WO2011067230A1 - Dispositif et procede d'assistance au chargement et dechargement du coeur d'un reacteur nucleaire a caloporteur sodium et reacteur nucleaire a caloporteur sodium comprenant un tel dispositif - Google Patents

Dispositif et procede d'assistance au chargement et dechargement du coeur d'un reacteur nucleaire a caloporteur sodium et reacteur nucleaire a caloporteur sodium comprenant un tel dispositif Download PDF

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WO2011067230A1
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sodium
rotating drum
reactor
slab
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Pierre Allegre
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Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to a device and a method for assisting the loading and unloading of the core of a sodium-cooled nuclear reactor called Sodium Fast Reactor and a sodium-cooled nuclear reactor comprising such a device.
  • the invention particularly relates to a sodium-cooled nuclear reactor, of integrated type, that is to say for which the primary circuit is completely included in a tank also containing the primary pumps and heat exchangers.
  • a reactor of this type is considered by way of example.
  • Sodium-cooled nuclear reactors usually have a tank in which the core is located.
  • the extraction of heat is done by circulating sodium, called primary sodium, to means of a pumping system placed in the tank.
  • the heat is transferred to an intermediate circuit, via one or more intermediate exchangers, before being used to produce steam in a steam generator.
  • This steam is then sent to a turbine to transform it into mechanical energy, which in turn is transformed into electrical energy.
  • the intermediate circuit makes it possible to isolate the primary sodium which is in the tank, with respect to the steam generator, and this, because of the violent reactions that may occur between the sodium and the water-vapor contained in the steam generator.
  • Sodium cooled reactors have common technical characteristics.
  • the tank is sealed on the top by a closure slab so that the primary sodium is not in contact with the outside air. All the components (exchangers, pumps, pipes, ...) pass through this slab vertically so that they can be disassembled and lifted vertically by a lifting device, using passage holes in this closure slab.
  • loop type SFR reactors the Intermediate exchangers and primary sodium pumping devices are located out of the tank.
  • SFR reactors of the integrated type the intermediate exchangers and the means for pumping the primary sodium are entirely located in the tank, which, while avoiding causing the primary circuit to leave the tank, constitutes an important advantage.
  • a reactor of this type has been retained in the reactor "SuperPhismex" in France, or in the project under the name EFR, as described in the document referenced [1] at the end of the description.
  • the primary sodium passes through the core 11 to carry off the calories produced.
  • the primary sodium arrives in an area 12 of the tank 13 of the reactor closed by the closure slab 24: commonly called hot collector.
  • This hot collector is separated from another zone 14, called the cold collector, by a wall 15 of cylindrical-conical shape called redan, consisting of a lower part 15a which surrounds the core 11 and which has a general shape of a truncated cone and an upper portion 15b which is a cylindrical portion.
  • Each intermediate exchanger 16 consists of a tube bundle in which the secondary sodium circulates and between which the primary sodium circulates. References 28 and 29 correspond to a supply pipe and a secondary sodium outlet pipe.
  • the secondary sodium enters a central tube, passes through the exchanger, and opens at the bottom of the exchanger in a distribution box, which allows to supply sodium all tubes of the tube bundle, to come out at an outlet manifold.
  • the path followed by the primary sodium is shown schematically in dashed lines 27 in FIG. 1.
  • the primary sodium enters each intermediate exchanger 16 through inlet windows 17 situated in the hot collector 12, gives up its heat to the secondary sodium, along the tubes of each intermediate exchanger 16, and leaves the intermediate heat exchanger by exit windows 18.
  • the primary sodium is sucked by pumping means 19 and sent directly to the inlet of the core 11, located below this one.
  • the pumping means 19 consist of electromechanical pumps whose shaft extends vertically substantially over the entire height of the tank 13 and passes through the closure slab 24.
  • the circulation of sodium in each intermediate exchanger 16 is carried out by gravity between the hot collector 12 and the cold collector 14.
  • the driving load of the primary sodium Cm between the two collectors 12, 14 is calibrated to a value of approximately 2 m corresponding to the difference H of level between that 20 of the hot collector 12 and that 21 of the cold collector 14.
  • Several specific exchangers 25, smaller in size than the intermediate exchangers 16, allow to evacuate the residual power of the core, which comes from the radioactive decay of the fission products that were created during the nuclear reactions when the reactor was in power (normal operation). These exchangers 25 are activated only when the reactor is stopped or in the event of an incident.
  • the hydraulic path of the primary sodium consists of the hot column shown schematically by the arrow in solid lines 26 and the cold column represented by the dashed arrow 27.
  • the heart of a nuclear reactor consists of fuel assemblies.
  • the loading / unloading of these fuel assemblies is currently carried out either open tank (Pressurized Water Reactor), or closed vessel with a system of rotating plugs, assembly lifts and handling systems articulated or not.
  • the spent fuel assemblies are thus extracted from the tank either to a temporary storage (SuperPhenix barrel type) or to the immediate periphery of the core, in spaces reserved for this purpose from the design stage, or directly to the used fuel assembly processing line. (washing, storage, transfer, ).
  • This reactor as illustrated in FIG. 2, comprises a tank 31 inside which the core 32 is disposed.
  • An outer rotating plug 34 and, in an eccentric position, an inner rotatable cap 35 can rotate in the slab of closure 33.
  • Inner and outer loading machines 36 and 37 are mounted on the inner rotatable plug 35 and pass therethrough.
  • each loading machine is provided with a grapple 38 and means for moving it vertically upwards or downwards through a corresponding tubular guide 39A or 39B open laterally.
  • any of the fuel assemblies may be removed from the core 32 by aligning one of the loading machines above it, lowering the hook of this machine and hooking on the fuel assembly, then raising the grapple for removing this fuel assembly from the heart and raising it in the corresponding guide 39A or 39B.
  • a transfer machine 40 is provided next to the outer rotary plug 14 to extend downwardly through the closure slab 33 into a lateral extension 31A of the reactor vessel 31.
  • This transfer machine 40 comprises an arm pantograph 41 on which is mounted a transfer member 42 which can be brought to a given position in which it is vertically below an additional grapple 43 which is similar to the grapple 38 and which can be raised and lowered so similar.
  • a fuel assembly storage carousel comprises a rotor 45 provided on its periphery with a series of supports 46 of fuel assemblies, which is mounted at the lower end of a tubular mount 47 by which this rotor is suspended from the closure slab 33.
  • a drive shaft makes it possible to rotate the rotor by means of a drive motor 48 mounted above the closure slab at the upper end of the rotor. 47. It is thus possible to bring any of the supports 46 directly below the grapple 43. Similarly, any of the supports 46 can be put in place directly beneath a guide tube 49 which is extends upwardly through the closure slab 33.
