invention concerne un dispositif et un procédé de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire et un réacteur nucléaire comprenant un tel dispositif.
Dans la suite, on considère à titre d'exemple un réacteur à caloporteur sodium. Mais tout type de réacteur à caloporteur ne devant pas être en contact avec l'air et qui nécessite ainsi une manutention sous bouchon (plus généralement sous un orifice de fermeture) est également possible.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium (SFR) comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur. Un bouchon couvercle cœur ou BCC référencé 30 sur la figure 1, situé au-dessus du cœur, 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 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 cœur et un (des) échangeur(s) de chaleur intermédiaire ( s ) , l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de l' (des) échangeur(s) intermédiaire ( s ) vers le générateur de vapeur. D'autres fluides que l'eau-vapeur peuvent être envisagés pour transformer l'énergie thermique en énergie électrique.
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 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 ou « European Fast Reactor », 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 cœur 11 pour emporter les calories produites. En sortie du cœur 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 cœur 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 1' échangeur, et débouche en bas de l' échangeur dans une 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 cœur 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 cœur, 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 représentée par la flèche en pointillés 27.
Un réacteur nucléaire est équipé d'une cuve primaire dans laquelle se trouve le coeur nucléaire. Ce coeur est constitué de plusieurs centaines d'assemblages combustibles, assimilables à des crayons de forme hexagonale de 20cm de coté et d'environ 4m de hauteur .
Ces assemblages combustibles sont régulièrement changés avec remplacement des assemblages combustibles irradiés par des assemblages combustibles neufs. Cette opération de changement d'assemblages combustibles s'effectue réacteur à l'arrêt. Il est donc primordial d'être le plus rapide possible afin de gagner en taux de disponibilité du réacteur.
Si la manutention des assemblages combustibles est effectuée cuve primaire ouverte pour les réacteurs à eau pressurisée équipant actuellement le parc électronucléaire français, elle doit se faire cuve primaire fermée dans les réacteurs refroidis au sodium, principalement en raison de la réactivité du sodium avec l'air.
Ainsi, pour remplacer un assemblage combustible irradié du cœur nucléaire, on utilise un ensemble de mécanismes insérés à l'intérieur de la cuve primaire pour réaliser les opérations suivantes :
- extraction de l'assemblage combustible irradié à évacuer du cœur nucléaire, insertion de cet assemblage combustible irradié en position d'évacuation,
évacuation de l'assemblage combustible irradié,
- arrivée d'un assemblage combustible neuf, insertion de l'assemblage combustible neuf dans la cuve primaire,
- mise en place de l'assemblage combustible neuf dans le cœur nucléaire.
Des systèmes de l'art connu, tels que les prototypes français Phénix et Superphénix, utilisent des systèmes à bouchons tournants pour effectuer les opérations d' insertion/extraction des assemblages combustibles du cœur nucléaire. Ces assemblages peuvent être ensuite évacués de la cuve primaire par un système de rampe et de sas. Afin d'améliorer la cadence de manutention, un sas à tourniquet peut être ajouté à la version Superphénix (sas à basculeur sur Phénix), pour réaliser le remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dès l'extraction hors de la cuve effectuée, et ainsi effectuer des opérations en parallèle. Dans les projets de réacteurs au sodium actuels, une extraction/insertion verticale des assemblages combustibles est envisagée, le transport d'assemblage combustible étant alors effectué par hotte de transfert, en maintenant l'assemblage combustible en atmosphère neutre.
Afin d'améliorer la disponibilité des réacteurs, on peut également utiliser un système à rotor, qui permet de remplacer un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf et ainsi effectuer certaines opérations en parallèle.
Dans le cas de l'EFR, les opérations de transport d'un assemblage combustible en hotte de transfert depuis la cuve réacteur vers les puits de lavage ou de conditionnement peuvent être effectuées en parallèle des opérations de mise en place et d'extraction de l'assemblage combustible dans ou depuis le cœur nucléaire.
Les figures 2 et 3 illustrent un réacteur nucléaire, qui comprend ainsi les éléments suivants qui ont déjà été décrits et illustrés sur la figure 1 :
- une cuve principale 40,
- une cuve interne 41,
- un cœur nucléaire 42,
- des pompes primaires 43,
- des échangeurs intermédiaires 44,
- des barres de commande 45,
- une hotte de transfert 46, intégrant une fonction «ascenseur» à l'aide d'un grappin de préhension, pour l'approche des assemblages combustibles neufs et l'évacuation des assemblages combustibles irradiés,
- une dalle de fermeture 47,
- un système de bouchons tournant 48,
- un bouchon couvercle cœur ou BCC 49.
