FR3069095A1

FR3069095A1 - Assemblage de mitigation pour reacteur nucleaire comportant un bouchon d'etancheite amovible

Info

Publication number: FR3069095A1
Application number: FR1756680A
Authority: FR
Inventors: Thierry Beck; Jean-Claude Garnier; Denis Lorenzo
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: 2017-07-13
Filing date: 2017-07-13
Publication date: 2019-01-18
Anticipated expiration: 2037-07-13
Also published as: US20190019585A1; US11087894B2; JP7165521B2; KR20190008123A; JP2019020405A; RU2018125647A; FR3069095B1

Abstract

L'objet principal de l'invention est un assemblage de mitigation (40) pour un réacteur nucléaire, comportant un boîtier (41) avec une portion supérieure (42) formant la tête de l'assemblage logeant un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS), comportant une tête (105) comprenant des moyens de verrouillage amovible (100) et une masselotte (101) montée mobile en translation sur une course donnée, les moyens de verrouillage (100) étant configurés pour que le verrouillage/déverrouillage entre la tête (105) et le boîtier (41) puissent s'effectuer par déplacement de la masselotte (101) au moyen d'un grappin d'extraction avec ses doigts accrochés dans la masselotte (101), caractérisé en ce que le dispositif de protection neutronique supérieure comporte en partie inférieure un bloc d'étanchéité (107) de forme conique de sommet orienté vers le bas coopérant avec une surface interne (108) de forme conique du boîtier (41), un dispositif de joint d'étanchéité (109) étant formé entre eux, l'ensemble constitué formant un bouchon d'étanchéité amovible (110).

Description

ASSEMBLAGE DE MITIGATION POUR REACTEUR NUCLEAIRE COMPORTANT UN

BOUCHON D'ETANCHEITE AMOVIBLE

DESCRIPTION

DOMAINE TECHNIQUE

La présente invention se rapporte au domaine des réacteurs nucléaires, en particulier des réacteurs nucléaires à neutrons rapides (RNR), et notamment à ceux du type intégré ou à boucles. De tels réacteurs peuvent être refroidis par un fluide caloporteur, typiquement sous la forme d'un métal liquide, et tout particulièrement par du sodium. On parle ainsi de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na), ou encore de réacteur de type SFR pour « Sodium Fast Reactor » en anglais. Ce type de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium fait partie de la famille des réacteurs nucléaires dits de quatrième génération.

Plus précisément, l'invention concerne une conception de « Protection Neutronique Supérieure » (PNS) d'un assemblage de mitigation.

L'invention propose ainsi un assemblage de mitigation pour réacteur nucléaire comportant un bouchon d'étanchéité amovible, un réacteur nucléaire comportant un tel assemblage, ainsi qu'un procédé de fonctionnement associé.

ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE

Le principe de fonctionnement des réacteurs nucléaires à neutrons rapides est connu depuis maintenant plusieurs années. Ainsi, un réacteur nucléaire à neutrons rapides est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides (dont l'énergie cinétique est supérieure à 0,907 MeV), par opposition aux neutrons thermiques (dont l'énergie cinétique est inférieure à 0,025 eV). Aussi, contrairement aux réacteurs nucléaires classiques de deuxième et troisième générations, le cœur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides n'est pas modéré (pas de ralentissement ou thermalisation des neutrons).

Par ailleurs, bien que d'autres technologies aient été étudiées, la grande majorité des réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilise du sodium liquide comme fluide de refroidissement, celui-ci présentant notamment une température d'ébullition élevée.

Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur, avec au-dessus du cœur un bouchon de contrôle du cœur. Le cœur est généralement constitué d'un nombre important d'assemblages combustibles entourés d'assemblages fertiles, réflecteurs et protection neutronique, et parfois de mitigation des accidents graves. L'extraction de la chaleur s'effectue en faisant circuler le sodium dans le cœur au moyen de systèmes de pompage. Cette chaleur est transférée à un circuit intermédiaire, via un ou plusieurs échangeurs intermédiaires (El), avant d'être utilisée pour produire de la vapeur d'eau dans un générateur de vapeur (GV). Cette vapeur est ensuite turbinée pour la transformer en énergie mécanique, qui sera à son tour transformée en énergie électrique.

Le circuit intermédiaire comporte du sodium. En raison des réactions violentes entre le sodium et l'eau-vapeur pouvant se produire en cas d'une éventuelle rupture d'un tube du générateur de vapeur, ce circuit a pour but d'isoler le sodium primaire (dans la cuve) de l'eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur. Cette architecture met en évidence deux circuits en sodium : l'un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le cœur et un échangeur de chaleur intermédiaire, l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de l'échangeur intermédiaire vers le générateur de vapeur.

Tous les réacteurs à sodium présentent des caractéristiques techniques communes. La cuve est fermée 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, etc...) traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés en les soulevant verticalement par un dispositif de levage. Les dimensions des trous de passage dans cette dalle sont fonction de la taille et du nombre de composants. Plus les trous sont importants (en dimension et en nombre), plus le diamètre de la cuve sera important.

Le circuit primaire peut être disposé suivant deux grandes familles. Ainsi, parmi les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, on distingue les réacteurs dits « intégrés » et les réacteurs dits « à boucles ». II est à noter que la présente invention est préférentiellement concernée par les réacteurs nucléaires à neutrons rapides du type intégré, mais s'applique également aux réacteurs nucléaires à neutrons rapides du type à boucles.

Les réacteurs à boucles sont caractérisés par le fait que l'échangeur intermédiaire et les dispositifs de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. La figure 1 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles ».

Dans le réacteur à boucles R de la figure 1, le sodium traverse de façon ascendante le cœur 1 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 1, il débouche dans la zone 2 de la cuve 3 du réacteur R. Cette zone 2 est couramment appelée « collecteur chaud ». Par boucle, un tuyau 4 plonge dans le collecteur chaud 2 pour aspirer le sodium primaire et conduire ce sodium vers l'échangeur intermédiaire, non représenté sur la figure, où il cédera la chaleur au sodium secondaire. A la sortie de l'échangeur intermédiaire, le sodium primaire est repris par une pompe et est envoyé directement en entrée du cœur à l'aide du tuyau 5.