  • This support is equipped at its upper end with a discharge passage 50 through which a fuel assembly can be removed or introduced from above the closure slab 33 Qu and a fuel assembly is to be removed from the reactor core, it is placed in one of the guide tubes 39A or 39B, so as to be exposed through a lateral opening 51A or 51B of each of the guide tubes 39A or 39B while by being suspended from a grapple 38.
  • the rotating plugs 34 and 35 are in angular positions such that the opening 51B of the tube 39B of this machine is directly opposite the transfer member 42 of the transfer machine 40. If the inner loading machine 36 is in use, the outer rotary plug 34 is in the same angular position, but the plug Inner turn 35 has turned to its position at 180 °, the opening 51A of the tube 39A is opposite the transfer member 42. In both cases, the fuel assembly, which is held suspended by the corresponding grapple 38, is accessible to the transfer member 42. To transfer the fuel assembly, the transfer member 42 is first moved laterally by means of the pantograph arm 41 so that its lower end enters the opening 51B and is aligned below this fuel assembly.
  • the fuel assembly is then lowered from its full elevation position so that its lower end enters a cavity in the transfer member 42 and is held vertical.
  • the fuel assembly is then in its transfer position and the grapple which held its upper end can be released safely and removed upwards.
  • the pantograph arm is then actuated to move the transfer member and the fuel assembly laterally until this fuel assembly is below the grapple 43 of the transfer machine 40 which is then lowered to act on the end. top of this fuel assembly and which is then raised to clear the fuel assembly of the transfer member and raise it beyond its upper end.
  • the pantograph arm is again moved laterally to disengage the transfer member 42 from beneath the raised fuel assembly and the latter is then lowered by means of the grapple 43 to one of the supports 46 which has been appropriately placed by rotation of the storage carousel.
  • the fuel assembly can then either be stored therein, or completely removed from the inside of the reactor by rotation of the storage carousel to bring it vertically below the guide tube 49 and the exhaust passage 50 and to remove it through this tube by another grapple means.
  • the introduction into the core of fuel assemblies is carried out by the completion in the opposite direction of the sequence of operations stated above, the fuel assembly being first introduced into the storage carousel 44 through the passage of discharge 50, then transferred by means of the transfer machine 40 to one of the loading machines and finally lowered by this machine to its position in the reactor core.
  • the fuel assemblies held in the storage carousel or transferred between the storage carousel and the reactor core are fully immersed in the liquid sodium. Raising and lowering the control rods (not shown) of the reactor can be effected through the inner rotational cap, by means of control bar guide tubes 63.
  • This device does not allow the spent fuel to be discharged out of the operating reactor or to charge the new fuels in the operating reactor. In addition, it requires a large number of manipulations that can be sources of risk and loss of time. Finally, it comprises a plurality of means of handling and rotation, which multiplies the sources of dysfunction.
  • This device is located inside the tank, which allows a very significant gain in terms of availability of the equipped reactor. It allows a reduction of construction and operating costs by the absence of an auxiliary storage carousel, used for storage and cooling of spent fuel assemblies, thus meeting the wishes of the operators.
  • the invention relates to a device for assisting the loading and unloading of fuel assemblies of the core of a sodium-cooled nuclear reactor comprising a vessel adapted to be filled with sodium and inside which are arranged a core, pumping means for circulating the primary sodium, first intermediate heat exchangers, second residual heat exchangers, and closed by a closure slab characterized in that it comprises at least one rotating drum acting as a waiting zone for the assemblies new fuel and residual power decay zone for spent fuel assemblies comprising at least two concentric storage zones, a storage area for new fuel assemblies and a storage area for spent fuel assemblies, this at least one rotating drum being suitable for to be arranged in the tank under the closure slab.
  • the device further comprises a pantograph arm terminated by a guide sleeve, a stopper-chamber consisting of a rotating plug incorporating a pivoting shutter valve.
  • the rotating drum can be mechanically welded to a curved rack acting as a gear wheel, supported by roller supports adapted to be connected below the closure slab.
  • the invention also relates to a sodium-cooled nuclear reactor comprising a vessel adapted to be filled with sodium and inside which are arranged a core, pumping means for circulating the primary sodium, first intermediate heat exchangers , second residual heat exchangers, and a closure slab, characterized in that it comprises at least one rotating drum, acting as a waiting zone for the new fuel and cooling zone assemblies.
  • residual power decay for spent fuel assemblies comprising at least two concentric storage zones, a storage area for new fuel assemblies and a storage area for spent fuel assemblies, this at least one rotating drum being maintained in the vessel under the closing slab.
  • the rotating drum is held under the closure slab by roller supports, and actuated by a motor-pinion and gear system.
  • the rotating drum comprises at least two concentric storage zones, a storage area for the new fuel assemblies and a storage area for the spent fuel assemblies.
  • the device comprises a pantograph arm terminated by a guide sleeve, a closure cap comprising a rotating plug incorporating a pivoting shutter valve.
  • the rotating drum can be mechanically welded to a curved rack acting as a gear wheel, supported by the roller supports adapted to be connected below the closure slab.
  • the reactor is an integrated reactor.
  • the invention relates to a method for assisting the loading and unloading of fuel assemblies of the core of a nuclear heat-exchanger reactor comprising a vessel adapted to be filled with sodium and inside of which are arranged a core, pumping means for circulating the primary sodium, first intermediate heat exchangers, second residual heat exchangers, and closed by a closure slab, characterized in that it comprises a storage step new fuel assemblies on at least a first circular storage area of a rotating drum fixed under the closure slab and a step of storing the spent fuel assemblies on at least a second circular storage area of the rotating drum, concentric with the first .
  • the device for assisting the loading and unloading of the fuel assemblies of the invention is advantageously mainly composed of a rotating drum, a pantograph arm and a two-position lock-cap, which are easily accessible and inspectable.
  • This rotating drum saves space and saves time during the loading and unloading operations of the reactor core in operation. It allows:
  • the device of the invention also makes it possible, during a handling campaign, at the level of the reactor core, to limit the use of the rotating plug by simply positioning the grip gripper of the pantograph arm on the desired fuel assembly, since the rotation of the rotating drum ensures the displacement of the new and worn fuel assemblies.
  • FIG. 1 illustrates a vertical sectional view of a sodium-cooled nuclear reactor of the known art.
  • FIG. 2 illustrates a partial vertical sectional view of a sodium-cooled reactor of known art, with an external device for assisting the loading / unloading of the core.
  • FIG. 3 illustrates a vertical sectional view of a reactor according to the invention, with a device for assisting the loading / unloading of the core situated in the tank under the closure slab.
  • FIG. 4 illustrates details of the loading / unloading assistance device according to the invention.
  • Figures 5 to 16 illustrate the operation of the assistance device eu loading / unloading according to the invention.
  • FIG. 17 illustrates a "low" variant of the loading / unloading assistance device according to the invention.
  • FIG. 3 illustrates a sodium-cooled integrated nuclear reactor in which the device for assisting the loading and unloading of the invention is arranged.
