FR2486295A1 - Coeur de reacteur nucleaire d'axe vertical, notamment pour reacteur du type refroidi par un metal liquide - Google Patents

Abstract

COEUR DE REACTEUR NUCLEAIRE D'AXE VERTICAL. LE REACTEUR COMPORTE UNE CUVE 2 FERMEE A SA PARTIE SUPERIEURE PAR UNE DALLE 5 DANS LAQUELLE UN BOUCHON TOURNANT 7 SUPPORTE LES MECANISMES DE BARRES DE COMMANDE LOGES AU-DESSUS DU COEUR 3 DANS UNE JUPE CYLINDRIQUE 10 AINSI QU'UN GRAPPIN DE MANUTENTION 12, 13 DES ELEMENTS COMBUSTIBLES DU COEUR. LA JUPE CYLINDRIQUE 10 COMPORTE UNE ECHANCRURE CYLINDRIQUE VERTICALE 17B CORRESPONDANT AU VOLUME BALAYE PAR LE GRAPPIN 12 LORS DE SES MOUVEMENTS DE TRANSLATION VERTICALE ET DE ROTATION, LES CASIERS DE LA GRILLE SITUES A L'APLOMB DE LADITE ECHANCRURE 17B ETANT LAISSES VIDES DE TOUT ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE ET UTILISABLES COMME POSTES DE REPRISE LORS DES OPERATIONS DE DECHARGEMENT. APPLICATION AUX REACTEURS NUCLEAIRES DU TYPE SURREGENERATEURS REFROIDIS AU SODIUM LIQUIDE.

Description

La présente invention se rapporte à une conception nouvelle de coeur de réacteur nucléaire d'axe vertical et s'applique notamment, bien que de façon non exclusive, aux réacteurs du type refroidis par un métal liquide contenu dans une cuve fermée à sa partie supérieure par une dalle horizontale. Les réacteurs nucléaires du type rappelé précé- demment et connus le plus souvent sous le nom de réacteur à neutrons rapides refroidis par métal liquide sont conçus dans les grandes lignes de la façon suivante.

Dans une cuve, généralement double, se trouve placé, dans la partie inférieure, le coeur proprement dit, comportant des assemblages combustibles destinés à permettre la réaction en chaîne génératrice d'énergie ainsi qu'un certain nombre d'éléments de protection neutronique les uns fixes, les autres mobiles entourant ledit coeur. Ce coeur baigne dans du sodium liquide fondu à une température de l'ordre de 55O0C, dans lequel des pompes primaires et des échangeurs intégrés ont la charge de faire circuler le sodium réfrigérant vers les assemblages de combustible du coeur et d'en extraire la chaleur qui s'y dégage.La partie supérieure de la cuve est fermée par une dalle de béton au milieu de laquelle se trouve au moins un et généralement deux bouchons tournants l'un dans l'autre autour de leurs axes respectifs, ceci afin de permettre toutes les opérations de chargement et de déchargement du combustible nucléaire proprement dit ainsi que l'introduction des barres de commande du réacteur et des différents dispositifs de mesure (thermocouples etc...) nécessaire à la surveillance du réacteur.Le grand bouchon tournant est géné ralement centré sur l'axe géométrique de la cuve, et le petit bouchon tournant excentré par rapport au grand bouchon, supporte entre autres dispositifs une jupe cylindrique d'axe vertical dans laquelle sont logés les mécanismes de barres de commande et d'instrumentation ainsi que le grappin de manutention des éléments combustibles du coeur et de la partie mobile de la protection neutronique de celui-ci, ledit grappin étant le plus souvent mobile à la ois en translation et en rotation et comportant éventuellement à son extrémité un bras déployable en forme de parallélogramme permettant de balayer une zone donnée du coeur.

