FR3053517A1

FR3053517A1 - Systeme de verrouillage mecanique du mecanisme hydraulique de deplacement des barres de controle d'un reacteur nucleaire, de type smr

Info

Publication number: FR3053517A1
Application number: FR1656285A
Authority: FR
Inventors: Guy-Marie Gautier; Pierre Allegre
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA; Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 2016-07-01
Filing date: 2016-07-01
Publication date: 2018-01-05
Anticipated expiration: 2036-07-01
Also published as: FR3053517B1; WO2018002305A1

Abstract

La présente invention concerne un système de de verrouillage des barres de contrôles dans leur position d'arrêt des réactions nucléaires. Grâce à l'invention, on peut garantir la sûreté de transport et/ou de manutention d'un réacteur nucléaire avec son cœur (éléments combustibles) selon l'invention, en particulier un réacteur SMR, à commande hydraulique des barres de contrôle nucléaire, même en cas de renversement du réacteur.

Description

Titulaire(s) : COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES Etablissement public.

Demande(s) d’extension

Mandataire(s) : CABINET NONY.

SYSTEME DE VERROUILLAGE MECANIQUE DU MECANISME HYDRAULIQUE DE DEPLACEMENT DES BARRES DE CONTROLE D'UN REACTEUR NUCLEAIRE, DE TYPE SMR.

FR 3 053 517 - A1 (5/) La présente invention concerne un système de de verrouillage des barres de contrôles dans leur position d'arrêt des réactions nucléaires.

Grâce à l'invention, on peut garantir la sûreté de transport et/ou de manutention d'un réacteur nucléaire avec son coeur (éléments combustibles) selon l'invention, en particulier un réacteur SMR, à commande hydraulique des barres de contrôle nucléaire, même en cas de renversement du réacteur.

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SYSTEME DE VERROUILLAGE MECANIQUE DU MECANISME HYDRAULIQUE DE DEPLACEMENT DES BARRES DE CONTROLE D’UN REACTEUR NUCLEAIRE, DE TYPE SMR

Domaine technique

La présente invention concerne un système de verrouillage mécanique du mécanisme hydraulique de déplacement des barres de contrôle d’un réacteur nucléaire.

L’invention vise à assurer le verrouillage mécanique dans la position insérée des barres de contrôle dans les espaces entre assemblages combustibles, correspondant à l’arrêt de toute réaction nucléaire.

L’application principale visée par l’invention concerne les réacteurs nucléaires dits de petite ou moyenne puissance ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), qu’ils soient modulaires ou non.

De manière générale, bien que décrite en référence avec l’application principale, l’invention s’applique à tous les réacteurs nucléaires, notamment ceux de puissance supérieure aux réacteurs SMR, et ce quelle soit à la technologie (réacteurs à eau pressurisée (REP), à eau bouillante (REB), à neutrons rapides (RNR)), et le cycle combustible mis en œuvre.

Art antérieur

Les barres de commande ou contrôle dans un réacteur nucléaire sont constituées généralement par des tubes cylindriques contenant un ou des matériaux neutrophages, c’est-à-dire qui absorbe les neutrons avec sensiblement les mêmes dimensions que les crayons ou assemblages combustibles logés au sein du réacteur.

Ces barres de contrôle ont ainsi pour fonction d’absorber des neutrons afin que le flux neutronique diminue, et donc que le nombre de fissions dans le cœur de réacteur diminue, ce qui entraîne une baisse de la puissance thermique du cœur.

Le déplacement de ces barres, généralement vertical, par insertion ou retrait au sein des assemblages de crayons de combustible permet des changements rapides de puissance (réactivité du cœur) et même un arrêt du réacteur nucléaire en cas d'urgence. Dans la plupart des existants, plus particulièrement les réacteurs REP, l’insertion des barres de commande se fait du haut vers le bas tandis que dans d’autres, notamment dans les réacteurs REB, elle réalisée de bas vers le haut pour des raisons d’interférence mécanique entre composants.

L’intégration des barres de contrôle et de leur mécanisme de déplacement au sein du cœur d’un réacteur nucléaire nécessite de fait une comptabilité avec le caloporteur du circuit primaire du réacteur.