  • This reactor 70 comprises in particular the following elements which have already been described and illustrated in FIGS. 1 and 2:
  • a gas transfer hood 79 incorporating an "elevator” function using a gripping grapple, for approaching the new fuel assemblies 91a and the evacuation of spent fuel assemblies 91b (illustrated in FIG. 4) .
  • the assistance device for loading / unloading fuel assemblies of the invention comprises:
  • a pantograph arm 90 terminated by a guide sleeve 99 allowing the displacement of the new or used fuel assemblies 91 in three dimensions: radially following the slot of the core control plug 84, laterally by rotation and vertically,
  • a plug-lock 92 allowing the entry-exit of the fuel assemblies 91 of the reactor vessel, composed of a rotating plug 93 incorporating a pivoting shutter valve 94,
  • a rotating drum 103 comprising at least two concentric zones 100 and 101 of housings 102 serving as waiting zone for the new fuel assemblies 91a for example of the inner zone as shown in FIG. 4 and of the residual power decay zone for the fuel assemblies 91b used, for example, the outer zone as shown in FIG. 4, mechanically welded with a toothed rack 95 bent at the top, supported by roller supports 96 connected below the closure slab 80
  • the rotation drive is provided by a motor 97, located outside the reactor vessel.
  • the rotating drum 103 located in the main sodium tank 71, serves as a buffer zone for the operations of changing spent fuel assemblies 91b.
  • the rotating drum 103 rotates to accommodate the fuel assemblies in their respective locations each time the transfer hood 79 brings a new fuel assembly and vice versa.
  • the spent fuel assemblies to be evacuated are positioned under the plug-lock 92 and taken into the gas transfer hood 79, when their residual power permits.
  • the rotating drum 103 When replacing spent fuel assemblies 91b, with the reactor stationary, the rotating drum 103 is positioned at the right of the pantograph arm 90 to receive the spent fuel assembly 91b, and then turns to make available to it the new fuel assembly 91a. .
  • the rotations of the pantograph arm 90 are thus limited to the strict minimum. This operation can be repeated as many times as necessary.
  • the rotating drum 103 has at least, in each concentric storage area 100 or 101, a number of housing locations 102 equal to the number of fuel assemblies to be replaced at each subsequent stop.
  • the rotating drum 103 has for example 140 housings 102, this number can be increased beyond this value depending on the operating requirements.
  • the rotating drum 103 may comprise two concentric zones for storing fuel assemblies 100 and 101, as illustrated in FIG. 4, or k times two zones (k being an integer> 1) depending on the space available. Similarly, it is possible to stack two drums as needed.
  • the rotating drum 103 is held under the closure slab 80 by roller supports 96, and actuated by a drive system 97 pinion 98 and toothed wheel, as shown in Figure 4, the slab 80 is not shown in this figure to clarify more.
  • the motor 97 actuating the rotary drum 93 is accessible on the closure slab 80. This slab is traversed by the transmission shaft.
  • the supports 96 provided with guide rollers are fixed under the slab.
  • the pinion 98 and the toothed wheel are located at the top of the tank to avoid contact with sodium and facilitate inspection of the system, for example using an endoscopic camera.
  • pantograph arm 90 The operation of the pantograph arm 90 is as follows. After placing this pantograph arm 90 through the closure slab 80, by means of a transfer hood not shown, the latter, as illustrated in FIG. 5, descends to grip the spent fuel assembly 91b to be removed from the core 73. The guide sleeve 99 then extracts the fuel assembly 91, as illustrated in FIGS. 6 and 7. The pantograph arm 90 then rises slightly higher than the level of the housings 102 of the rotating drum 103, as illustrated in FIG. 8. The pantograph arm 90 then folds back on itself , as illustrated in FIG. 9, until entering the body of the device with the spent fuel assembly 91b, as illustrated in FIG. 10. The pantograph arm 90 then makes a half turn, as illustrated in FIG.
  • the pantograph arm 90 then emerges from the rotating path of the rotating drum 103 to that it may rotate the new fuel assembly 91a to be replaced by the spent fuel assembly 91b extracted.
  • the reverse operation can then start. It comprises a seizure of the new fuel assembly 91a, an elevation thereof to take it out of its housing 102, a retraction of the pantograph arm 90, a half-turn of the pantograph arm 90, a redeployment of the pantograph arm 90 and finally a descent of the new fuel assembly 91a into the heart 73.
  • the displacement of the pantograph arm 90 is in three directions: vertically, following the heart radius 73 in the slot of the heart cover plug 84 and by rotation of the plug 81 through which it enters the tank. This kinematics allows it to access all the fuel assemblies. Once the pantograph arm 90 has been removed from the tank, the reactor can restart. The pantograph arm can in this way close the slot of the heart cover plug 84.
  • the extraction of used fuel assemblies 91b can take place in masked time and in the opposite way to the provision of a new fuel assembly. It thus comprises a rotation of the rotating drum 103 to put the "elevator" device constituted by the guide sleeve 99 in a spent fuel assembly 91b, and then evacuate it by means of the transfer hood 79.
  • the bottling and the removal of the fuel assemblies proceed as follows.
  • the transfer hood 79 is positioned on the plug-lock 92, the normal position is closed as shown in Figure 13 (valve 94 closed).
  • the valve 94 then pivots to clear the passage of the fuel assembly, as shown in FIG. 14.
  • the plug-lock 92 which is rotatable, can open on one or other of the concentric zones 100 or 101 rotating drum 103 for storing the assemblies, as illustrated in FIGS. 15 and 16.
  • the closure slab is shown as "transparent" in FIGS. 13 to 16, for the sake of clarity.
  • the plug-lock 92 by its two easily recognizable positions on the closure slab, avoids any handling error between new fuel assemblies 91a and used fuel assemblies 91b, since it allows to point to the two different diameters of the rotating drum 103 corresponding to the inner or outer storage areas 101 or 101.
  • the reactor can restart.
  • the setting up and the delayed withdrawal of the fuel assemblies can then take place, the reactor being in operation, via the plug-lock 92 and the handling hood 79.
  • the rotating drum 103 may have different dimensions from those illustrated on the Figures 3 and 4. As illustrated in Figure 17, it may be more elongated, in order to maintain the fuel assemblies awaiting evacuation, in a temperate zone of the reactor. Several exit chambers of the fuel assemblies can be arranged on the closure slab 80 of the reactor, since it is appropriate in this case to prevent the passage of the device of the invention in front of the hot primary sodium outlets of the cylindrical step to the intermediate exchangers. , to avoid thermohydraulic disturbances.

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Abstract

L' invention concerne un dispositif d'assistance au chargement et au déchargement d'assemblages combustibles du coeur (73) d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve (71) obturée par une dalle de fermeture (80), qui comprend un tambour tournant (103) faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs (91a) et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés (91b) comprenant au moins deux zones de stockage concentriques (100, 101), une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone (101) de stockage des assemblages combustibles usés, apte à être disposé dans la cuve sous la dalle de fermeture (80).