Le coeur du réacteur est constitué d'éléments combustibles logés dans les casiers d'une grille dont la surface periphérique a la forme générale d'un prisme droit d'axe vertical, se rapprochant plus ou moins idéalement d'un cylindre de révolution d'ase circulaire.Dans les réalisations connues à ce jour, notamment par exemple dans les réacteurs français Phénix et Superphénix, on réalise la possibilité d'effectuer la manutention de tous les éléments combustibles du coeur et de la protection neutronique à l'aide d'un grappin comportant un seul bras monté rotatif sur le petit bouchon, en prévoyant diverses excentrements du coeur de la jupe et du petit bouchon de la façon suivante : l'axe de révolution du coeur est légèrement excentre par rapport à l'axe de la cuve et du grand bouchon tournant ; l'axe de la jupe contenant le mécanisme de contrôle et de commande est également excentré par rapport à l'axe du petit bouchon tournant et l'axe du grappin de manutention est également choisi de façon dissymétrique entre le bord externe du petit bouchon et le bord de la ju pe.Une telle disposition permet en effet, en combinant astucieusement les rotations des deux bouchons tournants et le déploiement en rotation du grappin, d'atteindre tous les éléments combustibles situés dans la grille et en particulier celui qui est situé dans l'axe du coeur ainsi que les éléments de la protection neutronique démontable.

Le grappin permet ainsi de saisir tous les éléments à décharger et de les déposer dans un poste de reprise provisoire où ils séjournent un certain temps en attendant d'être évacués vers une piscine de stockage.

Une solution de ce genre parfaitement viable et qui a fait ses preuves jusqu'à ce jour, comporte néanmoins certains inconvénients dus au fait que les mécanismes des barres de commande et l'instrumentation situés dans la jupe cylindrique d'axe vertical et supportés par le petit bouchon limitent de façon importante la possibilité de rapprocher le grappin de manutention de l'élément central. I1 en résulte la nécessité, pour que tous les éléments combustibles et les éléments de la protection neutronique périphérique puissent etre atteints, de prévoir un petit bouchon tournant doté d'un excentrement assez important par rapport à l'axe du coeur, ce qui conduit en particulier à réaliser un grand bouchon de diamètre très élevé.

Or, ces bouchons ont finalement une masse très importante, de l'ordre de plusieurs tonnes, et leur réalisation comme leur mise en rotation impose des solutions relativement couteuses.

La présente invention a pour objet un coeur de réacteur nucléaire d'une conception entièrement nouvelle, qui permet de réduire de façon très importante le diamètre du grand bouchon, éven tuellement de supprimer complètement le petit bouchon, réalisant ainsi une dimlnution très importante de la taille du bloc pile et par là même des économies très substantielles dans le prix de revient du réacteur.

Ce coeur de réacteur nucléaire d'axe vertical, notamment pour réacteur du type refroidi par un métal liquide contenu dans une cuve fermée à sa partie supérieure par une dalle horizontale, dans laquelle au moins un bouchon tournant supporte les mécanismes des barres de commande et d'instrumentation de mesure logés au-dessus du coeur dans une jupe cylindrique d'axe vertical ainsi qu'un grappin de manutention des éléments combustibles du coeur, mobile en translation et rotation autour de son axe, lesdits éléments combustibles étant logés dans les casiers d'une grille dont la surface périphérique a la forme générale d'un prisme droit d'axe vertical, est caractérisé en ce que la jupe cylindrique comporte une échancrure prismatique verticale exempte de tout mécanisme correspondant au volume balayé par le grappin lors de ses mouvements de translation et/ou de rotation, les casiers de la grille situés à l'aplomb de ladite échancrure verticale étant laissés vides de tout assemblage combustible et utilisables comme postes de reprise lors des opérations de déchargement.

Comme on le voit, un coeur de réacteur nucléaire selon la présente invention découle d'une conception entièrement nouvelle qui consiste, au lieu de se fixer a priori la forme du coeur et de la jupe cylindrique verticale qui le surmonte, pour définir le système de manutention en fonction de l'espace laissé libre lors de son déploiement en rotation, à définir au contraire a priori un systè me de manutention ayant un débattement déterminé et de construire en conséquence la jupe et le coeur contenant les assemblages du combustible.