Le principal avantage de la conception à boucles est, pour une puissance donnée, d'obtenir une cuve de plus petit diamètre que celle d'un réacteur intégré, car elle contient moins de composants. La cuve est donc plus facilement fabricable et donc moins chère. Par contre, un concept à boucles présente l'inconvénient de faire sortir du sodium primaire de la cuve, ce qui d'un point de vue architecture du circuit primaire est plus compliqué et pose des problèmes de sûreté importants. Ainsi, les gains liés à la taille réduite et à la fabricabilité plus aisée de la cuve sont annulés par les surcoûts induits par l'ajout de dispositifs liés à la conception des boucles et de moyens spéciaux pour gérer les éventuelles fuites de sodium primaire.

Les réacteurs à concept intégré sont quant à eux caractérisés par le fait que les échangeurs intermédiaires et les moyens de pompage du sodium primaire sont situés dans la cuve, ce qui permet d'éviter de faire sortir le circuit primaire hors de la cuve et constitue donc un avantage important de cette famille de solution par rapport à la famille de solutions à boucles en terme de sûreté. La figure 2 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré ».

Dans le réacteur intégré de la figure 2, le sodium traverse de façon ascendante le cœur 11 pour emporter les calories produites. A la sortie du cœur 11, il débouche dans la zone 12 de la cuve 13 du réacteur fermée par la dalle de fermeture 24. Cette zone 12 est couramment appelée « collecteur chaud ». Ce collecteur chaud 12 est séparé d'une autre zone 14 appelée « collecteur froid » par une paroi 15 de forme générale cylindriquo-conique appelée « redan ». L'échangeur intermédiaire 16 composé d'un faisceau de tubes, non représenté sur la figure, traverse le redan 15. Le sodium primaire entre dans l'échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres 17 d'entrée situées dans le collecteur chaud 12. En longeant les tubes, il cède sa chaleur au sodium secondaire et sort de l'échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres 18 en partie basse de l'échangeur intermédiaire 16 situées dans le collecteur froid 14. Le sodium secondaire entre dans l'échangeur intermédiaire 16 par le tuyau 28 et en sort par le tuyau 29. Dans le collecteur froid 14, le sodium est repris par un dispositif de pompage 19 et est envoyé directement à l'entrée du cœur 11 via le sommier 30 qui sert à alimenter les assemblages. Le sommier 30 est une boîte sous pression dans laquelle s'emboîtent verticalement les différents assemblages combustibles, fertiles, réflecteurs, protection neutronique ou de mitigation. Le sommier 30 est supporté par la structure mécanique de support appelée platelage 31.

La circulation du sodium dans l'échangeur intermédiaire 16 s'effectue par gravité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14. Pour des raisons de dimensionnement de l'échangeur intermédiaire 16 et d'encombrement géométrique, cette charge motrice de sodium entre les deux collecteurs est fixée à environ 2 m correspondant à la différence de niveau 20 du collecteur chaud 12 et du niveau 21 du collecteur froid 14. Pour des raisons d'efficacité maximale, il faut que les composants qui traversent le redan 15, l'échangeur intermédiaire 16 et les moyens de pompage, présentent le maximum d'étanchéité au niveau de ces traversées 22 et 23 pour éviter un by-pass de l'échangeur intermédiaire 16 par le sodium primaire.

Par ailleurs, de manière connue en soi et comme mentionné précédemment, un réacteur nucléaire à neutrons rapides peut intégrer des assemblages de mitigation, encore connus sous l'appellation DCS-M-TT pour « Dispositif Complémentaire de Sûreté de type Mitigation à Tubes Traversants », dont la fonction est la mitigation des accidents de fusion généralisée du cœur du réacteur en créant un chemin d'évacuation du corium du cœur vers un récupérateur situé sous le platelage 30 au fond de la cuve du réacteur. Par exemple, le réacteur de quatrième génération baptisé ASTRID comporte 21 assemblages de mitigation, qui sont entourés soit de 6 assemblages combustibles pour ceux placés dans le cœur, soit de 3 assemblages combustibles et de 3 réflecteurs pour ceux placés en première couronne du cœur. Un tel assemblage de mitigation comporte, dans sa partie supérieure, un dispositif de protection neutronique, usuellement désigné par l'expression « Protection Neutronique Supérieure » (PNS).

La figure 3 représente, selon une vue schématique en coupe, un exemple d'assemblage de mitigation 40 utilisé dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides. Un tel assemblage 40 présente une forme allongée selon un axe longitudinal X. Il comporte un tube ou boîtier 41 à section hexagonale, dont la portion supérieure 42 forme la tête de l'assemblage, et qui enveloppe usuellement une PNS. De plus, le tube 41 comporte une portion centrale 43. Autrement dit, les portions 42 et 43 forment une même enveloppe tubulaire 41 ou boîtier de section hexagonale identique sur toute sa hauteur. La tête 42 de l'assemblage comporte une ouverture centrale 45 débouchant à l'intérieur du tube 41. L'assemblage 1 comporte enfin une portion inférieure 44 formant le pied de l'assemblage, dans le prolongement du tube 41. Le pied 44 de l'assemblage présente une extrémité distale 46 destinée à être insérée à la verticale dans le sommier d'un cœur de réacteur.

Comme visible sur la figure 3, la section du pied 44 de l'assemblage 40 est inférieure à la section hexagonale du tube 41 de l'assemblage 40. Le raccord 47 entre ces deux sections 41 et 44 forme un épaulement plus ou moins arrondi ou conique de sorte à pouvoir réaliser une liaison de type appui sphère/cône non étanche avec la face supérieure du sommier du cœur de réacteur.

La portion centrale 43 est au niveau de ce que l'on nomme usuellement la zone fissile Z du cœur, qui est approximativement située à mi-hauteur de l'assemblage 40. En configuration installée d'un assemblage de mitigation 40, c'est-à-dire en position chargée dans un cœur de réacteur, le pied 44 de l'assemblage 40, de forme mâle, est inséré dans une ouverture du sommier du réacteur en maintenant ainsi l'assemblage 40 dans ce dernier avec son axe longitudinal X à la verticale.

Comme indiqué auparavant, la fonction des assemblages de mitigation 40 est la mitigation des accidents de fusion généralisée du cœur. Ainsi, le tube 41 constitue un canal de relocalisation puis d'écoulement de corium vers le récupérateur situé au fond de la cuve du réacteur. Le pied 44 de l'assemblage 40 permet l'écoulement du corium de façon gravitaire. Plus précisément, le corium généré par la fusion du combustible se propage radialement dans le cœur jusqu'à atteindre les assemblages de mitigation 40. Le canal d'évacuation du corium s'ouvre par la fusion des tubes hexagonaux des assemblages 40.