Description

DISPOSITIF ET PROCEDE D'ASSISTANCE AU CHARGEMENT ET DECHARGEMENT DU CŒUR D'UN REACTEUR NUCLEAIRE A CALOPORTEUR SODIUM ET REACTEUR NUCLEAIRE A CALOPORTEUR SODIUM COMPRENANT UN TEL DISPOSITIF
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
L'invention concerne un dispositif et un procédé d'assistance au chargement et déchargement du cœur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium dénommé SFR (« Sodium Fast Reactor ») et un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant un tel dispositif .
L'invention concerne notamment un réacteur nucléaire refroidi au sodium, de type intégré, c'est-à- dire pour lequel le circuit primaire est totalement inclus dans une cuve contenant également les pompes primaires et des échangeurs de chaleur. Dans la suite, pour des raisons de simplification de description, on considère un réacteur de ce type à titre d'exemple.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
Les réacteurs nucléaires refroidis au sodium (SFR) comportent habituellement une cuve dans laquelle se trouve le cœur. Un bouchon de contrôle du cœur ou BCC référencé 30 sur la figure 1, situé au- dessus du cœur, comprend l'instrumentation nécessaire au contrôle et au bon fonctionnement des réactions nucléaires. L'extraction de la chaleur s'effectue en faisant circuler le sodium, dit sodium primaire, au moyen d'un système de pompage placé dans la cuve. La chaleur est transférée à un circuit intermédiaire, via un ou plusieurs échangeur(s) intermédiaires (s) , avant d'être utilisée pour produire de la vapeur dans un générateur de vapeur. Cette vapeur est ensuite envoyée dans une turbine pour la transformer en énergie mécanique, à son tour transformée en énergie électrique. Le circuit intermédiaire permet d'isoler le sodium primaire qui est dans la cuve, par rapport au générateur de vapeur et ce, en raison des réactions violentes susceptibles de se produire entre le sodium et l'eau-vapeur contenue dans le générateur de vapeur en cas d'une éventuelle rupture d'un tube de ce dernier. Il y a ainsi deux circuits en sodium : l'un dit primaire chargé de transférer la chaleur entre le cœur et un (des) échangeur(s) de chaleur intermédiaire ( s ) , l'autre dit secondaire chargé de transférer la chaleur de l' (des) échangeur(s) intermédiaire ( s ) vers le générateur de vapeur.
Les réacteurs refroidis au sodium (SFR) présentent des caractéristiques techniques communes. La cuve est obturée sur le dessus par une dalle de fermeture afin que le sodium primaire ne soit pas en contact avec l'air extérieur. Tous les composants (échangeurs, pompes, tuyaux, ...) traversent cette dalle verticalement pour pouvoir être démontés et soulevés verticalement par un dispositif de levage, en utilisant des trous de passage dans cette dalle de fermeture. Il existe deux grandes familles de tels réacteurs: les réacteurs de type à boucles et les réacteurs de type intégré. Dans les réacteurs SFR de type à boucles les échangeurs intermédiaires et les dispositifs de pompage du sodium primaire sont situés hors de la cuve. Par contre dans les réacteurs SFR de type intégré les échangeurs intermédiaires et les moyens de pompage du sodium primaire sont intégralement situés dans la cuve, ce qui, en évitant de faire sortir le circuit primaire hors de la cuve, constitue un avantage important. Un réacteur de ce type a été retenu dans le réacteur « SuperPhénix » en France, ou dans celui en projet sous l'appellation EFR, tel que décrit dans le document référencé [1] en fin de description.
Dans un réacteur SFR de type intégré, tel que représenté schématiquement en figure 1, le sodium primaire traverse le cœur 11 pour emporter les calories produites. En sortie du cœur 11, le sodium primaire arrive dans une zone 12 de la cuve 13 du réacteur obturée par la dalle de fermeture 24 : couramment appelée collecteur chaud. Ce collecteur chaud est séparé d'une autre zone 14, appelée collecteur froid, par une paroi 15 de forme cylindriquo-conique appelée redan, constituée d'une partie inférieure 15a qui entoure le cœur 11 et qui a une forme générale de tronc de cône et d'une partie supérieure 15b qui est une portion cylindrique. Chaque échangeur intermédiaire 16 est constitué d'un faisceau de tube dans lequel circule le sodium secondaire et entre lesquels circule le sodium primaire. Les références 28 et 29 correspondent à un tuyau d' amenée et à un tuyau de sortie de sodium secondaire. Dans cet échangeur intermédiaire 16, le sodium secondaire entre dans un tube central, traverse 1' échangeur, et débouche en bas de l' échangeur dans une boîte de distribution, qui permet d'alimenter en sodium tous les tubes du faisceau de tubes, pour ressortir au niveau d'un collecteur de sortie. Le trajet suivi par le sodium primaire est schématisé en pointillés 27 sur la figure 1. Le sodium primaire entre dans chaque échangeur intermédiaire 16 par des fenêtres d'entrée 17 situées dans le collecteur chaud 12, cède sa chaleur au sodium secondaire, en longeant les tubes de chaque échangeur intermédiaire 16, et sort de l' échangeur intermédiaire par des fenêtres de sortie 18. Dans le collecteur froid 14, le sodium primaire est aspiré par des moyens de pompage 19 et envoyé directement vers l'entrée du cœur 11, située en dessous de celui-ci. Les moyens de pompage 19 sont constitués par des pompes électromécaniques dont l'arbre s'étend verticalement sensiblement sur toute la hauteur de la cuve 13 et traverse la dalle de fermeture 24. La circulation du sodium dans chaque échangeur intermédiaire 16 s'effectue par gravité entre le collecteur chaud 12 et le collecteur froid 14. La charge motrice du sodium primaire Cm entre les deux collecteurs 12, 14 est calibrée à une valeur d'environ 2 m correspondant à la différence H de niveau entre celui 20 du collecteur chaud 12 et celui 21 du collecteur froid 14. Plusieurs échangeurs spécifiques 25, de taille plus petite que les échangeurs intermédiaires 16, permettent d'évacuer la puissance résiduelle du cœur, qui provient de la décroissance radioactive des produits de fission qui ont été créés lors des réactions nucléaires lorsque le réacteur était en puissance (fonctionnement normal) . Ces échangeurs 25 ne sont mis en action que lorsque le réacteur est à l'arrêt ou en cas d'incident. Le chemin hydraulique du sodium primaire est constitué de la colonne chaude représentée schématiquement par la flèche en traits pleins 26 et de la colonne froide représentée par la flèche en pointillés 27.