A cet effet, la jupe comporte, selon l'invention, une échancrure prismatique verticale exempte de tout mécanisme et qui correspond au volume balayé par le grappin lors de ses mouvements de translation et/ou de rotation. Corrélativement bien entendu, les casiers de la grille qui sont situés à l'aplomb de ladite échancrure prismatique sont laissés vides de tout assemblage combustible et on peut les utiliser avantageusement comme postes de reprise pour stocker provisoirement les assemblages de combustible lors des opérations de chargement et de déchargement.

Conformément à l'invention, on dessert ainsi à l'aide du grappin de manutention une zone qui s'étend depuis un point proche de l'axe du grand bouchon tournant jusqu'à un point situé à une distance R de cet axe telle que tous les assemblages combustibles, les éléments déchargeables de la protection neutronique et les postes de reprise soient contenus dans un cylindre de rayon R d'axe vertical confondu avec l'axe du grand bouchon. Les éléments combustibles sont alors disposés dans la partie de la grille contenus dans ce cylindre, sauf au droit de l'air balayé par le bras de manutention. Comme on l'a vu précédemment en effet, aucun élément de commande ni de contrôle n'existe dans cette zone, et il n'est donc pas possible d'y prévoir des éléments combustibles. Dans le cas particulier très fréquent où le grappin de manutention se déploie en rotation autour de son axe, on obtient alors un coeur de réacteur nucléaire dont la partie active contenant des éléments combustibles a la forme d'un croissant de lune.

Selon une première variante de l'invention, la dalle est équipée de deux bouchons tournants, le second étant intérieur au premier, excentré par rapport à celui-ci et supportant la jupe cylindrique et le grappin de manutention.

Selon une autre variante de l'invention, la dalle comporte un seul bouchon tournant supportant la jupe cylindrique et le grappin de manutention et dans ce cas l'échancrure prismatique verticale pratiquée dans la jupe englobe au moins l'axe de la grille réceptrice des assemblages combustibles.

Selon une caractéristique également importante de la présente invention, lorsque le ou les bouchons tournants sont intérieurs à la couronne externe de la protection neutronique du coeur, on peut prolonger ladite couronne externe jusqu'à la dalle supérieure de fermeture de la cuve où elle assure ainsi une liaison mécanique de support entre la structure de support du coeur proprement dit et la dalle. Cet appui supplémentaire peut être dans certains cas très utile car il peut permettre de réduire l'épaisseur de la dalle et d'économiser par conséquent du béton en réduisant en meme temps le poids de l'ensemble.

Le principal avantage du coeur du réacteur nucléaire selon l'invention est de permettre une réduction très importante du diamètre du grand bouchon puisque l'excentrement important des deux bouchons qui était nécessaire dans l'art antérieur pour balayer l'ensemble du coeur avec un grappin de manutention dont le débattement était limité par la jupe des éléments de commande, n'a plus lieu d'etre. Si même, dans certains cas, le grappin de manutention est capable d'atteindre l'axe du grand bouchon, on peut alors envisager purement et simplement la suppression du petit bouchon tournant et se contenter d'un seul bouchon pour balayer tout le coeur.

Bien entendu, la diminution de la taille du bloc pile conduit à une économie substantielle, même s il est nécessaire de compenser les fuites accrues de neutrons dues à la forme en croissant du coeur par un plus grand enrichissement en isotopes fissiles, notamment lorsqu'on supprime un des bouchons.

De toute façon, l'utilisation à des fins de stockage des éléments à décharger, de l'espace neutralisé par le grappin de manutention à la périphérie de la grille du coeur, constitue également un avantage intéressant qui compense la perte de réactivité due à la forme en croissant du coeur.