Il est déjà connu de pouvoir mettre en œuvre un mécanisme hydraulique de déplacement des barres de contrôle, qui a l’avantage d’être compatible avec le caloporteur en particulier avec de l’eau d’un réacteur nucléaire et d’éviter des systèmes de déplacement mécaniques et/ou électromagnétiques. Ainsi, c’est la circulation maîtrisée d’un flux de caloporteur, en particulier l’eau, dans le mécanisme qui permet le déplacement de toutes les grappes de commande du réacteur, c’est-à-dire des barres de contrôle nucléaire et des barres d’arrêt d’urgence. Par la suite et dans l’ensemble de la demande, on entend par « barres de contrôle », l’ensemble des barres qui pilotent les réactions nucléaires y compris celles uniquement destinés à l’arrêt d’urgence des réactions.

Le brevet US 5276719 de la société SIEMENS propose ainsi un tel mécanisme hydraulique qui permet un contrôle stable et précis de la course de déplacement des barres de contrôle nucléaire. Ce mécanisme comprend essentiellement deux cylindres montés coaxiaux, dont l’un forme un piston adapté à se déplacer axialement à l’intérieur de l’autre formant le cylindre fixe. Le piston est réalisé avec une alternance de saillies et de creux sur sa périphérie extérieure tandis que le cylindre comprend une alternance de saillies et de creux sur sa périphérie intérieure, les saillies et creux du cylindre étant de formes géométriques complémentaires avec celles du piston et définissent entre eux un espace annulaire avec étranglement à l’intérieur duquel le fluide de déplacement, qui est l’eau du circuit primaire, peut circuler. L’étranglement ainsi défini permet de déplacer de manière stable et précise les barres de contrôle car le fluide de déplacement peut circuler dans un sens ou l’autre en déplaçant le piston par petits incréments. En cas d’arrêt d'urgence requis, le flux de fluide à l’intérieur du mécanisme est interrompu, ce qui provoque la translation vers le bas du piston et donc ces barres de contrôle qui peuvent tomber par gravité dans le réacteur, c’est-à-dire sur toute la hauteur des assemblages combustibles. La réaction nucléaire en chaîne est alors également interrompue.

Il existe des réacteurs nucléaires de type SMR déjà en service dans le monde entier. De nombreux projets de SMR sont également en cours de développement, notamment aux Etats-Unis, en Russie et en France.

Selon la définition officielle donnée par l’Agence Internationale de l’Energie Atomique, il s’agit de réacteurs nucléaires dont la puissance est inférieure à 300 Mégawatts électriques (MWé).

Ils sont conçus pour être fabriqués en usine sous la forme de modules, leur aspect modulaire devant permettre de les rendre transportable afin d’être installés sur site, notamment en mer comme envisagé dans certains projets.

Ces réacteurs SMR peuvent être construits sous la forme d’une unité isolée ou en modules assemblés par la suite pour constituer une centrale de grande puissance dite multi-modules.

Les inventeurs ont identifié un problème susceptible de se rencontrer pour ces réacteurs SMR, dont certains peuvent être transportés et/ou manutentionnés avec leur combustible. On peut citer ici le projet connu sous la dénomination « Flexblue » au nom de la société DCNS qui prévoit de tels réacteurs SMR.

Lors du transport et/ou la manutention d’un réacteur SMR entier avec son combustible, un incident pourrait provoquer le renversement du réacteur, et par là, le désengagement des barres de contrôle de leur position insérée complètement dans le cœur dans les espaces entre assemblages combustibles, c’est-à-dire d’arrêt de toute réaction nucléaire. Cela aurait comme conséquence de pouvoir réactiver la réaction nucléaire, qui serait de ce fait incontrôlée.

Un verrouillage mécanique de ces barres de contrôle apparaît dès lors obligatoire.

Il existe donc un besoin d’améliorer les réacteurs nucléaires de type SMR, notamment afin de garantir un verrouillage mécanique des barres de contrôle nucléaire lors du transport et/ou la manutention de ces réacteurs en vue d’éviter tout désengagement desdites barres.

Le but de l’invention est donc de répondre au moins partiellement à ce besoin.