Le coeur d'un réacteur nucléaire est constitué d'assemblages combustibles. Le chargement/déchargement de ces assemblages combustibles est actuellement réalisé soit cuve ouverte (Réacteur à Eau Pressurisée) , soit cuve fermée avec un système de bouchons tournants, d'élévateurs d'assemblages et de systèmes de manutention articulé ou non. Les assemblages combustibles usés sont ainsi extraits de la cuve soit vers un stockage temporaire (type barillet SuperPhenix) , soit en périphérie immédiate du cœur, dans des emplacements réservés à cet effet dès la conception, soit directement vers la chaîne de traitement des assemblages combustibles usés (lavage, stockage, transfert,...).
Le document référencé [2] en fin de description décrit un appareil qui effectue la manutention des assemblages combustibles et d'autres composants du cœur d'un réacteur nucléaire rapide, en transférant ceux-ci du cœur du réacteur vers un carrousel de stockage adjacent à ce cœur. Ce réacteur comme illustré sur la figure 2, comprend une cuve 31 à l'intérieur de laquelle est disposé le cœur 32. la cuve 31, entourée d'une protection contre les rayonnements, comprend une dalle de fermeture 33. Un bouchon tournant extérieur 34 et, en position excentrée, un bouchon tournant intérieur 35 peuvent tourner dans la dalle de fermeture 33. Des machines de chargement intérieure et extérieure 36 et 37 sont montées sur le bouchon tournant intérieur 35 et traversent celui-ci. La position, l'excentricité et les diamètres relatifs correspondants de ces deux bouchons tournants 34 et 35 sont tels que, par rotation de ceux-ci, l'une ou l'autre des machines de chargement peut être mise en alignement vertical au-dessus de l'un quelconque des différents canaux verticaux prévus dans le cœur pour la réception de composants de cœur amovibles, et notamment des assemblages combustibles. Chaque machine de chargement est munie d'un grappin 38 et de moyens pour le déplacer verticalement vers le haut ou vers le bas à travers un guide tubulaire correspondant 39A ou 39B ouvert latéralement. Ainsi, on peut enlever du cœur 32 l'un quelconque des assemblages combustibles en alignant au-dessus de lui l'une des machines de chargement, en abaissant le grappin de cette machine et en y accrochant l'assemblage combustible, puis en élevant le grappin pour retirer du cœur cet assemblage combustible et l'élever dans le guide correspondant 39A ou 39B. Une machine de transfert 40 est prévue à coté du bouchon tournant extérieur 14 pour s'étendre vers le bas à travers la dalle de fermeture 33 en pénétrant dans un prolongement latéral 31A de la cuve de réacteur 31. Cette machine de transfert 40 comprend un bras pantographe 41 sur lequel est monté un organe de transfert 42 qui peut être amené en une position donnée dans laquelle il se trouve verticalement au-dessous d'un grappin supplémentaire 43 qui est semblable au grappin 38 et qui peut être élevé et abaissé de façon analogue. Au voisinage de la machine de transfert 40, un carrousel de stockage d'assemblages combustibles comprend un rotor 45 muni sur sa périphérie d'une série de supports 46 d'assemblages combustibles, qui est monté à l'extrémité inférieure d'une monture tubulaire 47 par laquelle ce rotor est suspendu à la dalle de fermeture 33. Un arbre d'entraînement permet de faire tourner le rotor au moyen d'un moteur d'entraînement 48 monté au-dessus de la dalle de fermeture à l'extrémité supérieure de la monture 47. On peut ainsi amener l'un quelconque des supports 46 directement au-dessous du grappin 43. De même l'un quelconque des supports 46 peut être mis en place directement au—dessous d'un tube de guidage 49 qui s'étend vers le haut à travers la dalle de fermeture 33. Ce support est équipé à son extrémité supérieure d'un passage d'évacuation 50 à travers lequel un assemblage combustible peut être enlevé ou introduit à partir du dessus de la dalle de fermeture 33. Quand un assemblage combustible doit être enlevé du cœur du réacteur, il est placé dans l'un des tubes de guidage 39A ou 39B, de façon à être exposé à travers une ouverture latérale 51A ou 51B de chacun des tubes de guidage 39A ou 39B tout en étant suspendu à un grappin 38. Si la machine de chargement extérieure 37 est en service, les bouchons tournants 34 et 35 sont dans des positions angulaires telles que l'ouverture 51B du tube 39B de cette machine se trouve directement en face de l'organe de transfert 42 de la machine de transfert 40. Si la machine de chargement intérieure 36 est en service, le bouchon tournant extérieur 34 se trouve dans la même position angulaire, mais le bouchon tournant intérieur 35 a tourné à sa position située à 180°, l'ouverture 51A du tube 39A se trouve en face de l'organe de transfert 42. Dans les deux cas, l'assemblage combustible, qui est maintenu suspendu par le grappin correspondant 38, est accessible à l'organe de transfert 42. Pour transférer l'assemblage combustible, l'organe de transfert 42 est d'abord déplacé latéralement au moyen du bras pantographe 41 de façon que son extrémité inférieure pénètre dans l'ouverture 51B et soit alignée au-dessous de cet assemblage combustible. L'assemblage combustible est alors abaissé de sa position d'élévation complète de telle façon que son extrémité inférieure pénètre dans une cavité dans l'organe de transfert 42 et est maintenu vertical. L'assemblage combustible est alors dans sa position de transfert et le grappin qui maintenait son extrémité supérieure peut être dégagé avec sécurité et retiré vers le haut. Le bras pantographe est alors actionné pour déplacer l'organe de transfert et l'assemblage combustible latéralement jusqu'à ce que cet assemblage combustible soit au- dessous du grappin 43 de la machine de transfert 40 qui est alors abaissé pour agir sur l'extrémité supérieure de cet assemblage combustible et qui est ensuite relevé pour dégager l'assemblage combustible de l'organe de transfert et l'élever au—delà de son extrémité supérieure. Le bras pantographe est de nouveau déplacé latéralement pour dégager l'organe de transfert 42 de dessous l'assemblage combustible relevé et ce dernier est alors abaissé au moyen du grappin 43 jusqu'à l'un des supports 46 qui a été placé de façon appropriée par rotation du carrousel de stockage. L'assemblage combustible peut alors soit y être emmagasiné, soit, être enlevé complètement de l'intérieur du réacteur par rotation du carrousel de stockage pour l'amener verticalement au—dessous du tube de guidage 49 et du passage d'évacuation 50 et pour le retirer à travers ce tube par un autre moyen à grappin. L'introduction dans le coeur d'assemblages combustibles est effectuée par l'accomplissement en sens inverse de la suite d'opérations énoncée ci—dessus, l'assemblage combustible étant d' abord introduit dans le carrousel de stockage 44 par le passage d'évacuation 50, puis transféré au moyen de la machine de transfert 40 à l'une des machines de chargement et enfin abaissé par cette machine jusqu'à sa position dans le coeur de réacteur. Les assemblages combustibles maintenus dans le carrousel de stockage ou transférés entre le carrousel de stockage et le coeur de réacteur sont totalement immergés dans le sodium liquide. L'élévation et l'abaissement des barres de contrôle (non représentées) du réacteur peut s'effectuer à travers le bouchon tournant intérieur, cela s' effectuant par des tubes de guidage de barres de contrôle 63.