Le dispositif d'assistance au chargement/déchargement d'assemblages combustibles comprend :
- le bras de manutention 50 permettant le déplacement des assemblages combustibles 51 neufs ou irradiés dans les trois dimensions : radialement, latéralement par rotation et verticalement,
un ringard de manutention, mobile uniquement verticalement, fixé sur un bouchon tournant et permettant d'atteindre les positions d'assemblages non accessibles par le bras de manutention 50, et ainsi placer cet assemblage combustible en position accessible par le bras de manutention 50,
- un système à rotor 52 comprenant des pots à sodium 53 dans lequel sont disposés des assemblages combustibles 54.
L'évolution actuelle de la technique tend à manipuler et extraire les assemblages combustibles irradiés à des puissances thermiques toujours plus élevées (de l'ordre de 40 kW contre 7,5 kW sur EFR) , ce qui nécessite d'extraire et transporter les assemblages combustibles dans des pots à sodium, chaque assemblage étant sorti avec un pot contenant du sodium, garantissant une certaine inertie thermique et favorisant le refroidissement de l'assemblage.
Le système à rotor 52 possède une longueur plus grande que sur le projet EFR, afin de posséder le dégagement nécessaire pour pouvoir insérer un assemblage combustible dans un pot à sodium. Le système à rotor se retrouve ainsi sur une hauteur sensiblement équivalente à celle du cœur nucléaire.
La réduction du diamètre de cuve principale est un enjeu fondamental car il a des conséquences directes sur le coût du réacteur mais l'implantation du système rotor à l'intérieur de la cuve interne a un impact fort sur le diamètre total de la cuve principale, la partie 55 entre la cuve interne et la cuve principale étant utilisée par différents composants .
L'invention a pour objet de proposer une amélioration de ce système rotor permettant de réduire le diamètre de la cuve interne du réacteur et donc le diamètre de la cuve principale et ainsi de diminuer le coût de ce réacteur.
EXPOSÉ DE L' INVENTION
L'invention concerne un dispositif de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire, qui comprend :
- des moyens de mise en place de deux assemblages combustibles irradié et neuf dans deux pots contenant du caloporteur, avec remplissage du premier pot par l'assemblage combustible irradié venant d'être extrait du cœur par un bras de manutention, et du second pot par l'assemblage combustible neuf apporté par une hotte de transfert,
- des moyens de positionnement de ces deux pots, l'assemblage combustible irradié étant placé en position d'être accessible par la hotte de transfert tandis que l'assemblage combustible neuf est en position d'être repris par le bras de manutention,
des moyens de mise en place des deux assemblages combustibles, l'assemblage combustible neuf étant transporté dans le cœur alors que l'assemblage combustible irradié est transporté hors du réacteur, caractérisé en ce que les moyens de positionnement des deux pots sont des moyens de positionnement par mise en rotation à deux axes de rotation décalés réalisée par un seul moteur.
Dans un mode de réalisation avantageux, le dispositif de l'invention comporte une structure monobloc surmontée dans sa partie supérieure par un boîtier étanche.
Avantageusement cette structure monobloc comprend :
- un châssis métallique parallélépipédique de forme allongée ouvert sur l'une de ses faces allongées ,
deux axes de rotation, un couloir de sortie fendu dans sa partie supérieure, et deux pots dans sa partie inférieure reliés entre eux par une biellette dans leur partie basse.
Avantageusement le boîtier étanche comprend un moteur avec une vis sans fin associée à deux roues crantées solidaires chacune d'un des deux axes permettant de réaliser une rotation simultanée de ces deux axes, et un clapet de fermeture de la partie supérieure du couloir de sortie.
Avantageusement le caloporteur est du sodium.
Le dispositif de l'invention permet d'obtenir les avantages suivants :
il permet un gain en encombrement par rapport à un système rotor classique et une diminution de diamètre de la cuve interne et donc de la cuve principale du réacteur, - il permet, de plus, une accessibilité du pot de caloporteur en sortie par le bras de manutention en cas de blocage.