Toutefois, une problématique se pose quant à la thermohydraulique de la chaudière du réacteur qui nécessite une nouvelle conception de PNS qui soit compatible avec la fonction principale des assemblages de mitigation, à savoir le cheminement du corium.

Ainsi, la figure 4 illustre, en coupe axiale, un réacteur nucléaire R à neutrons rapides comportant l'assemblage de mitigation 1 de la figure 3. Sur cette figure 4, la ligne N en traits pointillés représente le niveau libre de sodium.

Tous les assemblages du cœur, ici les assemblages combustibles 50 et les assemblages de mitigation 40, sont insérés verticalement via leur pied dans des chandelles ou tubes, respectivement 51 et 48, du sommier 30. Le sommier 30 a pour fonction d'alimenter les assemblages qui nécessitent un bon refroidissement en sodium froid à haute pression. Les chandelles des assemblages combustibles sont ainsi percées afin de permettre l'alimentation de l'assemblage en sodium froid, les chandelles des assemblages de mitigation ne le sont pas car cet assemblage ne nécessite pas un refroidissement par convection forcée. Le sommier 30 est à une température d'environ 400°C et une pression d'environ 4 bars.

Pour ce qui concerne plus spécifiquement les assemblages de mitigation 40, les chandelles 48 se prolongent de manière étanche au travers du platelage 31, à une température d'environ 400°C et une pression d'environ 130 mbar, qui a pour fonction de supporter le cœur et le sommier, pour déboucher sous le platelage 31 dans le collecteur froid 14 à basse pression, à une température d'environ 400°C et une pression d'environ 0 bar, au fond duquel se trouve le récupérateur 60 de corium. Le pied des assemblages alimentés en sodium froid comporte en partie supérieure un labyrinthe d'étanchéité avec la chandelle qui permet d'isoler le sommier haute pression 30 avec le collecteur chaud 12, et en partie inférieure un labyrinthe d'étanchéité avec la chandelle qui permet d'isoler le sommier haute pression 30 avec le platelage 31.

On constate alors que la fonction de l'assemblage 40, dans cette conception, c'est-à-dire sans aucune perte de charge ajoutée entre la tête et le pied de l'assemblage, conduit à mettre en relation le collecteur chaud 12, à une température d'environ 550°C et une pression d'environ 130 mbar, avec le collecteur froid 14. La différence de pression d'environ 130 mbar entre ceux-ci génère un débit de sodium chaud descendant à l'intérieur du tube 41 jusque dans le collecteur froid 14.

Or, l'injection de sodium chaud, à environ 550°C, au niveau des structures (sommier, platelage, etc.) situées dans le sodium froid, à environ 400°C, n'est pas souhaitable vis-à-vis de leur résistance mécanique et de leur vieillissement (contraintes thermomécaniques dues aux gradients de température). II faut notamment pouvoir justifier pour celles-ci d'une durée de vie égale à celle de la centrale comprenant le réacteur, soit par exemple près de 60 ans.

Par ailleurs, il est connu que la surface libre du sodium dans le collecteur chaud 12 est une des sources principales d'engazement du collecteur chaud 12. Ces bulles se dissolvent dans le sodium du collecteur chaud 12 par l'effet de la haute température, avec un risque de voir ce gaz germer de nouveau (phénomène de nucléation) et reformer des bulles s'il passe dans le collecteur froid 14. Or, la présence de gaz doit être limitée dans le collecteur froid 14 pour éviter tout risque de passage de gaz dans les assemblages, phénomène pouvant conduire à un défaut de refroidissement des aiguilles combustibles.

II existe en conséquence un besoin pour assurer une bonne étanchéité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14, tout en restant compatible avec les autres contraintes liées au fonctionnement et à l'installation, en particulier celles du lavage et du chargement de l'assemblage en cœur. Les solutions connues de PNS, utilisées par exemples dans les assemblages de combustible ou les réflecteurs, qui sont des PNS fixes constituées d'aiguilles ou de manchons (anneau avec canal central) d'absorbant, ne permettent pas de répondre à cette exigence d'étanchéité, la section de passage du sodium étant significative afin d'assurer un bon refroidissement des éléments absorbants.

EXPOSE DE L'INVENTION

L'invention a ainsi pour but de remédier au moins partiellement aux besoins mentionnés ci-dessus et aux inconvénients relatifs aux réalisations de l'art antérieur.

L'invention a ainsi pour objet, selon l'un de ses aspects, un assemblage de mitigation pour un réacteur nucléaire, comportant un boîtier d'axe longitudinal destiné à être inséré à la verticale dans le sommier du réacteur, le boîtier comportant une portion centrale dans laquelle circule du corium et une portion supérieure formant la tête de l'assemblage logeant un dispositif de protection neutronique supérieure, lequel comporte une tête de protection neutronique supérieure supportant des absorbants neutroniques, et comprenant des moyens de verrouillage amovible avec le boîtier et une masselotte formant une partie de la tête de protection neutronique supérieure, la masselotte étant montée mobile en translation par rapport au reste de la tête de protection neutronique supérieure sur une course donnée, les moyens de verrouillage étant configurés de manière à ce que le verrouillage et le déverrouillage entre la tête de protection neutronique supérieure et le boîtier puissent s'effectuer par déplacement selon l'axe longitudinal de la masselotte au moyen d'un grappin d'extraction du dispositif de protection neutronique supérieure avec les doigts du grappin accrochés dans la masselotte, caractérisé en ce que la portion supérieure de l'assemblage de mitigation comporte en outre un bloc d'étanchéité de forme conique de sommet orienté vers le bas du boîtier coopérant avec une surface interne de forme conique du boîtier, un dispositif de joint d'étanchéité étant formé entre le bloc d'étanchéité et la surface interne du boîtier, l'ensemble comprenant la tête de protection neutronique supérieure et le bloc d'étanchéité formant un bouchon d'étanchéité amovible de l'assemblage de mitigation.

De manière préférentielle, l'assemblage de mitigation est prévu pour être utilisé dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides, en particulier à caloporteur sodium (RNR-Na). Toutefois, il peut être utilisé pour tout réacteur nucléaire nécessitant une fonction d'étanchéité, comme par exemple un réacteur refroidi au gaz ou au métal liquide, le métal liquide étant choisi parmi le plomb ou le plomb-bismuth.

De plus, l'assemblage de mitigation selon l'invention peut être aussi bien utilisé dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré que dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type à boucles.