Ce dispositif ne permet pas de décharger les combustibles usés hors du réacteur en fonctionnement ou de charger les combustibles neufs dans le réacteur en fonctionnement. En outre, il nécessite un nombre important de manipulations qui peuvent être sources de risques et de perte de temps. Enfin, il comporte une pluralité de moyens de manutention et de rotation, ce qui multiplie les sources de dysfonctionnement.
Par rapport à ce document référencé [2], qui décrit un réacteur nucléaire refroidi au sodium comprenant un dispositif de chargement et déchargement des assemblages combustibles comportant un carrousel de stockage se trouvant à l'extérieur de la cuve et un bras pantographe se trouvant à l'intérieur de la cuve, l'inventeur propose un dispositif simple d'assistance au chargement et déchargement, qui permet aux assemblages de « refroidir » c'est-à-dire de faire diminuer leur énergie résiduelle, puis de les évacuer du réacteur, et inversement de faire rentrer des combustibles neufs dans le réacteur, ce, sans arrêter le réacteur et avec une économie de manipulations.
Ce dispositif est situé à l'intérieur de la cuve, ce qui permet un gain très significatif en termes de disponibilité du réacteur équipé. Il permet une réduction des coûts de construction et d'exploitation par l'absence d'un carrousel de stockage annexe, utilisé pour le stockage et le refroidissement des assemblages combustibles usés, en répondant ainsi aux souhaits des exploitants.
EXPOSÉ DE L' INVENTION
L' invention concerne un dispositif d'assistance au chargement et au déchargement d'assemblages combustibles du cœur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur, des moyens de pompage pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires, des seconds échangeurs de chaleur résiduels, et obturée par une dalle de fermeture caractérisée en ce qu' il comprend au moins un tambour tournant faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés comprenant au moins deux zones de stockage concentriques, une zone de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant étant apte à être disposé dans la cuve sous la dalle de fermeture.
Avantageusement le dispositif comprend en outre un bras pantographe terminé par un manchon-guide, un bouchon-sas composé d'un bouchon tournant intégrant un clapet obturateur pivotant. De plus le tambour tournant peut être mécano-soudé à une crémaillère cintrée faisant office de roue dentée, supportée par des supports à rouleaux aptes à être reliés en dessous de la dalle de fermeture.
L' invention concerne également un réacteur nucléaire à caloporteur sodium, comprenant une cuve adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur, des moyens de pompage pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires, des seconds échangeurs de chaleur résiduels, et une dalle de fermeture, caractérisé en ce qu'il comprend au moins un tambour tournant, faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés, comprenant au moins deux zones de stockage concentriques, une zone de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant étant maintenu dans la cuve sous la dalle de fermeture.
Avantageusement le tambour tournant est maintenu sous la dalle de fermeture par des supports à rouleaux, et actionné par un système moteur-pignon et roue dentée .
Avantageusement le tambour tournant comprend au moins deux zones de stockage concentriques, une zone de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés .
Avantageusement le dispositif comprend un bras pantographe terminé par un manchon-guide, un bouchon-sas composé d'un bouchon tournant intégrant un clapet obturateur pivotant. De plus le tambour tournant peut être mécano-soudé à une crémaillère cintrée faisant office de roue dentée, supportée par les supports à rouleaux aptes à être reliés en dessous de la dalle de fermeture.
Avantageusement le réacteur est un réacteur intégré .
L' invention concerne enfin un procédé d'assistance au chargement et déchargement d'assemblages combustibles du cœur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur, des moyens de pompage pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires, des seconds échangeurs de chaleur résiduels, et obturée par une dalle de fermeture, caractérisé en ce qu'il comprend une étape de stockage des assemblages combustibles neufs sur au moins une première zone de stockage circulaire d'un tambour tournant fixé sous la dalle de fermeture et une étape de stockage des assemblages combustibles usés sur au moins une seconde zone de stockage circulaire du tambour tournant, concentrique à la première.
Le dispositif d'assistance au chargement et au déchargement des assemblages combustibles de l'invention est avantageusement principalement composé d'un tambour tournant, d'un bras pantographe et d'un bouchon-sas à deux positions, facilement accessibles et inspectables .
Ce tambour tournant permet un gain de place et un gain de temps importants lors des opérations de chargement-déchargement du coeur du réacteur en fonctionnement. Il permet notamment de :
faire l'économie d'un carrousel de stockage externe permanent,
- faire l'économie d'un moyen de rotation,
- limiter les risques de défaillance de la mécanique fine (par exemple les engrenages, les pignons ...) déportée en dehors de la cuve du réacteur, et plus particulièrement en dehors du sodium caloporteur, et en faciliter la maintenance, - provisionner en réacteur les assemblages combustibles neufs, réacteur fonctionnant,
- évacuer les assemblages combustibles usés du réacteur après décroissance de leur puissance résiduelle, réacteur fonctionnant,
faciliter la différenciation entre les combustibles usés et les combustibles neufs.
Le dispositif de l'invention permet également lors d'une campagne de manutention, au niveau du cœur du réacteur, de limiter l'usage du bouchon tournant au simple positionnement de la pince de préhension du bras pantographe sur l'assemblage combustible désiré, puisque la rotation du tambour tournant assure le déplacement des assemblages combustibles neufs et usés.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS
La figure 1 illustre une vue en coupe verticale d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium de l'art connu.
La figure 2 illustre une vue en coupe verticale partielle d'un réacteur à caloporteur sodium de l'art connu, avec un dispositif externe d'assistance au chargement/déchargement du cœur.
La figure 3 illustre une vue en coupe verticale d'un réacteur selon l'invention, avec un dispositif d'assistance au chargement/déchargement du cœur situé dans la cuve sous la dalle de fermeture.
La figure 4 illustre des détails du dispositif d'assistance au chargement /déchargement selon l'invention. Les figures 5 à 16 illustrent le fonctionnement du dispositif d'assistance eu chargement/déchargement selon l'invention.
La figure 17 illustre une variante « basse » du dispositif d'assistance au chargement/déchargement selon l'invention.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
La figure 3 illustre un réacteur nucléaire intégré à caloporteur sodium, dans lequel est disposé le dispositif d'assistance au chargement et déchargement de l'invention.
Ce réacteur 70 comprend notamment les éléments suivants qui ont déjà été décrits et illustrés sur les figures 1 et 2 :
- une cuve principale 71,
- une cuve de sécurité 72,
- un cœur de réacteur 73,
- des pompes primaires 74 et 75, - un échangeur intermédiaire 76,
- des échangeurs de puissance résiduelle 77 et 78,
une hotte de transfert 79 en gaz, intégrant une fonction « ascenseur » à l'aide d'un grappin de préhension, pour l'approche des assemblages combustibles neufs 91a et l'évacuation des assemblages combustibles usés 91b (illustré dans la figure 4) .