Exposé de l’invention

Pour ce faire, l’invention a pour objet un réacteur nucléaire, en particulier un réacteur SMR, comprenant :

- des barres de contrôle nucléaire réunies entre elles sous forme de grappe(s);

- une plaque de maintien, fixée à l’intérieur de la cuve du réacteur, dans laquelle est réalisée au moins une ouverture traversante formant un guide de déplacement d’une grappe;

- au moins un mécanisme hydraulique de déplacement d’au moins une grappe comprenant deux cylindres montés coaxiaux, dont l’un forme un piston solidaire de la grappe et adapté à se déplacer axialement à l’intérieur de l’autre formant le cylindre fixe, le piston comprenant une alternance de saillies et de creux sur sa périphérie extérieure tandis que le cylindre comprend une alternance de saillies et de creux sur sa périphérie intérieure, les saillies et creux du cylindre étant de formes géométriques complémentaires avec celles du piston en définissent entre eux un espace annulaire avec étranglement à l’intérieur duquel un fluide de déplacement peut circuler afin de déplacer le piston relativement au cylindre fixe; le piston comprenant en outre sur sa périphérie extérieure une gorge de section semi-circulaire; le cylindre comprenant en outre sur sa périphérie intérieure une gorge de section semi-circulaire ; la gorge du piston étant destinée à être dans une position en regard de celle du cylindre lorsque les barres de contrôle sont dans leur position permettant l’arrêt des réactions nucléaires ;

- un moyen de verrouillage mécanique du piston par rapport au cylindre, comprenant un élément flexible allongé, dont la longueur est au moins égale à la circonférence de la gorge du piston, et au moins une bille sphérique fixée sur l’élément flexible ;

- des moyens de déplacement du moyen de verrouillage mécanique pour enrouler l’élément flexible avec sa bille, à l’intérieur de la cavité formée entre la gorge du piston et celle du cylindre et par là, le maintien des barres de contrôle dans leur position d’arrêt des réactions nucléaires.

De préférence, dans leur position d’arrêt des réactions nucléaires, les barres de contrôle sont dans une position basse obtenue par retombée par gravité.

Selon un mode de réalisation avantageux, une pluralité de billes sphériques sont fixées sur l’élément flexible allongé en formant un cordon de billes ouvert, que l’on peut aussi désigner comme étant un chapelet de billes. De préférence, ces billes sont régulièrement espacées l’une de l’autre le long du chapelet. De préférence encore, la distance entre la première bille et l’avant dernière du chapelet, considérée dans le sens de l’enroulement, est sensiblement égale à la circonférence de la gorge du piston de sorte que la mise en butée entre cette première bille et l’avant dernière bille détermine le verrouillage effectif.

Un avantage important à réaliser le moyen de verrouillage sous la forme d’un cordon de billes est qu’il peut permettre de déterminer aisément de manière mécanique un mauvais positionnement initial des barres de contrôle, c’est-à-dire ne correspondant pas à une position d’arrêt des réactions nucléaires. Ainsi, une mauvaise position des barres de contrôle peut se traduire par une insertion d’une longueur trop importante du cordon ou par l’impossibilité d’introduction du collier entre le piston et le cylindre.

Selon un autre mode de réalisation avantageux, la tuyauterie d’amenée du fluide de déplacement qui débouche entre le piston et le cylindre fixe constitue celle d’amenée de l’élément flexible.

Autrement dit, l’invention consiste à définir un élément flexible de verrouillage mécanique du piston de déplacement des barres de contrôle nucléaire, par blocage dudit piston relativement à son cylindre fixe au moyen d’une bille sphérique supportée par l’élément flexible introduit au préalable.

L’élément flexible est avantageusement introduit à la manière d’un endoscope, par la tuyauterie de circulation du fluide de déplacement, ce qui a pour avantage considérable de ne pas avoir de tuyauterie spécifique à réaliser. En outre, lors de l’introduction de l’élément flexible pour qu’il soit amendé dans sa configuration de verrouillage, on peut maintenir à l’intérieur de la tuyauterie le fluide de déplacement sans débit. Le fluide de déplacement est avantageusement le caloporteur du réacteur, notamment de l’eau dans le cas d’un réacteur à eau pressurisée.

Ainsi, l’élément flexible de verrouillage selon l’invention peut être aisément amené depuis l’extérieur de la cuve de réacteur à l’intérieur de la tuyauterie du circuit de déplacement hydraulique.

Lorsqu’on dimensionne l’élément flexible allongé et la ou les billes de verrouillage supportée(s) par l’élément flexible, on veille bien entendu à ce qu’un jeu suffisant soit défini entre le diamètre extérieur des billes et celui intérieur de la tuyauterie. On permet ainsi au fluide de déplacement d’être chassé par l’élément flexible lors de sa progression dans la tuyauterie.