L'utilisation d'un grappin déployable ou d'un grappin monté sur un bouchon tournant de faible dimension permet d'utiliser la totalité de la surface de stockage disponible. Ce petit bouchon peut comporter un moyen d'accès 21 à l'espace interne du bloc pile pour décharger, le réacteur étant en marche, les éléments usés et charger les éléments neufs. De toute façon, l'invention sera mieux comprise en se référant à la description qui suit d'un exemple de réalisation d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium conforme à l'art antérieur ainsi qu'à la description de plusieurs exem- ples de mise en oeuvre de coeur de réacteur de même type utilisant les caractéristiques de la présente invention.Les descriptions qui suivent seront faites en se référant aux figures 1 à 4 suivantes sur lesquelles
- la figure la montre en coupe schématique selon l'axe la conception d'un réacteur nu cléaire a neutrons rapides refroidi au sodium, d'un type en soi connu
- la figure lb montre la coupe schématique selon le plan horizontal XX du coeur de ce réacteur connu de la figure la ;
- la figure 2 montre en coupe selon le plan horizontal XX d'un réacteur un premier mode de mise en oeuvre d'une structure conforme à l'invention ;
- la figure 3 montre en coupe selon le plan horizontal XX d'un réacteur un deuxième mode de mise en oeuvre d'une structure conforme à l'invention ;
- la figure 4a montre en coupe selon le plan YY de la fibure 4b un mode de mise en oeuvre de la présente invention selon laquelle on utilise un seul bouchon tournant ;;
- la figure 4b montre en coupe selon l'axe la conception d'ensemble d'un réacteur utilisant la même structure que celle de la figure 4a
- la figure 4c montre en perspective, vue d'un point situé au sommet du coeur, l'agencement de la jupe et du grappin de manutention de l'exem- ple de mise en oeuvre des figures 4a et 4b.

Sur la figure la, on a représente en coupe selon l'axe un réacteur nucléaire du type à neutrons rapides refroidi par métal liquide d'un genre en soi connu. Un tel réacteur nucléaire comporte essentiellement dans une enveloppe en béton 1 une cuve métallique double 2 contenant du sodium dans lequel baigne un coeur d'assemblage combustible 3 muni de sa protection latérale 4. La cuve 2 est fermée à sa partie supérieure par une dalle 5 en beton dans laquelle sont situés deux bouchons tournants, à savoir un grand bouchon 6 et un petit bou chon 7 monté excentré par rapport au bouchon 6, chacun étant mobile en rotation autour de son axe.

On a également représenté sur la figure une pompe primaire à sodium 8 et un échangeur intermédiaire 9. Au-dessus du coeur 3 est prévu la jupe prismatique verticale 10 enfermant les barres de commande et les dispositifs de contrôle et d'instrumentation du réacteur, destinés à être introduits à certains moments du fonctionnement dans le coeur 3 comportant les assemblages combustibles. La jupe 10 est suspendue au petit bouchon tournant 7 et l'on a figuré schématiquement en 11 les sorties des barres de commande ou des canaux d'expérimentation du réacteur. Le petit bouchon 7 comporte également des moyens de suspension du grappin de manutention 12 mobile en translation selon son axe parallèlement à l'axe du réacteur et dont la partie inférieure comporte un bras éventuellement déployable 13 mobile en rotation autour de l'axe du grappin. Le grand bouchon 6 est centré sur l'axe vertical commun aux deux cuves 2 ; le coeur 3 est légèrement excentré par rapport à l'axe de ces cuves et l'excentrement du petit bouchon 7 par rapport au grand bouchon 10 est conçu de façon telle que le grappin de manutention 12 puisse en se déployant balayer successivement toute la surface du coeur 3, les éléments de couverture 14 et des éléments de protection neutronique latéraux déchargeables 4 et atteindre le poste de reprise des éléments déchargés 20 lorsque l'on combine les mouvements de rotation des bouchons 6 et 7 dans la dalle 5 et l'un par rapport à l'autre.

La figure lb qui est la coupe du dispositif de la figure la selon le plan horizontal XX permet de retrouver, schématiquement représentés, les bouchons tournants 6 et 7, le coeur proprement dit 3 entouré de sa courverture 14, de sa protection neutronique dechargeable 4 et de sa protection neutronique fixe 15. Le grappin 13 est représenté par son axe 12 et son aire de débattement maximum 16 représentée à titre d'exemple par un cercle.On voit sur cette figure que pour permettre le balayage complet du coeur 3 de la couverture 14, de la protection neutronique déchargeable 4 et du poste de reprise 20, à l'aide du grappin 13 monté dans le petit bouchon 7, il est nécessaire de prévoir un excentrement très important de ce petit bouchon 7 par rapport au grand bouchon 6, ce qui conduit, comme rappelé précédemment, à des dimensions très importantes pour chacun de ces deux bouchons.