De façon avantageuse, la forme conique du bloc d'étanchéité peut permettre de faciliter la mise en position du bouchon dans l'assemblage de mitigation, tout en garantissant un jeu très faible au niveau de l'étanchéité, et donc une bonne étanchéité. La conicité peut de plus permettre de limiter les risques de coincement du bouchon lors de son extraction, en comparaison avec un centrage cylindrique.

La PNS d'un assemblage de mitigation présente plusieurs fonctions détaillées ci-après. Parmi les fonctions principales, il faut assurer une bonne étanchéité en tête d'assemblage entre le collecteur chaud et le collecteur froid. Le débit de fuite doit être limité au maximum pour limiter l'endommagement mécanique des structures et pour limiter l'engazement du collecteur froid. De plus, il faut générer une perte de charge suffisante pour limiter l'éjection du corium par la tête d'assemblage et favoriser l'écoulement du corium vers le bas dans les chandelles du sommier et du platelage. Il est à noter que cette deuxième fonction est obligatoirement remplie si la première fonction est remplie.

Parmi les fonctions secondaires, il faut assurer la protection neutronique supérieure, c'est-à-dire limiter les fuites neutroniques par le haut de l'assemblage. De plus, il faut pouvoir être réutilisable, dans une logique de réduction de la quantité de déchets irradiés.

Enfin, parmi les contraintes, il faut pouvoir être compatible avec la manutention en cœur, c'est-à-dire le chargement de l'assemblage en cœur ou dans le stockage externe. De plus, il faut pouvoir être compatible avec le procédé de lavage des assemblages.

Grâce à l'invention, il est possible de concevoir, pour un assemblage de mitigation, une PNS de type bouchon quasiment étanche démontable permettant d'assurer ces fonctions. Ainsi, la fonction visant à avoir une perte de charge élevée est automatiquement remplie du fait de la fonction d'étanchéité réalisée. La fonction de protection neutronique supérieure peut être remplie sur un nombre limité d'assemblages de mitigation en utilisant un bloc massif d'acier qui par ailleurs permet de répondre à la fonction de compatibilité au procédé de lavage tout en minimisant les coûts.

De plus, la fonction de compatibilité avec la manutention du cœur peut être remplie en faisant en sorte que ce bouchon soit démontable de l'assemblage de mitigation. En effet, si le bouchon était parfaitement étanche et non démontable, l'immersion de l'assemblage dans le sodium conduirait à la formation d'une poche d'air sous le bouchon (effet de cloche). Grâce au concept de l'invention, le bouchon est mis en place dans l'assemblage une fois que celui-ci est immergé dans le sodium, évitant ainsi toute poche de gaz dans l'assemblage.

En outre, la fonction de compatibilité au procédé de lavage peut également être remplie en faisant en sorte que le bouchon soit démontable. En effet, la procédure de lavage standard consiste en une circulation de gaz humide au travers de l'assemblage, du pied vers la tête, puis une immersion complète de l'assemblage dans l'eau. Ainsi, le démontage du bouchon avant lavage peut permettre de répondre à ce besoin.

Enfin, la fonction visant à la réutilisation peut également être remplie en faisant en sorte que le bouchon soit démontable de l'assemblage. En fonction du degré d'irradiation de ce composant, il pourrait être envisageable d'avoir plusieurs utilisations dans des assemblages neufs, ce qui permettrait de réduire la quantité de déchets et minimiser les coûts.

L'assemblage de mitigation selon l'invention peut en outre comporter l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes prises isolément ou suivant toutes combinaisons techniques possibles.

La portion supérieure de l'assemblage de mitigation peut en outre comporter un bloc d'étanchéité intermédiaire situé entre la tête de protection neutronique supérieure et le bloc d'étanchéité de forme conique, le bloc d'étanchéité intermédiaire étant notamment de forme cylindrique.

Le bloc d'étanchéité de forme conique et/ou le bloc d'étanchéité intermédiaire peuvent être en métal, notamment en acier inoxydable, ou contiennent des absorbants neutroniques, notamment tels que le carbure de bore (B₄C), l'hafnium (Hf), le di-borure d'hafnium (HfB₂), le di-borure de titane (TiB₂), le ferrobore (FeB), le dioxyde d'uranium (UO₂), les terres rares, entre autres.

De plus, le dispositif de joint d'étanchéité peut préférentiellement comporter un joint d'étanchéité à labyrinthe, disposé sur la surface conique extérieure du bloc d'étanchéité de forme conique.

En variante, le dispositif de joint d'étanchéité peut comporter une étanchéité réalisée par le biais de segments racleurs, notamment métalliques, disposés sur la surface extérieure du bloc d'étanchéité de forme conique.

L'espace entre le bloc d'étanchéité de forme conique et la surface interne de forme conique du boîtier, définissant le jeu du dispositif de joint d'étanchéité, est avantageusement sensiblement nul.

En outre, le bloc d'étanchéité de forme conique peut comporter un sommet formant le nez du bloc d'étanchéité présentant une forme arrondie.

De façon avantageuse, la forme arrondie du nez du bloc d'étanchéité de forme conique peut permettre de faciliter sa descente en position sans pour autant détériorer la surface d'étanchéité de la tête d'assemblage.

La surface interne du boîtier s'étendant tout autour du nez du bloc d'étanchéité de forme conique peut également être de forme conique.

De façon avantageuse, la forme conique peut permettre d'éviter toute rétention de gaz lors de l'immersion dans du sodium et lors du lavage.

Le dispositif de protection neutronique supérieure, et notamment la tête de protection neutronique supérieure, peut être tel que décrit dans la demande de brevet français FR 3 030 860 Al. Ainsi, il peut présenter l'une ou plusieurs des caractéristiques énoncées ci-après.

La tête d'assemblage peut en outre comporter des trous ou une gorge adaptés pour coopérer avec les doigts d'un grappin de manutention afin de réaliser la manutention de l'assemblage de mitigation, le grappin de manutention de l'assemblage ayant une même cinématique de fonctionnement que celle du grappin d'extraction du dispositif de protection neutronique supérieure.

La tête de protection neutronique supérieure peut comporter une pièce formant bouchon des absorbants neutroniques du dispositif de protection neutronique supérieure et supportant les moyens de verrouillage.

De plus, les moyens de verrouillage peuvent être constitués par des doigts montés pivotants dans un plan vertical.

Chacun des doigts peut être monté pivotant sur un axe fixé à la pièce formant bouchon.