Il va de soi que l’on veille également à ce que la flexibilité de l’élément avec la ou les billes qui y sont fixée(s) soit suffisante pour que la progression dans la tuyauterie se fasse sans difficulté, c’est-à-dire sans coincement mécanique, et ce en tenant compte du dimensionnement et de la forme de la tuyauterie.

Enfin, compte-tenu des efforts de cisaillement relativement importants auxquels peut être soumis l’élément flexible dans sa configuration de verrouillage du fait du poids du piston et de la ou des grappes supportant des barres de contrôle, on veille à ce que l’élément flexible de verrouillage soit résistant à ces efforts de cisaillement

Ainsi, grâce à l’invention, on assure de manière efficace et simple, une fonction mécanique de verrouillage des barres de contrôles dans leur position d’arrêt des réactions nucléaires.

Par-là, on peut garantir la sûreté de transport et/ou de manutention d’un réacteur nucléaire avec son cœur (éléments combustibles) selon l’invention, en particulier un réacteur SMR, à commande hydraulique des barres de contrôle nucléaire, même en cas de renversement du réacteur.

Description détaillée

D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes parmi lesquelles :

- la figure 1 est une vue schématique en coupe longitudinale d’un réacteur nucléaire SMR selon l’invention mettant en œuvre une technologie à eau pressurisée (REP);

- la figure 2 est une vue schématique en coupe longitudinale d’une partie du réacteur selon la figure 1 dans laquelle le système de verrouillage de l’invention est destiné à être mis en œuvre;

- la figure 3 est une vue schématique de détail de la figure 2 montrant le mécanisme de déplacement hydraulique des barres de contrôle du réacteur nucléaire selon l’invention ;

- la figure 4 est également une vue schématique de détail du mécanisme de déplacement hydraulique selon la figure 3 montrant l’agencement relatif du piston à l’intérieur du cylindre fixe ;

- la figure 5 A est une vue schématique de détail en coupe montrant le fonctionnement du mécanisme de déplacement hydraulique selon les figures 3 et 4, dans une configuration de pilotage de fonctionnement du réacteur nucléaire ;

- la figure 5B est une vue schématique de détail en coupe montrant le fonctionnement du mécanisme de déplacement hydraulique selon les figures 3 et 4, montrant le positionnement du piston du mécanisme sans débit de fluide de déplacement, cette position correspondant à une position des barres de contrôle nucléaire dans une configuration d’arrêt du réacteur nucléaire;

- la figure 5C correspond à la figure 5B et montre en outre le moyen de verrouillage du piston du mécanisme de déplacement hydraulique, dans sa position d’insertion enroulée autour du piston qui verrouille la position des barres de contrôle nucléaire dans une configuration d’arrêt du réacteur nucléaire ;

- les figures 5D et 5E montrent des situations de mauvais positionnement du piston avec respectivement une trop grande longueur du moyen de verrouillage insérée ou au contraire une impossibilité d’insertion de ce dernier.

Dans l’ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inféneur », « supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve d’un réacteur nucléaire selon l’invention telle qu’elle est agencée en configuration verticale de fonctionnement. Ainsi, dans une configuration de fonctionnement, la partie supérieure de la cuve d’un réacteur est celle située au-dessus du cœur.

Il va de soi que seule une partie des composants d’un réacteur nucléaire de type SMR est illustrée schématiquement sur les figures afin d’expliquer l’invention.

On a représenté en figure 1, un réacteur nucléaire avec une architecture de type SMR, mettant en œuvre une technologie à eau pressurisée en tant que caloporteur.

Un tel réacteur 1 comporte une cuve 10 de réacteur remplie d’eau, dit fluide pf maire, et à l’intérieur de laquelle est présent le cœur de réacteur 11. Les assemblages combustibles non représentés sont inséré dans le cœur 11 en étant maintenus à la verticale depuis le bas du cœur jusqu’à une plaque supéneure 12 dite plaque de sortie du cœur.

Comme illustré schématiquement en figures 1 et 2, un ensemble de guides 13 est agencé en étant maintenu entre la plaque de sortie du cœur 12 et une autre plaque audessus 14, dite plaque de maintien des guides.

Au-dessus de cette plaque 14 de maintien des guides 13 est (sont) agencé(s) un ou plusieurs mécanismes 2 de déplacement hydraulique des barres de contrôle nucléaire.

Enfin au-dessus de cet espace de logement du ou des mécanismes de déplacement hydraulique 2 est agencé un dispositif de pressurisation d’eau 17, séparé du bas du réacteur 1 par une plaque de séparation 16 prévue à cet effet.