Dans l'exemple de réalisation de la figure 2, on a, selon la présente invention, diminué l'excentrement et par suite les dimensions des deux bouchons tournants 6 et 7 en utilisant un coeur 3 de dimensions plus importantes mais possédant cette fois une forme de croissant avec une échancrure 17 dans laquelle vient se loger la zone de déploiement 16 du grappin 13. Le grappin 13 a les mêmes dimensions que selon 1exemple de la figure lb, mais il est situé sur le petit bouchon 7 de façon à ce que le poste de reprise 20 ou de stockage des éléments déchargés dans le coeur 3 se trouve à la partie périphérique de la protection neutronique déchargeable 4.Par rapport au mode de réalisation connu de la figure lb, on a donc à la fois augmenté le volume du coeur, diminué la taille des bouchons tournants 6 et 7
Dans l'exemple de réalisation de la figure 3, on a diminué encore l'excentrement et choisi le diamètre du grand bouchon tournant 6 de façon telle qu'il soit intérieur à la périphérie de la protection neutronique fixe 15. Ceci conduit à un avantage très substantiel de la présente invention qui réside dans la possibilité de pouvoir prolonger cette protection neutronique fixe 15 au-dessus du coeur jusqu'à la dalle fixe réalisant ainsi un appui de cette dalle sur les structures de support du coeur 3. Cette disposition a plusieurs avantages ; elle permet notamment de diminuer l'épaisseur de la dalle puisque celle-ci repose maintenant en partie par la protection neutronique périphérique du coeur sur le sommier support de ce dernier.Simultanément, dans la variante de la figure 3, on a choisi un bouchon 7 plus petit que dans les deux exemples précédents des figures lb et 2 et on a conçu le grappin 13 avec un débattement 16 plus grand, ce qui facilite les opérations de manutention et agrandit encore les dimensions de la zone de stockage ou de reprise des éléments combustibles usagés avant leur transfert en piscine.

Sur la figure 4a enfin, on a décrit un mode de mise en oeuvre de l'invention dans lequel il n'existe plus qu'un seul bouchon tournant 7 également intérieur à la protection neutronique démontable 4 du coeur et dans lequel l'entaille 17 creusée dans celui-ci se déploie jusqu'au centre du coeur 3 permettant ainsi le balayage complet de tous les éléments déchargeables à l'aide du grappin 13 et de sa zone d'expansion maximale 16. Dans ce cas, la zone de stockage de la grille neutralisée par le grappin 13 est très importante et peut être utilisée pour un stockage interne.De la même fa çon, la réduction de diamètre du grand bouchon 7 par rapport aux bouchons des figures précédentes 1 à 3, permet là encore de prolonger la protection neutronique du coeur jusqu a la dalle 5 et de lui fournir ainsi un point d'appui supplémentaire dans le cas où la structure du coeur est une structure reposant sur un sommier lui-même appuyé sur le fond de la cuve qui repose sur le fond du puits de cuve.

Sur la figure 4b, on retrouve les éléments du réacteur dejà mentionnés sur la figure la représentant l'art connu, à cette différence près que l'on voit l'échancrure 17b creusée dans la jupe 10 supportée par le bouchon 7, échancrure dans laquelle se déploie l'extrémité 13 du grappin de manutention 12. Cette échancrure 17b englobe l'axe du coeur et l'on voit également dans le coeur 3 l'échancrure 17 correspondant à la limite de la zone en forme de croissant séparant la grille réceptrice des assemblages combustibles en deux parties, à savoir une partie 19a contenant les assemblages et une partie 19b réservée au stockage.Comme dans les exemples précédents, la protection neutronique latérale fixe 15 s'étend depuis le coeur 3 jusqu'à la dalle supérieure 5 réalisant ainsi l'appui mécanique dont il a été question précédemment.

