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 10 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 15 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 20 Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium (SFR) comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le coeur. Un bouchon couvercle coeur ou BCC référencé 30 sur la figure 1, situé au-dessus du coeur, comprend l'instrumentation nécessaire au contrôle 25 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 30 plusieurs échangeur(s) intermédiaires(s), avant d'être5 SP 38429 DB 2 utilisée pour produire de la vapeur dans un générateur de vapeur. Cette vapeur est ensuite envoyée dans une turbine pour la transformer en énergie mécanique, à son tour transformée en énergie électrique. Le circuit intermédiaire permet d'isoler le sodium primaire qui est dans la cuve, par rapport au générateur de vapeur et ce, en raison des réactions violentes susceptibles de se produire entre le sodium et l'eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur en cas d'une éventuelle rupture d'un tube de ce dernier. Il y a ainsi deux circuits en sodium l'un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le coeur et un (des) échangeur(s) de chaleur intermédiaire(s), l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de 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 SP 38429 DB 3 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 coeur 11 pour emporter les calories produites. En sortie du coeur 11, le sodium primaire arrive dans une zone 12 de la cuve 13 du réacteur obturée par la dalle de fermeture 24 couramment appelée collecteur chaud. Ce collecteur chaud est séparé d'une autre zone 14, appelée collecteur froid, par une paroi 15 de forme cylindriquo-conique appelée redan, constituée d'une partie inférieure 15a qui entoure le coeur 11 et qui a une forme générale de tronc de cône et d'une partie supérieure 15b qui est une portion cylindrique. Chaque échangeur intermédiaire 16 est constitué d'un faisceau de tube dans lequel circule le sodium secondaire et entre lesquels circule le sodium primaire. Les références 28 et 29 correspondent à un tuyau d'amenée et à un tuyau de sortie de sodium secondaire. Dans cet échangeur intermédiaire 16, le sodium secondaire entre dans un tube central, traverse l'échangeur, et débouche en bas de l'échangeur dans une SP 38429 DB 4 boîte de distribution, qui permet d'alimenter en sodium tous les tubes du faisceau de tubes, pour ressortir au niveau d'un collecteur de sortie. Le trajet suivi par le sodium primaire est schématisé en pointillés 27 sur la figure 1. Le sodium primaire entre dans chaque échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres d'entrée 17 situées dans le collecteur chaud 12, cède sa chaleur au sodium secondaire, en longeant les tubes de chaque échangeur intermédiaire 16, et sort de l'échangeur intermédiaire par des fenêtres de sortie 18. Dans le collecteur froid 14, le sodium primaire est aspiré par des moyens de pompage 19 et envoyé directement vers l'entrée du coeur 11, située en dessous de celui-ci. Les moyens de pompage 19 sont constitués par des pompes électromécaniques dont l'arbre s'étend verticalement sensiblement sur toute la hauteur de la cuve 13 et traverse la dalle de fermeture 24. La circulation du sodium dans chaque échangeur intermédiaire 16 s'effectue par gravité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14. La charge motrice du sodium primaire Cm entre les deux collecteurs 12, 14 est calibrée à une valeur d'environ 2 m correspondant à la différence H de niveau entre celui 20 du collecteur chaud 12 et celui 21 du collecteur froid 14. Plusieurs échangeurs spécifiques 25, de taille plus petite que les échangeurs intermédiaires 16, permettent d'évacuer la puissance résiduelle du coeur, qui provient de la décroissance radioactive des produits de fission qui ont été créés lors des réactions nucléaires lorsque le réacteur était en puissance (fonctionnement normal). Ces échangeurs 25 ne sont mis en action que lorsque le SP 38429 DB réacteur est à l'arrêt ou en cas d'incident. Le chemin hydraulique du sodium primaire est constitué de la colonne chaude représentée schématiquement par la flèche en traits pleins 26 et de la colonne froide 5 représentée par la flèche en pointillés 27. 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 coeur 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 coeur nucléaire, SP 38429 DB 6 - 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 coeur 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 coeur 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 SP 38429 DB 7 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 coeur 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 coeur 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 coeur 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 SP 38429 DB 8 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 coeur 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 SP 38429 DB 9 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 coeur 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 coeur alors que l'assemblage combustible irradié est transporté hors du réacteur, caractérisé en ce que les moyens de positionnement des SP 38429 DB 10 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, SP 38429 DB 11 - 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 coeur 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 SP 38429 DB 12 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 coeur 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 l'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 SP 38429 DB 13 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 20 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. 25 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 30 figure 8. 10 15 SP 38429 DB 14 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.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION 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 coeur nucléaire par un bras de manutention primaire et, avantageusement, un ringard de SP 38429 DB 15 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 coeur du réacteur alors que l'assemblage combustible irradié est transporté hors du réacteur. Le dispositif de l'invention comprend un 15 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 20 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 25 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. 30 Le boîtier étanche 63 comprend un moteur 71 avec une vis sans fin 72 associée à deux roues crantées SP 38429 DB 16 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.
SP 38429 DB 17 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 oeuvre 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.
SP 38429 DB 18 REFERENCE [1) « Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium » de Jean-Paul Cretté (Techniques de l'ingénieur, BN 3170, pages 1-24, 10 juillet 2005).10