La figure 3 montre en détail l’agencement relatif du mécanisme de déplacement hydraulique 2 des barres de contrôle dans le réacteur nucléaire 1. Ainsi, on peut voir sur cette figure que l’ensemble de guide des barres de contrôle comprend des guides sous forme de tubes 18 fixés entre les deux plaques de maintien respectives 12, 14.

Une pluralité de barres de contrôle nucléaire 19 sous la forme d’une même grappe peut coulisser à l’intérieur d’une tube 18 par actionnement du mécanisme de déplacement hydraulique 2. Le fluide de déplacement est avantageusement le fluide caloporteur du réacteur et donc dans l’exemple illustré de réacteur SMR, constitué par l’eau.

Plus précisément, le mécanisme 2 comprend deux cylindres 20, 21 montés coaxiaux, dont l’un forme un piston 20 adapté à se déplacer axialement à l’intérieur de l’autre formant le cylindre fixe 21 par l’alimentation d’un débit à l’intérieur de la tuyauterie d’alimentation 22 prévue à cet effet.

Le piston 20 est solidaire d’une grappe par le biais d’un embout 23, de préférence démontable. Le cylindre fixe 21 est monté fixe dans une ouverture traversante 15 de la plaque de maintien 14 des grappes.

Cette ouverture traversante 15 à travers laquelle le piston 20 peut coulisser forme ainsi un guide de déplacement d’une grappe de barres.

Des ouvertures 15A permettent de laisser passer le fluide caloporteur du cœur vers le générateur de vapeur.

Comme montré aux figures 5A à 5E, un joint 3, de préférence métallique par rapport à la température de fonctionnement, monté à l’intérieur du cylindre fixe 21 assure l’étanchéité autour du piston 20.

En figure 4, on a détaillé la réalisation du piston 20 et du cylindre fixe 21 dans lequel le piston 20 peut coulisser sous l’effet d’un fluide de déplacement qui circule avec un certain débit entre eux.

Le piston 20 comprend une alternance de saillies 24 et de creux 25 sur sa périphérie extérieure.

Le cylindre fixe 21 comprend également une alternance de saillies 26 et de creux 27 sur sa périphérie intérieure.

Les saillies 26 et creux 27 du cylindre 21 sont de formes géométriques complémentaires avec celles 24, 25 du piston en définissent entre eux un espace annulaire avec étranglement à l’intérieur duquel le fluide de déplacement peut circuler avec débit du bas vers le haut afin de déplacer le piston 20 relativement au cylindre fixe 21.

De préférence, comme dans le mode illustré, les saillies 24 et creux 25 du piston 21 ainsi que les saillies 26 et creux 27 du cylindre fixe 21 sont réalisés sous la forme de cannelures circonférentielles 28, 29. De préférence encore, ces cannelures 28, 29 sont de section trapézoïdale.

Comme symbolisé au moyen des flèches en figure 5A, l’eau du réacteur est amenée avec un certain débit dans la tuyauterie 22 entre les cannelures 28 du piston 20 et les cannelures 29 du cylindre fixe 21.

En fonction du débit introduit, on peut maintenir à l’équilibre dans une certaine position, c’est-à-dire à une certaine hauteur, le piston 20 et donc les barres de contrôle 19 solidaires du piston 20.

En faisant varier le débit d’eau introduit, on peut faire varier la position du piston 20, et donc on pilote le fonctionnement du réacteur puisque les barres de contrôle 19 sont plus ou moins introduites sur la hauteur des assemblages combustibles au sein du cœur 10.

Le mécanisme de déplacement hydraulique 2 avec les cannelures 28, 29 respectivement du piston 20 et du cylindre 21, telles qu’illustrées, a pour avantage de permettre un déplacement très stable et très précis du piston 20 et donc au final du pilotage du réacteur nucléaire 20.

Les inventeurs ont pensé à introduire une fonction nouvelle de verrouillage mécanique du déplacement du piston 20 et donc des barres de contrôle 19 solidaires de celui-ci.

Cette nouvelle fonction de verrouillage mécanique permet de répondre à toute situation non prévue de renversement du réacteur en cours de transport et/ou de manutention qui pourrait conduire au déplacement non souhaité des barres de contrôle nucléaire 19 depuis leur position retombée par gravité au sein du cœur de réacteur qui correspond à un arrêt de ce dernier.