La figure 4c montre en perspective, vue depuis le sommet du coeur 3, la réalisation des figures 4a et 4b permettant de mieux comprendre les formes choisies pour la jupe et le coeur en forme de croissant.

Sur cette figure 4c, on retrouve la protection neutronique externe fixe 15, la jupe cylin dorique 10 contenant les éléments de contrôle et d'instrumentation du réacteur, la tige du grappin 12 et son parallélogramme de déploiement 13. Le coeur 3 est muni de ses couvertures 14 et de ses protections neutroniques 4 déchargeables et l'on voit l'entaille 17b faite conformément à l'invention dans la jupe 10 pour permettre le débattement du parallélogramme 13 du grappin 12. La grille 19 du coeur est de la même façon divisée par l'arc de cercle 17 en deux parties, une partie 19a en forme de croissant comportant des éléments combustibles et une partie 19b située à l'aplomb vertical de l'échancrure 17b de la jupe 10 et servant uniquement de stockage ou de reprise aux éléments combustibles lors des opérations de manutention de ceuxci. On voit également que le débattement 13 du grappin 12 permet d'accéder non seulement à tous les casiers de la grille 19 y compris le casier central, mais également à la protection neutronique déchargeable 14.

Claims (6)

REVENDICATIONS

1. Coeur de réacteur nucléaire d'axe vertical notamment pour réacteur du type refroidi par un métal liquide contenu dans une cuve (2) fermée à sa partie supérieure par une dalle (5) horizontale, dans laquelle au moins un bouchon tournant (7) supporte les mécanismes de barres de commande et d'instrumentation de mesure logés au-dessus du coeur (3) dans une jupe cylindrique (10) d'axe vertical ainsi qu'un grappin de manutention (12, 13) des éléments combustibles du coeur, mobile en translation et/ou rotation autour de son axe, lesdits éléments combustibles étant logés dans les casiers d'une grille (19) dont la surface périphérique a la forme générale d'un prisme droit d'axe vertical, caractérisé en ce que la jupe cylindrique (10) comporte une échancrure prismatique verticale (17b) exempte de tout mécanisme correspondant au volume balayé par le grappin (12) lors de ses mouvements de translation et/ou de rotation, les casiers de la grille situés à l'aplomb de ladite échancrure prismatique verticale (17b) étant laissés vides de tout assemblage combustible et utilisables comme postes de reprise lors des opérations de déchargement.

2. Coeur de réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que la dalle (5) comporte deux bouchons (6) tournants, à savoir un grand bouchon centré sur l'axe de la grille du coeur et un petit bouchon (7), intérieur au premier excentré par rapport à celui-ci et supportant la jupe cylindrique (10) et le grappin de manutention (12, 13).

3. Coeur de réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que la dalle (5) comporte un seul bouchon tournant (7) supportant la jupe cylindrique (10) et le grappin de manutention (12, 13), l'échancrure cylindrique verticale (17b) pratiquée dans ladite jupe englobant au moins l'axe de la grille réceptrice (19) des assemblages combustibles.

4. Coeur de réacteur selon l'une quelconque des revendications 2 et 3, caractérisé en ce que le ou les bouchons tournants (6, 7) étant intérieurs à la couronne externe de la protection neutronique du coeur, ladite couronne externe (15) s'étend jusqu'à la dalle supérieure (5) assurant ainsi une liaison mécanique de support entre la structure de support du coeur (3) et la dalle (5).

5. Coeur de réacteur selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce que la tige de manutention du grappin est montée sur un petit bouchon tournant permettant de desservir, réacteur en marche, la totalité de la zone de stockage située à l'aplomb de l'échancrure (17b) de la jupe (10) contenant les mécanismes de commande et l'instrumentation.

6. Coeur selon la revendication 5, caractérisé en ce que le petit bouchon portant la tige de manutention comporte un passage étanche 21 entre le dessus de la dalle et l'intérieur du bloc pile permettant de décharger les éléments usés et de charger les éléments neufs dans le stockage interne.