L' invention concerne également un réacteur nucléaire, comprenant une cuve adaptée pour être remplie de caloporteur et à l'intérieur de laquelle sont agencés un coeur, des moyens de pompage pour faire circuler le caloporteur 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 un dispositif tel que défini ci-dessus.
Avantageusement le réacteur est un réacteur à caloporteur sodium.
L' invention concerne enfin un procédé de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire qui comprend :
une étape de mise en place de deux assemblages combustibles irradié et neuf dans deux pots contenant du caloporteur, avec remplissage du premier pot par l'assemblage combustible irradié venant d'être extrait du cœur du réacteur par un bras de manutention, et du second pot par l'assemblage combustible neuf apporté par une hotte de transfert.
- une étape de positionnement de ces deux pots, l'assemblage combustible irradié étant placé en position d'être accessible par la hotte de transfert tandis que l'assemblage combustible neuf est en position d'être repris par le bras de manutention.
une étape de mise en place des deux assemblages, l'assemblage combustible neuf étant emmené dans le cœur alors que l'assemblage combustible irradié est emmené hors du réacteur,
caractérisé en ce que l'étape de positionnement des deux pots est une étape de positionnement par mise en mouvement de rotation à deux axes de rotation décalés réalisée par un seul moteur.
Avantageusement on utilise un moteur avec une vis sans fin associée à deux roues crantées solidaires chacune d'un des deux axes de rotation. On utilise un couloir de sortie, et deux pots à caloporteur reliés entre eux par une biellette. On ferme l'orifice du couloir de sortie à l'aide d'un clapet. Avantageusement, le caloporteur est du sodium.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La figure 1 illustre une vue en coupe verticale d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium de 1 ' art connu .
Les figures 2 et 3 illustrent schématiquement une vue en coupe verticale et une vue de dessus d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium de l'art connu comprenant un système à rotor.
Les figures 4 à 17 illustrent des détails du dispositif de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium, selon l'invention, en utilisant deux pots à sodium, et plus précisément :
La figure 4 illustre une vue isométrique du dispositif de l'invention.
La figure 5 illustre une vue de face du dispositif de l'invention dans une première position des deux pots.
La figure 6 illustre une vue de dessus du dispositif de l'invention.
Les figures 7A et 7B illustrent deux vues en coupe AA du dispositif de l'invention tel qu'illustré en figure 5, respectivement avec un clapet de fermeture de la partie supérieure d'un couloir de sortie en position fermée et en position ouverte.
La figure 8 illustre une vue en coupe BB du dispositif de l'invention tel qu'illustré en figure 5.
Les figures 9A et 9B illustrent deux vues en coupe CC du dispositif de l'invention tel qu'illustré en figure 5, respectivement avec les deux pots en la première position, et en une deuxième position .
La figure 10 illustre une vue en coupe DD du dispositif de l'invention tel qu'illustré en figure 5, les deux pots étant en la première position.
La figure 11 illustre un détail F du dispositif de l'invention tel qu'illustré sur la figure 5.
La figure 12 illustre une vue en coupe MM du dispositif de l'invention tel qu'illustré sur la figure 8. La figure 13 illustre le mécanisme de commande de rotation des deux pots.
La figure 14 illustre un détail G de la figure 12 avec l'arbre moteur 80, une roue crantée 74, un roulement 81, un joint 82, une bague 83 et un axe de rotation 65.
La figure 15 illustre un détail J de la figure 13 avec l'arbre rotor 80, un roulement 85, un joint 86 et une bague 87.
La figure 16 illustre un détail H de la figure 12, avec l'axe de rotation 65 et une bague 88.
La figure 17 illustre un détail I de la figure 12, avec une bague 91 et l'axe de rotation 65.
La figure 18 illustre la cinématique du dispositif de l'invention.
La figure 19 illustre le gain en encombrement que permet le dispositif de l'invention dans un réacteur nucléaire.