ίο

Ce verrouillage mécanique du piston 20 par rapport au cylindre 21 est assuré par un système 4 décrit ci-après.

Le système 4 comprend tout d’abord en outre une gorge de section semicirculaire 40 réalisé sur la périphérie extérieure du piston 20 et également une gorge de section semi-circulaire 41 réalisée sur la périphérie intérieure du cylindre 21.

Comme illustré en figure 5B, la gorge 40 du piston 20 est dans une position en regard de la gorge 21 du cylindre 21 en formant une cavité 42 de section sensiblement circulaire, lorsqu’aucun débit n’est délivré au fluide de déplacement du piston 20, et que les barres de contrôle 19 sont tombées par gravité dans une position de butée basse dans le cœur 11 permettant l’arrêt des réactions nucléaires.

Le système 4 comprend également un moyen de verrouillage 43 constitué d’un élément flexible allongé 44, dont la longueur est au moins égale à la circonférence de la gorge 40 du piston 20, et au moins une bille sphérique 45, 45.1, ...45.i, 45.Î+1 fixée sur l’élément flexible 43.

Selon un mode de réalisation avantageux, comme illustré en figure 5C, une pluralité de billes sphériques 45, 45.1, ...45.i, 45.Î+1 sont fixées sur l’élément flexible allongé 20 en formant un cordon de billes ouvert, dit chapelet de billes.

Lorsque les gorges 40 du piston 20 et la gorge 41 du cylindre 21 sont dans leur position de coïncidence en regard l’une de l’autre comme montré en figure 5B, le chapelet de billes 44, 45 peut être introduit mécaniquement par la tuyauterie 22 qui reste sous eau mais sans débit.

Le chapelet de billes 44, 45 est ainsi introduit jusqu’à être enroulé à l’intérieur de la cavité formée entre la gorge 40 du piston 20 et la gorge 41 du cylindre 21, comme illustré en figure 5C.

Dans cette configuration, le maintien des barres de contrôle dans leur position d’arrêt des réactions nucléaires est garanti.

Comme illustré en figure 5C, on dimensionne le moyen de verrouillage 43 de sorte que la distance entre la première bille 45.1 et l’avant dernière bille 45i du chapelet considérée dans le sens de l’enroulement, est sensiblement égale à la circonférence de la gorge 40 du piston 20.

Ainsi, la mise en butée entre cette première bille et l’avant dernière bille détermine le verrouillage effectif à un opérateur ou un robot qui manipule le chapelet de billes. Cette longueur d’insertion correspondant à un verrouillage effectif doit être toujours identique et peut être facilement calibré au préalable lors de la fabrication en usine.

Comme illustré en figure 5D, en cas de positionnement préalable trop haut des barres de contrôle 19 et donc du piston 20, c’est-à-dire si ces éléments ne sont pas descendus suffisamment, alors le non verrouillage est détecté car la course d’enroulement du chapelet de billes 44, 45 est trop longue.

Cela se traduit donc par une course du chapelet de billes 44, 45 dans la tuyauterie 22 supérieure à celle prévue pour le verrouillage effectif.

Comme illustré en figure 5E, en cas de positionnement préalable incomplet des barres de contrôle 19 et donc du piston 20, alors le non verrouillage est détecté car l’insertion du chapelet de billes 44, 45 est tout simplement impossible dans la cavité entre gorges 40 de piston 20 et gorge 41 de cylindre 21.

Cela se traduit donc par une course du chapelet de billes 44, 45 dans la tuyauterie 22 inférieure à celle prévue pour le verrouillage effectif.

Typiquement pour un diamètre de piston 20 de l’ordre de 50 mm, les inventeurs ont calculé que la différence de course du chapelet de billes 44, 45 dans la tuyauterie 20 pouvait être de l’ordre de 175mm en plus (situation de la figure 5D) ou en moins (situation de la figure 5E) par rapport à la course nominale de verrouillage effectif (situation de la figure 5C).

Une valeur de différence de course de déplacement du chapelet de billes 44, 45 suffisante par rapport à la course nominale correspondant à un verrouillage effectif, permet d’éviter toute erreur de verrouillage.

En plus de ce moyen de contrôle de verrouillage purement mécanique, on peut également contrôler le positionnement correct des barres de contrôle nucléaire 19 par des capteurs appropnés, tels que des capteurs ultrasons ou laser.

D’autres applications que celle qui vient d’être décrite en référence avec un réacteur SMR à technologie à eau pressunsé REP peuvent être envisagées dans le cadre de l’invention.