En outre, la masselotte peut comporter des axes fixes adaptés chacun pour coulisser à l'intérieur d'une rainure réalisée dans un doigt pivotant, un déplacement vertical en translation de la masselotte provoquant le coulissement des axes dans les rainures et ainsi le pivotement des doigts.

La masselotte peut encore comporter une gorge intérieure dans laquelle les doigts du grappin d'extraction du dispositif de protection neutronique supérieure peuvent s'accrocher.

Le boîtier peut de plus comporter une gorge intérieure dans laquelle les doigts des moyens de verrouillage peuvent s'insérer afin de constituer une butée supérieure pour le dispositif de protection neutronique supérieure.

Par ailleurs, le dispositif de protection neutronique supérieure peut comporter une ou plusieurs colonnes creuses fixées à la pièce formant bouchon et traversant la masselotte, la ou les colonnes étant adaptées pour venir en appui contre une pièce mobile en translation du grappin d'extraction du dispositif de protection neutronique supérieure, afin d'appliquer un déplacement ascendant relatif entre la masselotte et le reste du dispositif de protection neutronique supérieure lors du déverrouillage.

Le matériau embarqué dans le dispositif de protection neutronique supérieure pour les assemblages de mitigation est préférentiellement choisi parmi les aciers inoxydables, mais peut aussi être choisi parmi les absorbants neutroniques comme le carbure de bore (B₄C), l'hafnium (Hf), le di-borure d'hafnium (HfB₂), le di-borure de titane (TiB₂), le ferrobore (FeB), le dioxyde d'uranium (UO₂), les terres rares, entre autres.

Par ailleurs, l'invention a encore pour objet, selon un autre de ses aspects, un réacteur nucléaire, notamment un réacteur nucléaire à neutrons rapides, caractérisé en ce qu'il comporte au moins un assemblage de mitigation tel que défini précédemment.

En outre, l'invention a également pour objet, selon un autre de ses aspects, un procédé de fonctionnement d'un assemblage de mitigation tel que défini précédemment, caractérisé en ce qu'il comporte l'une ou plusieurs des étapes suivantes lorsque l'assemblage est immergé sous sodium en position dans le cœur du réacteur :

- enlèvement du bouchon d'étanchéité amovible, puis purge de l'intérieur du boîtier,

- enlèvement du bouchon d'étanchéité amovible, puis réalisation de mesures spécifiques au travers du boîtier, notamment pour des mesures d'inspection du platelage et/ou des mesures physiques du cœur du réacteur.

Par exemple, si une accumulation de gaz à l'intérieur du boîtier au cours de l'irradiation est suspectée, il peut être possible de purger périodiquement l'assemblage de mitigation, par exemple lors d'une opération de manutention, par soulèvement du bouchon d'étanchéité amovible, par exemple à l'aide d'un grappin spécifique en cuve primaire.

De plus, si nécessaire, des mesures spécifiques peuvent être effectuées à l'intérieur du boîtier par exemple via l'insertion d'une canne instrumentée, notamment pour des mesures d'inspection du platelage et/ou des mesures physiques du cœur.

L'assemblage de mitigation, le réacteur nucléaire et le procédé de fonctionnement selon l'invention peuvent comporter l'une quelconque des caractéristiques précédemment énoncées, prises isolément ou selon toutes combinaisons techniquement possibles avec d'autres caractéristiques.

BREVE DESCRIPTION DES DESSINS

L'invention pourra être mieux comprise à la lecture de la description détaillée qui va suivre, d'un exemple de mise en œuvre non limitatif de celle-ci, ainsi qu'à l'examen des figures, schématiques et partielles, du dessin annexé, sur lequel :

- la figure 1 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « à boucles »,

- la figure 2 illustre, en coupe axiale, le principe de conception d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium dit « intégré »,

- la figure 3 illustre, en coupe axiale, un exemple d'assemblage de mitigation utilisé dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides,

- la figure 4 illustre, en coupe axiale, un réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant l'assemblage de mitigation de la figure 3,

- la figure 5 illustre, en coupe axiale, la partie haute d'un assemblage de mitigation pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides conforme à l'invention,

- la figure 6 est une vue en coupe longitudinale partielle de la tête de protection neutronique supérieure de l'assemblage de mitigation de la figure 5, et

- les figures 7A à 7E sont des vues en coupe longitudinale partielle illustrant différentes étapes de manutention, d'insertion et de verrouillage d'un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) dans un exemple d'assemblage de mitigation tel que celui de la figure 5, les blocs d'étanchéité n'étant pas représentés.

Dans l'ensemble de ces figures, des références identiques peuvent désigner des éléments identiques ou analogues.

De plus, les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles.

EXPOSE DETAILLE D'UN MODE DE REALISATION PARTICULIER

Dans toute la description, les termes « vertical », horizontal », « inférieur », « supérieur », « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par rapport à un assemblage de mitigation tel qu'il est en configuration verticale dans un réacteur nucléaire.

Les figures 1 à 4 ont déjà été décrites précédemment en référence à l'état de la technique antérieure et au contexte général de l'invention.

En référence à la figure 5, on a illustré, en coupe axiale, un exemple d'assemblage de mitigation 40 pour un réacteur R nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention. Les éléments communs aux figures 1 à 4 et 5 ne seront pas décrits de nouveau. De plus, dans l'exemple décrit, le fluide caloporteur de métal liquide du réacteur R est du sodium, bien que ce choix ne soit nullement limitatif.

L'assemblage de mitigation 40 est de forme allongée selon un axe longitudinal X et comporte un boîtier 41 à section hexagonale, dont la portion supérieure 42 forme la tête de l'assemblage, et qui enveloppe un dispositif de protection neutronique appelé PNS. L'assemblage 40 est semblable à celui de la figure 3, hormis dans sa portion comprenant la PNS.

Le boîtier 41 comporte de plus une portion centrale 43 dans laquelle circule du corium. Le dispositif PNS comporte une tête de protection neutronique supérieure 105, en partie inférieure des blocs 106 et 107 constitués d'acier ou pouvant comprendre des absorbants neutroniques, des moyens de verrouillage amovible 100 avec le boîtier 41 et une masselotte 101 formant une partie de la tête de protection neutronique supérieure 105. Celle-ci sera mieux décrite par la suite en référence aux figures 6 et 7A à 7E.

Comme il sera ainsi décrit par la suite, la masselotte 101 est montée mobile en translation par rapport au reste de la tête de protection neutronique supérieure 105 sur une course donnée, les moyens de verrouillage 100 étant configurés de manière à ce que le verrouillage et le déverrouillage entre la tête de protection neutronique supérieure 105 et le boîtier 41 puissent s'effectuer par déplacement selon l'axe longitudinal de la masselotte 101 au moyen d'un grappin d'extraction 102 du dispositif de PNS avec les doigts 103 du grappin accrochés dans la masselotte 101.