- une dalle de fermeture 80,
- un système 81 de bouchon tournant,
- un échangeur 82, - un bouchon de contrôle de cœur ou BCC 84 qui est fendu de manière à permettre l'accès d'un bras pantographe 90 dans la cuve du réacteur via le système de bouchon tournant.
Comme illustré sur les figures 3 et 4, le dispositif d'assistance au chargement/déchargement d'assemblages combustibles de l'invention comprend :
un bras pantographe 90 terminé par un manchon-guide 99 permettant le déplacement des assemblages combustibles neufs ou usés 91 dans les trois dimensions : radialement suivant la fente du bouchon de contrôle de cœur 84, latéralement par rotation et verticalement,
un bouchon-sas 92 permettant l'entrée- sortie des assemblages combustibles 91 de la cuve du réacteur, composé d'un bouchon tournant 93 intégrant un clapet obturateur pivotant 94,
un tambour tournant 103 comprenant au moins deux zones concentriques 100 et 101 de logements 102 faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs 91a par exemple de la zone intérieure comme représenté sur la figure 4 et de zone de décroissance de puissance résiduelle pour les assemblages combustibles 91b usés par exemple la zone extérieure comme représenté sur la figure 4, mécano- soudé avec une crémaillère 95 cintrée en partie haute faisant office de roue dentée, supporté par des supports à rouleaux 96 reliés en dessous de la dalle de fermeture 80. L'entraînement en rotation étant assuré par un moteur 97, situé en dehors de la cuve du réacteur . Le tambour tournant 103, situé dans la cuve principale 71 en sodium, sert de zone tampon pour les opérations de changement des assemblages combustibles usés 91b. Dans la pratique, il est utilisé pour stocker les assemblages combustibles usés 91b, permettant ainsi la décroissance de leur puissance résiduelle, et pour stocker les assemblages combustibles neufs 91a devant être mis en place dans le coeur du réacteur lors d'un prochain arrêt. Il permet d'effectuer l'évacuation des assemblages combustibles usés 91b et l'approvisionnement en assemblages combustibles neufs, via la hotte de transfert 79 et le bouchon-sas 92, le réacteur étant en fonctionnement.
Le tambour tournant 103 tourne pour accueillir les assemblages combustibles dans leur emplacement respectif à chaque fois que la hotte de transfert 79 apporte un assemblage combustible neuf et inversement. Les assemblages combustibles usés à évacuer sont positionnés sous le bouchon-sas 92 et emmenés dans la hotte de transfert 79 en gaz, lorsque leur puissance résiduelle le permet.
Lors du remplacement des assemblages combustibles usés 91b, réacteur à l'arrêt, le tambour tournant 103 se positionne au droit du bras pantographe 90 pour accueillir l'assemblage combustible usé 91b, puis tourne pour mettre à sa disposition, l'assemblage combustible neuf 91a. Les rotations du bras pantographe 90 sont ainsi limitées au strict minimum. Cette opération peut être répétée autant de fois que nécessaire. Par conception, le tambour tournant 103 possède au minimum, dans chaque zone concentrique de stockage 100 ou 101, un nombre d'emplacements de logements 102 égal au nombre d'assemblages combustibles à remplacer à chaque arrêt suivant. Le tambour tournant 103 possède par exemple 140 logements 102, ce nombre pouvant être augmenté au delà de cette valeur en fonction des impératifs d'exploitation.
Le tambour tournant 103 peut comprendre deux zones concentriques de stockage d'assemblages combustibles 100 et 101, comme illustré sur la figure 4, ou k fois deux zones (k étant un entier >1) en fonction de la place disponible. De même, il est possible de superposer deux tambours en fonction des besoins.
Le tambour tournant 103 est maintenu sous la dalle de fermeture 80 par des supports à rouleaux 96, et actionné par un système moteur 97 pignon 98 et roue dentée, comme illustré sur la figure 4, la dalle 80 n'étant pas représentée sur cette figure pour plus de clarté. Le moteur 97 actionnant le tambour tournant 93 est accessible sur la dalle de fermeture 80. Cette dalle est traversée par l'arbre de transmission. Les supports 96 munis de rouleaux de guidage sont fixés sous la dalle. Le pignon 98 et la roue dentée sont situés en haut de la cuve pour éviter le contact avec le sodium et faciliter l'inspection du système, par exemple à l'aide d'une caméra endoscopique.
Le fonctionnement du bras pantographe 90 est le suivant. Après mise en place de ce bras pantographe 90 au travers de la dalle de fermeture 80, au moyen d'une hotte de transfert non représentée, celui-ci, comme illustré sur la figure 5, descend jusqu'à saisir l'assemblage combustible usé 91b à retirer du cœur 73. Le manchon-guide 99 extrait alors l'assemblage combustible usé 91b, comme illustré sur les figures 6 et 7. Le bras pantographe 90 remonte alors légèrement plus haut que le niveau des logements 102 du tambour tournant 103, comme illustré sur la figure 8. Le bras pantographe 90 se replie alors sur lui-même, comme illustré sur la figure 9, jusqu'à rentrer dans le corps du dispositif avec l'assemblage combustible usé 91b, comme illustré sur la figure 10. Le bras pantographe 90 fait alors un demi tour, comme illustré sur la figure 11, avant de se déployer, comme illustré sur la figure 12 et de déposer l'assemblage combustible usé 91b dans le logement 102 mis en face par la rotation du tambour tournant 103. Le bras pantographe 90 se dégage alors de la trajectoire tournante du tambour tournant 103 pour que celui-ci puisse par rotation amener l'assemblage combustible neuf 91a destiné à être mis en remplacement de l'assemblage combustible usé 91b extrait. L'opération inverse peut alors démarrer. Elle comprend une saisie de l'assemblage combustible neuf 91a, une élévation de celui-ci pour le sortir de son logement 102, une rétractation du bras pantographe 90, un demi-tour du bras pantographe 90, un redéploiement du bras pantographe 90 et enfin une descente de l'assemblage combustible neuf 91a dans le cœur 73.
Le déplacement du bras pantographe 90 se fait selon trois directions : verticalement, suivant le rayon du coeur 73 dans la fente du bouchon couvercle cœur 84 et par rotation du bouchon 81 au travers duquel il pénètre dans la cuve. Cette cinématique lui permet d'accéder à l'ensemble des assemblages combustibles. Une fois le bras pantographe 90 retiré de la cuve, le réacteur peut redémarrer. Le bras du pantographe peut de cette manière venir obturer la fente du bouchon couvercle cœur 84.