L’invention n’est pas limitée aux exemples qui viennent d’être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées.

D’autres variantes et améliorations peuvent être envisagées sans pour autant sortir du cadre de l’invention.

Claims

REVENDICATIONS

1. Réacteur nucléaire (1), en particulier réacteur SMR, comprenant :

- des barres de contrôle nucléaire (19) réunies entre elles sous forme de grappe(s);

- une plaque de maintien (14), fixée à l’intérieur de la cuve (10) du réacteur, dans laquelle est réalisée au moins une ouverture traversante (15) formant un guide de déplacement d’une grappe;

- au moins un mécanisme hydraulique (2) de déplacement d’au moins une grappe comprenant deux cylindres (20, 21) montés coaxiaux, dont l’un forme un piston (20) solidaire de la grappe et adapté à se déplacer axialement à l’intérieur de l’autre formant le cylindre fixe (21), le piston comprenant une alternance de saillies (24) et de creux (25) sur sa périphérie extérieure tandis que le cylindre comprend une alternance de saillies (26) et de creux (27) sur sa périphérie intérieure, les saillies et creux du cylindre étant de formes géométriques complémentaires avec celles du piston en définissent entre eux un espace annulaire avec étranglement à l’intérieur duquel un fluide de déplacement peut circuler afin de déplacer le piston relativement au cylindre fixe; le piston comprenant en outre sur sa périphérie extérieure une gorge (40) de section semi-circulaire; le cylindre comprenant en outre sur sa périphérie intérieure une gorge (41) de section semi-circulaire; la gorge du piston étant destinée à être dans une position en regard de celle du cylindre lorsque les barres de contrôle (19) sont dans leur position permettant l’arrêt des réactions nucléaires;

- un moyen (43) de verrouillage mécanique du piston (20) par rapport au cylindre (21), comprenant un élément flexible allongé (44), dont la longueur est au moins égale à la circonférence de la gorge (40) du piston, et au moins une bille sphérique (45, 45.1, ...45.i ; 45.Î+1) fixée sur l’élément flexible ;

- des moyens (22) de déplacement du moyen de verrouillage mécanique pour enrouler l’élément flexible avec sa bille, à l’intérieur de la cavité formée entre la gorge du piston et celle du cylindre et par là le maintien des barres de contrôle dans leur position d’arrêt des réactions nucléaires.
2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, comprenant une pluralité de billes sphériques (45, 45.1, ...45.i ; 45.Î+1) fixées sur l’élément flexible allongé (44) en formant un cordon de billes ouvert, dit chapelet de billes.
3. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, les billes étant régulièrement espacées l’une de l’autre le long du chapelet.
4. Réacteur nucléaire selon la revendication 3, la distance entre la première bille et l’avant dernière du chapelet, considérée dans le sens de l’enroulement, étant sensiblement égale à la circonférence de la gorge du piston de sorte que la mise en butée entre cette première bille et l’avant dernière bille détermine le verrouillage effectif.
5. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, la tuyauterie d’amenée du fluide de déplacement (22) qui débouche entre le piston (20) et le cylindre fixe (21) constituante celle d’amenée de l’élément flexible.
6. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, les saillies (24) et creux (25) du piston 21 ainsi que les saillies (26) et creux (27) du cylindre fixe 21 étant réalisés sous la forme de cannelures circonférentielles (28, 29).
7. Réacteur nucléaire selon la revendication 6, les cannelures (28, 29) étant de section trapézoïdale.
8. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant des capteurs, de préférence des capteurs à ultrasons, pour détecter la position des barres de contrôle nucléaire.
9. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, les barres de contrôle étant, dans leur position d’arrêt des réactions nucléaires, dans une position basse obtenue par retombée par gravité.
10. Procédé de verrouillage mécanique de barres de contrôle nucléaire dans un réacteur selon l’une des revendications précédentes, comprenant les étapes suivantes :

- arrêt du débit d’alimentation du mécanisme (2) de déplacement hydraulique ;

- insertion par la tuyauterie (22) d’alimentation du fluide de déplacement avec enroulement de l’élément flexible (44) avec sa ou ses billes sphériques (45) à l’intérieur de la cavité formée entre la gorge (40) du piston (20) en regard de celle (41) du cylindre fixe (21).
11. Application du procédé selon la revendication 10 pour le transport et/ou la manutention d’un réacteur de type SMR.

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