De plus, conformément à l'invention, la portion supérieure 42 de l'assemblage de mitigation 40 comporte un bloc d'étanchéité 107 de forme conique de sommet orienté vers le bas du boîtier 41 coopérant avec une surface interne 108 de forme conique du boîtier 41. En outre, la portion supérieure 42 de l'assemblage de mitigation 40 comporte un bloc d'étanchéité intermédiaire 106 situé entre la tête de protection neutronique supérieure 105 et le bloc d'étanchéité 107 de forme conique, le bloc d'étanchéité intermédiaire 106 étant de forme cylindrique. Le bloc d'étanchéité 107 de forme conique et le bloc d'étanchéité intermédiaire 106 sont préférentiellement en acier massif, mais peuvent aussi comprendre de l'absorbant neutronique inséré dans une enveloppe en acier.

Par ailleurs, un dispositif de joint d'étanchéité 109 est formé entre le bloc d'étanchéité 107 et la surface interne 108 du boîtier 41. Le dispositif de joint d'étanchéité 109 comporte avantageusement un joint d'étanchéité à labyrinthe, disposé sur la surface conique extérieure du bloc d'étanchéité 107 de forme conique. En variante, il pourrait comporter une étanchéité réalisée par le biais de segments racleurs métalliques disposés sur la surface du bloc d'étanchéité de forme conique.

L'ensemble comprenant la tête de protection neutronique supérieure 105, le bloc d'étanchéité intermédiaire 106 et le bloc d'étanchéité 107 forme un bouchon d'étanchéité amovible 110 de l'assemblage de mitigation 40.

Avantageusement encore, l'espace entre le bloc d'étanchéité de forme conique 107 et la surface interne 108 de forme conique du boîtier 41, définissant le jeu J du dispositif de joint d'étanchéité 109, est sensiblement nul afin d'assurer une étanchéité maximale.

Par ailleurs, le bloc d'étanchéité 107 de forme conique comporte un sommet formant le nez 111 du bloc d'étanchéité 107 présentant une forme arrondie. De façon avantageuse, la forme arrondie du nez 111 du bloc d'étanchéité 107 de forme conique peut permettre de faciliter sa descente en position sans pour autant détériorer la surface d'étanchéité de la tête d'assemblage.

En outre, la surface interne 112 du boîtier 41 s'étendant tout autour du nez

111 du bloc d'étanchéité 107 est également de forme conique. De façon avantageuse, la forme conique peut permettre d'éviter toute rétention de gaz lors de l'immersion dans du sodium et lors du lavage.

En référence maintenant aux figures 6 et 7A à 7E, on va décrire la tête de protection neutronique supérieure 105, qui peut être semblable à celle décrite dans la demande de brevet français FR 3 030 860 Al.

La tête de l'assemblage 42 comporte une gorge intérieure continue 230 réalisée dans le boîtier 41. De plus, telle qu'illustrée aux figures 6 à 7E, la tête de l'assemblage 42 comporte des trous 120 répartis régulièrement angulairement et qui sont chacun adaptés pour coopérer avec un doigt d'un grappin de manutention de l'assemblage comme expliqué par la suite. La tête de PNS 105 comporte également un bouchon 121 et au-dessus du bouchon 121, une masselotte 101 formant la tête de la PNS. La masselotte 101 est montée libre en translation par rapport au bouchon 121 mais uniquement sur une course donnée, des butées internes au bouchon 121 et à la masselotte 101, formées par des épaulements 240, 241 coopérant mutuellement pour les maintenir solidaires une fois la course atteinte. La masselotte 101 présente une gorge intérieure continue 226 adaptée pour coopérer avec les doigts d'un grappin d'extraction de la PNS comme expliqué ci-après. La masselotte 101 intègre enfin trois axes 224 fixes.

La tête de PNS 105 comporte également des doigts de verrouillage 100 montés pivotants autour d'un axe 223 fixe du bouchon 121 de sorte à ce que le pivotement des doigts 100 s'effectue dans des plans verticaux. Les doigts de verrouillage 100 sont au nombre de trois répartis à 120° les uns des autres. Il va de soi que le nombre de doigts 100 peut être différent, de préférence en étant régulièrement angulairement répartis à la périphérie de la couronne 101. Chacun des doigts 100 comporte une extrémité de verrouillage 250 adaptée pour coopérer avec une gorge intérieure continue 230 réalisée dans le boîtier 41, et une rainure 225 évidée et de forme oblongue dans l'exemple illustré. Le montage libre en translation permet lorsqu'on rapproche la masselotte 101 vers le bouchon 121, à chaque axe fixe 224 de coulisser à l'intérieur d'une rainure 225 en provoquant un pivotement d'un doigt 100 selon un plan vertical et vers l'extérieur de la tête de PNS 105 et ce afin de réaliser l'insertion du doigt 100 dans la gorge intérieure 230 du boîtier 41, comme détaillé par la suite. La masselotte 101 reposant alors sur les doigts 100 par l'intermédiaire des axes 224 empêche leur pivotement vers l'intérieur de la PNS et produit leur verrouillage en position dans la gorge 230.