L'extraction des assemblages combustibles usés 91b peut se dérouler en temps masqué et de la manière inverse à la mise à disposition d'un assemblage combustible neuf. Elle comprend ainsi une rotation du tambour tournant 103 pour mettre à la verticale du dispositif « ascenseur » constitué du manchon-guide 99 un assemblage combustible usé 91b, puis évacuation de celui ci au moyen de la hotte de transfert 79.
La mise en cuve et le retrait des assemblages combustibles se déroulent de la manière suivante. La hotte de transfert 79 est positionnée sur le bouchon-sas 92, dont la position normale est obturée comme illustré sur la figure 13 (clapet 94 fermé) . Le clapet 94 pivote alors pour dégager le passage de l'assemblage combustible, comme illustré sur la figure 14. Le bouchon-sas 92, qui est tournant, peut s'ouvrir sur l'une ou l'autre des zones concentriques 100 ou 101 du tambour tournant 103 pour le stockage des assemblages, comme illustré sur les figures 15 et 16. La dalle de fermeture est représentée comme étant « transparente » sur les figures 13 à 16, pour des raisons de clarté. Le bouchon-sas 92, de par ses deux positions facilement repérables sur la dalle de fermeture, permet d'éviter toute erreur de manutention entre assemblages combustibles neuf 91a et assemblages combustibles usé 91b, puisqu' il permet de pointer sur les deux différents diamètres du tambour tournant 103 correspondant aux zones de stockage intérieure 100 ou extérieure 101.
Une fois le bras pantographe 90 retiré de la cuve, le réacteur peut redémarrer. La mise en place et le retrait différé des assemblages combustibles peuvent alors avoir lieu, le réacteur étant en fonctionnement, via le bouchon-sas 92 et la hotte de manutention 79.
Lors du dépôt d'un assemblage combustible usé 91b par le bras pantographe 90, la distance à parcourir est toujours la même pour rejoindre la zone 101 de stockage des assemblages usés 91b du tambour, et donc parfaitement visualisable sur le système de commande du bras pantographe 90. Il en est de même pour la prise d'un assemblage combustible neuf 91a, puisque les assemblages combustible neufs 91a et les assemblages usés 91b sont stockés sur deux zones concentriques de stockage différentes 100 et 101.
L'extraction des assemblages combustible usés, au terme de leur période de décroissance, peut se dérouler en temps masqué, le réacteur étant en fonctionnement. Il en serait de même pour la mise à disposition de l'assemblage combustible neuf.
Le tambour tournant 103 peut avoir des dimensions différentes de celles illustrées sur les figures 3 et 4. Comme illustré sur la figure 17, il peut être plus allongé, dans le but de maintenir les assemblages combustibles en attente d'évacuation, dans une zone tempérée du réacteur. Plusieurs sas de sortie des assemblages combustibles peuvent être aménagés sur la dalle de fermeture 80 du réacteur, car il convient dans ce cas d'éviter le passage du dispositif de l'invention devant les sorties de sodium primaire chaud du redan cylindrique vers les échangeurs intermédiaires, pour éviter des perturbations thermohydrauliques .
REFERENCES
[1) « Réacteurs à neutrons rapides refroidis sodium » de Jean-Paul Cretté (Techniques l'ingénieur, BN 3170, pages 1-24, 10 juillet 2005).
[2] FR 2 158 491 ou GB 1 382 797.

Claims

REVENDICATIONS
1. Dispositif d'assistance au chargement et au déchargement d'assemblages combustibles du cœur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve (71) adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur (73), des moyens de pompage (74, 75) pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires (76), des seconds échangeurs de chaleur (77) résiduels, et obturée par une dalle de fermeture (80) caractérisé en ce qu'il comprend au moins un tambour tournant (103) faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs (91a) et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés (91b) comprenant au moins deux zones de stockage concentriques (100 et 101), une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone (101) de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant (103) étant apte à être disposé dans la cuve sous la dalle de fermeture (80) .
2. Dispositif selon la revendication 1, comprenant en outre un bras pantographe (90) terminé par un manchon-guide (99) .
3. Dispositif selon les revendications 1 ou 2, comprenant un bouchon-sas (92) composé d'un bouchon tournant (93) intégrant un clapet obturateur pivotant (94) .
4. Dispositif selon l'une des revendications 1 à 3, dans lequel un tambour tournant (103) est mécano-soudé à une crémaillère cintrée (95) faisant office de roue dentée, supportée par des supports à rouleaux aptes à être reliés en dessous de la dalle de fermeture (80) .
5. Réacteur nucléaire à caloporteur sodium, comprenant une cuve (71) adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur (73), des moyens de pompage (74, 75) pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires (76), des seconds échangeurs de chaleur (77) résiduels, et une dalle de fermeture (80), caractérisé en ce qu' il comprend au moins un tambour tournant (103), faisant office de zone d'attente pour les assemblages combustibles neufs (91a) et de zone de décroissance en puissance résiduelle pour les assemblages combustibles usés (91b), comprenant au moins deux zones de stockage concentriques (100 et 101), une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone (101) de stockage des assemblages combustibles usés, cet au moins un tambour tournant (103) étant maintenu dans la cuve sous la dalle de fermeture (80) .
6. Réacteur selon la revendication 5, dans lequel le tambour tournant (103) est maintenu sous la dalle de fermeture (80) par des supports à rouleaux (96), et actionné par un système moteur-pignon et roue dentée .
7. Réacteur selon les revendications 5 ou 6, dans lequel le tambour tournant comprend au moins deux zones de stockage concentriques, une zone (100) de stockage des assemblages combustibles neufs et une zone de stockage des assemblages combustibles usés.
8. Réacteur selon l'une des revendications
5 à 7, dans lequel le dispositif comprend un bras pantographe (90) terminé par un manchon-guide (99) .
9. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 8, dans lequel le dispositif comprend un bouchon- sas (92) composé d'un bouchon tournant (93) intégrant un clapet obturateur pivotant (94) .
10. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 9, dans lequel un tambour tournant (103) est mécano-soudé à une crémaillère cintrée (95) faisant office de roue dentée, supportée par les supports à rouleaux reliés en dessous de la dalle de fermeture (80) .
11. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 5 à 10, qui est un réacteur intégré.
12. Procédé d'assistance au chargement et déchargement d'assemblages combustibles du cœur d'un réacteur nucléaire à caloporteur sodium comprenant une cuve adaptée pour être remplie de sodium et à l'intérieur de laquelle sont agencés un cœur (73), des moyens de pompage (74, 75) pour faire circuler le sodium primaire, des premiers échangeurs de chaleur intermédiaires (76), des seconds échangeurs de chaleur (77) résiduels, et obturée par une dalle de fermeture (80), caractérisé en ce qu'il comprend une étape de stockage des assemblages combustibles neufs sur au moins une première zone de stockage circulaire d'un tambour tournant fixé sous la dalle de fermeture (80) et une étape de stockage des assemblages combustibles usés sur au moins une seconde zone de stockage circulaire du tambour tournant, concentrique à la première .
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