EXPOSE DE TAILLE DE MODES DE REALISATION PARTICULIERS
L'invention concerne un dispositif de remplacement d'un assemblage combustible irradié, ou usé, par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire. Ce dispositif comprend :
- des moyens de mise en place de ces deux assemblages irradié et neuf dans deux pots contenant du caloporteur, chaque pot ayant une forme cylindrique fermée en son extrémité inférieure, avec remplissage du premier pot par l'assemblage combustible irradié venant d' être extrait du cœur nucléaire par un bras de manutention primaire et, avantageusement, un ringard de manutention, et du second pot par l'assemblage combustible neuf, apporté par une hotte de transfert,
- des moyens de positionnement par mise en mouvement de rotation ou de translation de ces deux pots, l'assemblage combustible irradié étant placé en position d'être accessible par la hotte de transfert tandis que l'assemblage combustible neuf est en position d'être repris par le bras de manutention,
des moyens de mise en place de ces assemblages combustibles, l'assemblage combustible neuf étant transporté dans le cœur du réacteur alors que l'assemblage combustible irradié est transporté hors du réacteur .
Le dispositif de l'invention comprend un système à double rotor 60, comme illustré sur les figures 4 à 17, qui comporte :
une structure monobloc formée par un châssis métallique 61 parallélépipédique de forme allongée selon un axe vertical ouvert sur l'une 62 de ses faces allongées pour être accessible par le bras de manutention, surmontée dans sa partie supérieure par un boîtier étanche 63 ;
deux axes de rotation 64 et 65, un couloir 66 de sortie, fendu dans sa partie supérieure et deux pots à caloporteur 68 et 69 dans sa partie 66 inférieure, reliés entre eux par une biellette 70 dans leur partie basse, les axes de rotation 64 et 65 , le couloir de sortie 66 et les pots à caloporteur 68 et 69 étant disposés parallèlement à l'axe vertical.
Le boîtier étanche 63 comprend un moteur 71 avec une vis sans fin 72 associée à deux roues crantées 73 et 74 solidaires chacune d'un des deux axes 64 et 65, chaque roue crantée venant engrener sur la vis sans fin, et permettant de réaliser une rotation simultanée de ces deux axes, et un clapet 75 de fermeture de la partie supérieure du couloir de sortie 66.
Dans le dispositif à double rotor 60 de l'invention, les deux axes de rotation 64 et 65 sont décalés afin de permettre un mouvement coordonné des deux pots à caloporteur 68 et 69, réalisé par le seul moteur 71. Seuls des mouvements rotatifs sont sollicités. L'encombrement de l'ensemble obtenu est ainsi optimisé.
La partie haute du dispositif de l'invention illustrée sur la figure 13 constituée par le boîtier étanche 63 qui enferme les mécanismes de rotation, est étanche par rapport à la cuve du réacteur grâce au joint 82. Les deux liaisons rotule 92 sont alors réalisées par des roulements dont les graisses ne peuvent altérer le caloporteur du réacteur. En partie médiane et inférieure, des bagues 88 et 91 effectuent les autres liaisons. Les deux pots 68 et 69 en rotation sont solidarisés par une biellette 70 afin de rigidifier l'ensemble du mécanisme. Le couloir de sortie 66 permet de guider un pot 68 ou 69 lors de l'extraction d'un assemblage combustible irradié ou de l'apport d'un assemblage combustible neuf, ce couloir étant fendu sur toute sa longueur pour permettre au bras de manutention d' accéder à celui-ci en cas de blocage du dispositif à double rotor de l'invention. La partie supérieure de ce dispositif est lubrifiée et étanche par rapport à la cuve du réacteur. La hotte de transfert peut ainsi accoster en partie supérieure du dispositif de l'invention, l'étanchéité par rapport à ce dispositif étant effectuée grâce au clapet 75.
Le dispositif et le procédé de l'invention peuvent avantageusement être mis en œuvre dans un réacteur à caloporteur sodium, les pots 68 et 69 étant alors des pots à sodium.
La cinématique du dispositif à double rotor de l'invention est illustrée sur la figure 18. Le guidage en rotation des deux axes 64 et 65 s'effectue par une liaison assimilable à une rotule 92 en partie supérieure, et deux liaisons linéaires annulaires 93 et 94 en partie médiane et basse, permettant ainsi une libre dilatation des axes 64 et 65 dans le châssis 61.
Comme illustré sur la figure 19, le dispositif de l'invention permet un gain en encombrement par rapport à un dispositif à rotor classique 50 et une diminution de diamètre de la cuve interne 41 et donc de la cuve principale 40. Le gain espéré (réduction de diamètre 90) est d'environ 10% sur le diamètre. Le dispositif de l'invention permet, de plus, une accessibilité du pot de sortie par le bras de manutention en cas de blocage du dispositif à double rotor de l'invention. RE FERENCE
[1) « Réacteurs à neutrons rapides refroidis sodium » de Jean-Paul Cretté (Techniques l'ingénieur, BN 3170, pages 1-24, 10 juillet 2005) .