Ainsi, dans une position verrouillée de la tête de PNS 105 dans un assemblage de mitigation 40, telle qu'illustrée en figure 6, 7C, 7D et 7E, la tête de PNS 105 est supportée dans sa partie inférieure par les blocs d'étanchéité 106, 107, ce qui permet d'assurer le maintien latéral de la tête 105 ainsi que le blocage de toute translation vers le bas, et est verrouillée dans sa partie supérieure, c'est-à-dire par sa masselotte 101 par l'insertion des doigts 100 dans la gorge 230 de la tête d'assemblage 41, ce qui permet d'assurer le blocage de toute translation vers le haut. Avantageusement, une ou plusieurs colonnes creuses 231 sont agencées et fixées sur le bouchon 121 en traversant la masselotte 101, comme visible sur les figures 7A à 7E. De préférence, ces colonnes 231 sont au nombre de trois réparties à 120° les unes des autres. II va de soi que le nombre de colonnes 231 peut être différent, de préférence en étant régulièrement angulairement répartis à la périphérie du bouchon 121. Dans la position extrême d'écartement entre bouchon 121 et masselotte 101, telle qu'illustrée en figure 7A, ces colonnes font saillie de cette dernière. Chacune de ces colonnes creuses 231 a les fonctions suivantes : - elle constitue une liaison glissière entre le bouchon 121 et la masselotte 101, afin de donner un maximum de robustesse au mouvement de translation relatif entre ces deux composants; - elle constitue un évent permettant d'assurer le remplissage en corium; elle permet à la tête d'un grappin d'extraction 102 décrit ci-après, de forcer mécaniquement le pivotement des doigts 100 lors de l'opération de déverrouillage de la PNS. On précise ici que dans le cadre de l'invention, on utilise l'expression « grappin d'extraction » pour désigner le grappin 102 de préhension de la tête de PNS 105 par l'intermédiaire de la masselotte 101, parce qu'il n'est pas prévu d'assurer l'insertion de la tête de PNS 105 dans le reste de l'assemblage en cuve de réacteur. Autrement dit, le grappin 102 n'est pas prévu pour être utilisé à des fins de cette opération d'insertion en cuve de réacteur. Ainsi, la tête du grappin 102 vient appuyer sur chaque colonne 231 afin d'appliquer un déplacement ascendant relatif entre la masselotte 101 et le reste de la PNS, lors d'un déverrouillage de la PNS de la tête d'assemblage 42, et donc pallie aux phénomènes de grippage mécanique susceptibles de se produire après séjour dans le sodium. Autrement dit, grâce à ces colonnes 231, on assure une sécurité de déverrouillage en cas de grippage mécanique. L'ensemble des moyens de verrouillage/déverrouillage décrits sont conçus pour minimiser les risques de grippage mécanique. Toutes les cinématiques des différents moyens ne nécessitent aucun ajustement précis et d'importants jeux peuvent être développés entre toutes les pièces. La fonction de forçage d'un éventuel grippage par les colonnes 231 permet d'améliorer la robustesse de l'ensemble de déverrouillage, et donc garantit l'extraction en ligne de la PNS hors de son assemblage et, par-là, le taux de disponibilité du réacteur nucléaire contenant des assemblages selon l'invention.

On décrit maintenant en références aux figures 7A à 7E dans l'ordre chronologique les étapes de descente, d'insertion et de verrouillage de la tête de PNS 105 dans l'assemblage de mitigation 40, ces étapes étant réalisées au moyen du grappin 102 d'extraction. On décrit l'insertion de la PNS dans l'assemblage avec le grappin 102 d'extraction afin de décrire le fonctionnement des moyens de verrouillage/déverrouillage. En outre, cette opération d'insertion peut se produire hors cuve de réacteur, notamment en barillet de stockage externe et elle est l'inverse de l'opération d'extraction.

La préhension de la tête de PNS 105 par le grappin d'extraction 102 est assurée au niveau de la masselotte 101. Le grappin 102 d'extraction comporte une tête dans laquelle des doigts de préhension 103 sont montés pivotants dans un plan vertical, et la tête du grappin étant montée libre en translation par rapport aux doigts 103. Les doigts 103 permettent d'assurer la préhension de la masselotte 101 en s'insérant dans sa gorge intérieure 226 et la tête montée libre en translation par rapport au reste du grappin 102 permet, lorsque la tête de PNS 105 est maintenue par les doigts 103, d'appliquer un déplacement axial relatif entre la masselotte 101 et le bouchon 121. On réalise tout d'abord une phase d'approche et d'insertion selon laquelle le grappin 103 insère la tête de PNS 105 dans l'assemblage 40 selon son axe longitudinal X (figure 7A) jusqu'à ce qu'elle vienne au contact du bloc d'étanchéité intermédiaire 106. On continue à faire translater verticalement vers le bas la tête libre en translation du grappin 102 ce qui applique ainsi un déplacement axial relatif de masselotte 101 par rapport au bouchon

121. Les butées, formées par les épaulements respectivement inférieur de masselotte 101 et supérieur du bouchon 121, s'éloignent alors l'un de l'autre. Par ailleurs, la translation verticale vers le bas de la masselotte 101 entraîne un pivotement des doigts

100 vers l'extérieur du fait du coulissement de chacun des axes 224 fixés sur la couronne

101 dans une rainure 225 correspondante d'un doigt 100. Les doigts 100 ayant pivotés vers l'extérieur viennent alors s'insérer dans la gorge intérieure 230 du boîtier 41, ce qui empêche toute translation relative vers le haut de la tête de PNS 105 dans l'assemblage 40, et donc assure un verrouillage de la tête de PNS 105. On continue la descente de la tête du grappin 102 jusqu'à ce que la masselotte 101 vienne en appui contre le bouchon 121 (figure 7C). On désactive alors la préhension par le grappin 102 en faisant pivoter les doigts 103 vers l'intérieur (figure 7D). Le grappin 102 peut alors être retiré de l'assemblage de mitigation 40.

On procède enfin à la remontée du grappin 102, la tête de PNS 105 étant insérée et verrouillée dans l'assemblage de mitigation 40 au moyen des doigts 100 insérés et maintenus dans la gorge 230 du boîtier 41 (figure 7E). Le poids de la masselotte 101 garantit le maintien du verrouillage de la tête de PNS 105 dans la tête d'assemblage 42 malgré la poussée ascendante pouvant être engendrée par des situations exceptionnelles comme le séisme vertical ou une remontée de bulle de gaz dans le boîtier.

On décrit maintenant les étapes chronologiques de déverrouillage et d'extraction de la tête de PNS 105 hors de l'assemblage de mitigation 40. En position verrouillée telle qu'illustrée en figure 7E, la masselotte 101 est en appui sur le bouchon 121 et les colonnes 213 font saillie de la masselotte 101. La hauteur de saillie est prévue légèrement inférieure au déplacement axial relatif maximal entre masselotte 101 et bouchon 121.

On descend le grappin de manutention 102 jusqu'à ce que la tête mobile en translation vienne en appui sur les colonnes 231. Après préhension de la masselotte 101 par les doigts pivotants 103 du grappin 102 insérés dans la gorge 226, il est possible d'assurer une translation relative vers le haut de la masselotte 101 par rapport au bouchon 121 et donc de provoquer le pivotement des doigts de verrouillage 100 vers l'intérieur. Ce pivotement est induit par le coulissement des axes 224 dans les rainures 225. Les doigts 100 sont alors extraits de la gorge 230 du boîtier 41 et la tête de PNS 105 est déverrouillée du reste de l'assemblage de mitigation 40. Lorsque le plan transversal 5 supérieur des colonnes 231 arrive au niveau du plan transversal supérieur de la masselotte 101, la tête mobile en translation ne peut plus imposer un déplacement axial relatif entre la masselotte 101 et le bouchon 121. Alors seule la translation vers le haut du grappin 102 permet alors de continuer l'extraction de la masselotte 101 jusqu'à ce que l'épaulement 240 réalisé en partie basse de la masselotte 101 vienne en butée contre 10 l'épaulement 241 en partie haute du bouchon 121. La tête de PNS 105 est alors soulevée par le grappin 102 puis extraite hors de l'assemblage 40.