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire, qui comprend :
des moyens de mise en place de deux assemblages combustibles irradié et neuf dans deux pots contenant du caloporteur (68, 69), avec remplissage du premier pot par l'assemblage irradié venant d'être extrait du cœur du réacteur par un bras de manutention, et du second pot par l'assemblage combustible neuf apporté par une hotte de transfert,
- des moyens de positionnement de ces deux pots, l'assemblage combustible irradié étant placé en position d'être accessible par la hotte de transfert tandis que l'assemblage combustible neuf est en position d'être repris par le bras de manutention,
des moyens de mise en place des deux assemblages combustibles, l'assemblage combustible neuf étant transporté dans le cœur du réacteur alors que l'assemblage combustible irradié est transporté hors du réacteur,
caractérisé en ce que les moyens de positionnement des deux pots sont des moyens de positionnement par mise en rotation à deux axes de rotation décalées (64, 65) réalisée par un seul moteur (71) .
2. Dispositif selon la revendication 1, qui comprend une structure monobloc, surmontée dans sa partie supérieure par un boîtier étanche (63) .
3. Dispositif selon la revendication 2, dans lequel la structure monobloc comprend un châssis métallique (61) parallélépipédique de forme allongée ouvert sur l'une (61) de ses faces allongées, les deux axes de rotation (64, 65), un couloir de sortie (66), fendu dans sa partie supérieure, et deux pots (68, 69) dans sa partie inférieure, reliés entre eux par une biellette (70) dans leur partie basse.
4. Dispositif selon la revendication 3, dans lequel le boîtier étanche (63) comprend un moteur (71) avec une vis sans fin (72) associée à deux roues crantées (73, 74) solidaires chacune d'un des deux axes de rotation (64, 65) permettant de réaliser une rotation simultanée de ces deux axes (64, 65) .
5. Dispositif selon la revendication 4, dans lequel le boitier étanche comprend un clapet (75) de fermeture de la partie supérieure du couloir de sortie ( 66) .
6. Dispositif selon la revendication 1, dans lequel le caloporteur utilisé est au sodium.
7. Réacteur nucléaire comprenant une cuve adaptée pour être remplie d'un caloporteur et à l'intérieur de laquelle sont agencés un coeur, des moyens de pompage pour faire circuler le caloporteur 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 un dispositif tel que revendiqué dans l'une quelconque des revendications précédentes.
8. Réacteur selon la revendication 7 qui est un réacteur à caloporteur sodium.
9. Procédé de remplacement d'un assemblage combustible irradié par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un réacteur nucléaire, qui comprend :
- une étape de mise en place de deux assemblages combustibles irradié et neuf dans deux pots contenant du caloporteur (68, 69), avec remplissage du premier pot par l'assemblage combustible irradié venant d' être extrait du cœur du réacteur par un bras de manutention, et du second pot par l'assemblage combustible neuf apporté par une hotte de manutention,
- une étape de positionnement de ces deux pots, l'assemblage combustible irradié étant placé en position d'être accessible par la hotte de transfert tandis que l'assemblage combustible neuf est en position d'être repris par le bras de manutention,
une étape de mise en place des deux assemblages combustibles, l'assemblage neuf combustible neuf étant transporté dans le cœur du réacteur alors que l'assemblage combustible irradié est transporté hors du réacteur, caractérisé en ce que l'étape de positionnement des deux pots est une étape de positionnement par mise en mouvement de rotation à deux axes de rotation décalés réalisée par un seul moteur.
10. Procédé selon la revendication 9, dans lequel on utilise un moteur (71) avec une vis sans fin (72) associée à deux roues crantées (73, 74) solidaires chacune d'un des deux axes de rotation (64, 65) .
11. Procédé selon la revendication 10, dans lequel on utilise un couloir de sortie et deux pots à caloporteur (68, 69) reliés entre eux par une biellette (70) .
12. Procédé selon la revendication 11, dans lequel on ferme l'orifice du couloir de sortie à l'aide d' un clapet (75) .
13. Procédé selon la revendication 9 dans lequel le caloporteur utilisé est du sodium.
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