Bien entendu, l'invention n'est pas limitée à l'exemple de réalisation qui vient d'être décrit. Diverses modifications peuvent y être apportées par l'Homme du métier.

Claims

REVENDICATIONS

1. Assemblage de mitigation (40) pour un réacteur nucléaire, comportant un boîtier (41) d'axe longitudinal (X) destiné à être inséré à la verticale dans le sommier (30) du réacteur, le boîtier (41) comportant une portion centrale (43) dans laquelle circule du corium et une portion supérieure (42) formant la tête de l'assemblage logeant un dispositif de protection neutronique supérieure (PNS), lequel comporte une tête de protection neutronique supérieure (105) supportant des absorbants neutroniques, et comprenant des moyens de verrouillage amovible (100) avec le boîtier (41) et une masselotte (101) formant une partie de la tête de protection neutronique supérieure (105), la masselotte (101) étant montée mobile en translation par rapport au reste de la tête de protection neutronique supérieure (105) sur une course donnée, les moyens de verrouillage (100) étant configurés de manière à ce que le verrouillage et le déverrouillage entre la tête de protection neutronique supérieure (105) et le boîtier (41) puissent s'effectuer par déplacement selon l'axe longitudinal de la masselotte (101) au moyen d'un grappin d'extraction (102) du dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) avec les doigts (103) du grappin accrochés dans la masselotte (101), caractérisé en ce que la portion supérieure (42) de l'assemblage de mitigation (40) comporte en outre un bloc d'étanchéité (107) de forme conique de sommet orienté vers le bas du boîtier (41) coopérant avec une surface interne (108) de forme conique du boîtier (41), un dispositif de joint d'étanchéité (109) étant formé entre le bloc d'étanchéité (107) et la surface interne (108) du boîtier (41), l'ensemble comprenant la tête de protection neutronique supérieure (105) et le bloc d'étanchéité (107) formant un bouchon d'étanchéité amovible (110) de l'assemblage de mitigation (40).
2. Assemblage selon la revendication 1, caractérisé en ce que la portion supérieure (42) de l'assemblage de mitigation (40) comporte en outre un bloc d'étanchéité intermédiaire (106) situé entre la tête de protection neutronique supérieure (105) et le bloc d'étanchéité (107) de forme conique, le bloc d'étanchéité intermédiaire (106) étant notamment de forme cylindrique.
3. Assemblage selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le bloc d'étanchéité (107) de forme conique et/ou le bloc d'étanchéité intermédiaire (106) sont en métal, notamment en acier inoxydable, ou contiennent des absorbants neutroniques, notamment tels que le carbure de bore (B₄C), l'hafnium (Hf), le di-borure d'hafnium (HfB₂), le di-borure de titane (TiB₂), le ferrobore (FeB), le dioxyde d'uranium (UO₂), les terres rares.
4. Assemblage selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que le dispositif de joint d'étanchéité (109) comporte un joint d'étanchéité à labyrinthe, disposé sur la surface conique extérieure du bloc d'étanchéité (107) de forme conique.
5. Assemblage selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que le dispositif de joint d'étanchéité (109) comporte une étanchéité réalisée par le biais de segments racleurs, notamment métalliques, disposés sur la surface extérieure du bloc d'étanchéité (107) de forme conique.
6. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que l'espace entre le bloc d'étanchéité de forme conique (107) et la surface interne (108) de forme conique du boîtier (41), définissant le jeu (J) du dispositif de joint d'étanchéité (109), est sensiblement nul.
7. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le bloc d'étanchéité (107) de forme conique comporte un sommet formant le nez (111) du bloc d'étanchéité (107) présentant une forme arrondie.
8. Assemblage selon la revendication 7, caractérisé en ce que la surface interne (112) du boîtier (41) s'étendant tout autour du nez (111) du bloc d'étanchéité (107) de forme conique est également de forme conique.
9. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la tête de protection neutronique supérieure (105) comporte une pièce formant bouchon (121) des absorbants neutroniques du dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) et supportant les moyens de verrouillage (100).
10. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que les moyens de verrouillage (100) sont constitués par des doigts (100) montés pivotants dans un plan vertical.
11. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la masselotte (101) comporte une gorge intérieure (226) dans laquelle les doigts (103) du grappin d'extraction du dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) peuvent s'accrocher.
12. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le boîtier (41) comporte une gorge intérieure (230) dans laquelle les doigts des moyens de verrouillage (100) peuvent s'insérer afin de constituer une butée supérieure pour le dispositif de protection neutronique supérieure (PNS).
13. Assemblage selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) comporte une ou plusieurs colonnes creuses (231) fixées à la pièce formant bouchon (121) et traversant la masselotte (101), la ou les colonnes (231) étant adaptées pour venir en appui contre une pièce mobile (233) en translation du grappin d'extraction (102) du dispositif de protection neutronique supérieure (PNS), afin d'appliquer un déplacement ascendant relatif entre la masselotte (101) et le reste du dispositif de protection neutronique supérieure (PNS) lors du déverrouillage.
14. Réacteur nucléaire (R), notamment un réacteur nucléaire (R) à neutrons rapides, caractérisé en ce qu'il comporte au moins un assemblage de mitigation (40) selon l'une quelconque des revendications précédentes.

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15. Procédé de fonctionnement d'un assemblage de mitigation (40) selon l'une quelconque des revendications 1 à 13, caractérisé en ce qu'il comporte l'une ou plusieurs des étapes suivantes lorsque l'assemblage est immergé sous sodium en position dans le cœur du réacteur :

- enlèvement du bouchon d'étanchéité amovible (110), puis purge de

10 l'intérieur du boîtier (41),

- enlèvement du bouchon d'étanchéité amovible (110), puis réalisation de mesures spécifiques au travers du boîtier (41), notamment pour des mesures d'inspection du platelage (31) et/ou des mesures physiques du cœur du réacteur.